- •5. Ядерные технологии не связанные с энергетикой и их использование
- •7. Определения: облучение, доза поглощенная, доза эквивалентная, взвешивающий коэффициент
- •11. Определения: загрязнение радиоактивное, дезактивация, отходы радиоактивные.
- •15. Источники ионизирующего излучения земного происхождения
- •17. Характеристики урановых руд
- •19. Методы добычи урана
- •21. Выщелачивание урана
- •23. Метод сорбции соединений урана
- •25. Осаждение, получение сухих концентратов урана
- •27. Схема получения чистых окислов урана
- •29. Свойства гексафторида урана
- •31. Метод газовой диффузии
- •33. Аэродинамические методы разделения изотопов
- •35. Основные этапы производства твэл.
- •37. Аук процесс
- •39. Технологии изготовления твэл и твс
- •43. Основные компоненты ядерного реактора
- •53. Кипящие реакторы. Реактор типа рбмк
- •55. Газоохлаждаемые реакторы типа Magnox и agr
- •57. Реакторы бн с натриевым теплоносителем
- •59. Авария на аэс Виндскейл
- •61. Авария на чаэс
- •63. Авария на по «Маяк», Южный Урал, Россия, 1957 г
- •65. Определения: проектная авария, максимальная проектная авария, запроектная авария
- •67. Экологические последствия эксплуатации аэс
- •69. Определения: отработанное ядерное топливо (оят) и радиоактивны отходы (рао)
- •71. Основные задачи безопасного обращения с оят на аэс
- •73. Обращение с радиоактивными отходами
- •75. Классификация рао
- •77. Последовательность операций по обращению с рао
- •12. Определения: объект радиационный, санитарно-защитная зона, зона наблюдения.
- •14. Источники ионизирующего излучения космического происхождения.
- •16. Искусственные источники излучения в окружающей среде.
- •18. Схема основных технологий, связанных с добычей урана.
- •20. Методы обогащения урановой руды при добыче.
- •22. Осветление урановой пульпы.
- •24. Методы экстракции соединений урана.
- •26. Аффинаж.
- •28. Радиационное воздействие в процессе добычи урана.
- •30. Методы получения гексафторида урана.
- •32. Метод цинтрифугирования.
- •34. Альтернативные методы разделения изотопов.
- •42. Управление цепной реакцией деления. Суз.
- •44. Классификация реакторов по назначению и мощности.
- •48. Классификация реакторов по роду замедлителя.
- •50. Классификация реакторов по конструкционным особенностям.
- •52. Легководные реакторы. Реактор типа ввэр.
- •54. Реакторы на естественном уране с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем.
- •56. Реакторы htgr.
- •58. Характеризация аварий на реакторах.
- •60. Авария на аэс Three Mile Island.
- •62. Авария на Фокусиме.
- •64. Авария на предприятии ятц Токаймура, Япония, 1999 г.
- •66. Особенности и преимущества реактора брест.
- •68. Основные радионуклиды образующиеся при работе аэс и их воздействие на человека.
- •70. Особенности обращения с оят.
- •72. Технологических операций по обращению с оят.
- •74. Характеристики рао, используемые для их классификации.
- •76. Принципы обращения с рао.
75. Классификация рао
Низкоактивные отходы – это отходы с низкими концентрациями радионуклидов, не требующие специальных защитных мер. Поступают при работе ядерных установок, от деятельности исследовательских центров, госпиталей, промышленности. Обычно это салфетки, полотенца, шприцы, перчатки, фильтры, защитная одежда и обувь и т.д.
Среднеактивные отходы – это отходы с более высокими концентрациями радионуклидов, требующие защитных экранирующих и манипулирующих устройств используемых для защиты персонала. Поступают при работе атомных станций и перерабатывающих установок, от медицинских, промышленных и исследовательских предприятий и организаций, в которых используются радиоактивные изотопы и представлены металлическим ломом, полужидкими отходами, смолами и использованными радиоизотопными источниками и т.п.
