- •Сокращения
- •Содержание
- •Введение
- •1 Теоретическая часть
- •Основные свойства трития
- •1.2 Реакторы для наработки трития
- •1.3 Пути решения проблемы газовых выбросов трития
- •1.3.1 Фазовый изотопный обмен
- •1.3.2 Комплексная технология
- •1.4 Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов (Предприятия «Маяк», аэс и ядерных хранилищ)
- •1.4.1 Тритий аэс
- •1.4.2 Тритий ядерных хранилищ
- •1.5 Химические и физические свойства бериллия
- •1.5.1 Распространение бериллия в природе
- •1.5.2 Физические свойства бериллия
- •1.5.3 Химические свойства бериллия
- •1.5.4 Получение бериллия
- •1.5.5 Применение бериллия
- •1.6 Переработка облученного бериллия
- •1.7 Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора мир
- •2 Расчетная часть
- •2.1 Вычисление плотности потока нейтронов
- •2.2 Система дифференциальных уравнений
- •3 Производственная и экологическая безопасность при выполнении расчетных исследований на эвм
- •3.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов
- •3.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и вредного воздействия и устранению их влияния на работающих.
- •3.2.1 Организационные мероприятия
- •3.2.2 Технические мероприятия
- •3.2.3 Условия безопасной работы
- •3.3 Электробезопасность
- •3.4 Пожарная и взрывная безопасность
- •4 Экономическая часть
- •4.1 Планирование этапов и работ по выполнению ниокр
- •4.2 Определение трудоемкости выполнения ниокр
- •4.3 Техническая готовность темы.
- •4.4 Определение плановой себестоимости проведения ниокр.
- •4.4.1 Затраты на материалы
- •4.4.2 Затраты на оплату труда работников, непосредственно занятых выполнением ниокр
- •4.4.3 Отчисления во внебюджетные фонды
- •4.4.4 Работы, выполняемые сторонними организациями
- •4.4.5 Спецоборудование для научных и экспериментальных работ
- •4.4.6 Прочие прямые расходы
- •4.4.7 Накладные расходы
- •Заключение
- •Список использованных источников
- •Приложение а
- •Приложение б
1.3.2 Комплексная технология
Особого обсуждения требует проблема вторичных отходов, образующихся при очистке воздуха. Задача уменьшения их количества, равно как и переработки накопленных и хранящихся сегодня на разных объектах ЯТЦ больших объемов отходов тритированной воды, в принципе, имеет технологическое решение. В ряде стран, в том числе и в России, разработан метод, основанный на химическом изотопном обмене водорода с водой – так называемый СЕСЕ-процесс (combined electrolysis and catalytic exchange). Для его проведения требуется специальный катализатор, обладающий свойством гидрофобности. Такой катализатор был разработан в 70-х годах прошлого века сначала в Канаде, а затем во многих других странах, включая Россию. В Канаде СЕСЕ-технология применяется для изотопной очистки тяжеловодного теплоносителя реактора CANDU. В России с 1995 года в ПИЯФ имени Б. Константинова (Гатчина) работает опытно-промышленная установка депротизации и детритизации тяжеловодных отходов, в которой до сих пор без замены используется российский катализатор. В обоих случаях использование этой технологии оправдано целью – поддержанием необходимых ядерно-физических свойств теплоносителя либо получением достаточно дорогостоящей кондиционной тяжелой воды.
Как правило, концентрация трития в хранящихся отходах легководных реакторов невелика, и даже при большом объеме таких отходов его суммарное количество очень мало (например, в 1500 т отходов с исходной концентрацией трития 37 МБк/кг содержится всего 0.15 г трития). Таким образом, переработка хранящихся тритий содержащих отходов с целью значительного сокращения их объема всегда будет затратной, ее проведение определяется только экологическими соображениями. Однако с термодинамической точки зрения маловероятно появление в будущем технологии, более экономичной, чем та, что основана на изотопном обмене между водой и водородом. В связи с этим можно предложить комплексную технологическую схему переработки тритий содержащих отходов. В основе этой схемы лежат уже рассмотренные выше методы и, на финишной стадии, процесс криогенной ректификации водорода. Его необходимость обусловлена тем, что при использовании химического изотопного обмена в системе «вода-водород» степень концентрирования трития в воде ограничена, поскольку при высоких содержаниях трития идет процесс саморадиолиза воды. Максимальная концентрация трития в этой системе, по разным оценкам, не должна превышать 40 ТБк/кг. Процесс криогенной ректификации, также хорошо освоенный в России, позволяет проводить концентрирование вплоть до практически чистого трития.
В настоящее время подобная схема принята как составная часть системы тритиевой безопасности для проектируемого термоядерного реактора ITER (Кадараш, Франция). Согласно данным литературы в ближайшем будущем она будет реализована в научном центре в Кулхаме (UKAEA, Великобритания) для переработки тритий содержащих отходов, образовавшихся в ходе эксплуатации европейского термоядерного реактора JET.
Оба приведенных примера относятся к термоядерным реакторам, в которых используется или предполагается использовать большое количество чистого трития. В России, как правило, небольшая концентрация трития в отходах, и целесообразность реализации приведенной схемы определяется соотношением затрат на хранение или захоронение отходов и стоимости их переработки, для чего должна быть проведена соответствующая технико-экономическая оценка.
В России разработаны все технологии, необходимые для переработки различных тритий содержащих отходов. В настоящее время наиболее целесообразно предусматривать на действующих или строящихся ядерных объектах создание достаточно простых и недорогих систем детритизации газовых сбросов, предназначенных для аварийных ситуаций или проведения ремонтных работ. Эту позицию разделяют и в ГК «Росатом». В настоящее время планируется начало работ по созданию установок детритизации воздуха с использованием технологии изотопного обмена для нового производственного помещения ФГУП ПО «Маяк» и разрабатываемой установки вскрытия ОЯТ методом волоксидации на Горно-химическом комбинате (Красноярск).