Высокоактивные отходы – это отходы с наивысшими концентрациями радионуклидов, что приводит к физически горячему их состоянию. Требуют охлаждения, сильного экранирования и применения устройств манипуляции с дистанционным управлением. Поступают от установок регенерации ядерного топлива, это отработавшее ядерное топливо и жидкие отходы, образующиеся в процессе переработки (выделения) плутония и т.д.
77. Последовательность операций по обращению с рао
В соответствии с общепринятыми принципами во всех странах порядок обращения с РАО регламентирован национальным законодательством и международными соглашениями. Радиоактивные отходы после их образования, в целях уменьшения опасности и экономической обоснованности подвергаются ряду процессов преобразования и перемещения перед их долговременным хранением или окончательным захоронением. Последовательность процессов может различаться, но почти всегда она включает сбор и сортировку РАО по категориям; обработку и уменьшение объема; кондиционирование; транспортирование; хранение или захоронение. Для обращения с РАО задействуется собственный персонал предприятий, а также специализированные организации, имеющие лицензию на какой-то один (например, транспортировка) или все виды деятельности по обращению с радиоактивными отходами.
Схемы ядерных топливных циклов.
Рис.1.
Схема типичных открытого и замкнутого
(с рециклом U
и Ри) ЯТЦ для АЭС с реактором на тепловых
нейтронах (около предприятий указаны
характерные для них и значимые для
цикла в целом факторы воздействия на
окружающую среду): [1] Р,
Т и X
– соответственно радиоактивное,
тепловое и химическое загрязнения; РЗ,
РВ и РЭ - расход соответственно земельных
площадей, воды и энергоресурсов.
Атомная энергетика в мире.
Все большее количество стран — и развитых, и развивающихся, — сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 435).
Ежегодно атомные станции в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2, а в Японии — 270 миллионов тонн СO2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.
Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем — Япония (50 блоков). Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (33 энергоблока).
Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Cамая крупная в Европе — это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).
Определения: радиоактивный распад, радиация, активность, источник ионизирующего излучения.
Радиоактивный распад– это процесс самопроизвольного распада неустойчивых ядер в другие ядра (в конечном итоге, стабильные).
Радиация – излучение энергии в виде быстрых элементарных частиц или электромагнитных волн. При превращениях (распадах) радиоактивных ядер атомов возникают различные виды излучения: альфа-, бета-, гамма-излучение, рентгеновское излучение, нейтроны, тяжелые ионы.
Активность — источника (в ядерной физике) число распадов радиоактивных ядер в единицу времени.
Источник ионизирующего излучения— объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.
Взвешивающие коэффициенты для различных видов излучения.
Коэффициент качества ионизирующего излучения равен 1 для рентгеновского, бета- и гамма-излучения, 3÷10 – для протонов и быстрых нейтронов, 20 – для альфа-частиц.
Основные единицы СИ и внесистемные единицы, связанные с радиационной безопасностью.
Величина |
Наименование и обозначение единицы измерения |
Соотношения м/у единицами | |
Внесистемные |
Си | ||
Активность нуклида, А |
Кюри (Ки, Ci) |
Беккерель (Бк, Bq) |
1 Ки = 3.7·1010Бк 1 Бк = 1 расп/с 1 Бк=2.7·10-11Ки |
Экспозицион- ная доза, X |
Рентген (Р, R) |
Кулон/кг (Кл/кг, C/kg) |
1 Р=2.58·10-4 Кл/кг 1 Кл/кг=3.88·103 Р |
Поглощенная доза, D |
Рад (рад, rad) |
Грей (Гр, Gy) |
1 рад-10-2 Гр 1 Гр=1 Дж/кг |
Эквивалентная доза, Н |
Бэр (бэр, rem) |
Зиверт (Зв, Sv) |
1 бэр=10-2 Зв 1 Зв=100 бэр |
Интегральная доза излучения |
Рад-грамм (рад·г, rad·g) |
Грей- кг (Гр·кг, Gy·kg) |
1 рад·г=10-5 Гр·кг 1 Гр·кг=105 рад·г |