Вопрос 23

Система продувки и расхолаживания

Для расхолаживания реактора при плановых и аварийных остановах блока, а также для обеспечения охлаждения продувочной воды, поступающей на фильтры байпасной очистки, предусмотрена система продувки и расхолаживания. В состав системы входят 2 насоса расхолаживания, регенераторы и доохладители продувки.

Схема продувки и расхолаживания контура МПЦ:

1 Запорная арматура подачи воды на расхолаживание

2 Запорная арматура подачи воды на продувку

3 Насос расхолаживания

4 Регенератор продувки

5 Доохладитель

6 Фильтры байпасной очистки

7 Запорная задвижка на байпасе фильтров

8 Смеситель

9 Подача воды в барабаны-сепараторы

В номинальном режиме теплоноситель контура МПЦ расходом 200 т/ч (по 100 т/ч с каждой половины контура), под действием напора ГЦН поступает в регенераторы, где охлаждается с 270 °С до 68 °С за счет отвода тепла к холодной возвратной воде после байпасной очистки. После дополнительного охлаждения до 50 °С в доохладителе водой промежуточного контура контурная вода поступает на фильтры системы очистки. Пройдя очистку, вода нагревается в регенераторах с 50 °С до 250 °С и поступает в смесители, установленные на питательных трубопроводах. Смешиваясь с питательной водой, очищенная контурная вода возвращается в барабаны-сепараторы.

В режиме расхолаживания после снижения температуры воды в контуре МПЦ до 180 °С включаются насосы расхолаживания и контурная вода из водяных перемычек барабан-сепараторов подается в доохладители и возвращается через смесители в барабан-сепараторы. Система расхолаживания обеспечивает требуемую скорость расхолаживания 10—30 °С/ч или поддержание заданной температуры в контуре МПЦ при проведении ремонтных работ. На 2 блоке система расхолаживания модернизирована.

Вопрос 24 Обращение с оят.

Отработавшее я́дерноето́пливо — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих).

Облучённое ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку.

ОЯТ во многих странах считается радиоактивными отходами и не перерабатывается, а хранится в герметичном виде в соответствующих хранилищах. В России также часть ОЯТ - от некоторых типов реакторов - "не подлежит переработке" (регенерации), не перерабатывается и поэтому относится к категории РАО. Некоторая часть ОЯТ перерабатывается на челябинском химкомбинате "Маяк". Из этого ОЯТ выделяют весь уран (в том числе остатки невыгоревшего урана-235), образовавшийся плутоний и некоторые необходимые для каких-либо целей радиоактивные изотопы. Процесс регенерации весьма сложен, дорог и наиболее опасен в смысле загрязнения природной среды. Все основные технологические операции ведутся дистанционно. Регенерированный уран и плутоний практически не используются.

Активность ОЯТ колоссальна. Считается, что активность 1 (одной) тонны "свежего" ОЯТ равна примерно 1 миллиону кюри. Соответственно, 1 килограмм ОЯТ имеет активность 1 тысячу кюри. При этом всего только 1 грамм ОЯТ (имеющий активность 1 Ки продуктов деления) обусловит дозу в 1 рентген в час (Р/час) на расстоянии 0,5 м. Для человека абсолютно смертельной является доза в 1000 рентген. Применительно к ОЯТ это означает, что человек, находящийся на расстоянии в полметра от 1 кг ОЯТ, за 1 час получит смертельную дозу радиации. А активности одной тонны ОЯТ (1 миллион кюри) хватит, чтобы обеспечить смертельную для человека дозу за пару секунд.

В легко-водном реакторе топливо остается внутри него приблизительно в течение трех лет. Кроме теплоты, выделяемой при реакции расщепления U-235, реактор производит расщепляющийся плутоний (Pu-239), который накапливается в топливных элементах. По истечению примерно трех лет, содержание продуктов деления и других материалов, поглощающих нейтроны, возрастает настолько, что цепная реакция деления замедляется. Отработанные топливные сборки в этом случае удаляют и заменяют новыми. Приблизительно одну третью часть топлива заменяют каждый год. После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) сохраняет радиоактивность и выделяет тепло. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего излучения. Следующим шагом может быть:

- окончательное захоронение – завершение открытого топливного

- переработка отработанного ядерного топлива для дальнейшего использования - закрытый топливный

Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется непосредственно в реакторном отделении. Затем оно перемещается в другое место на специальные склады "сухого хранения".

В закрытом топливном цикле для современных легко-водных реакторов топливо проходит точно такой же путь. Начиная с урановых рудников и заводов, уран проходит все стадии преобразования и обогащения для изготовления реакторного топлива.

После удаления топлива из реактора, топливные стержни проходят обработку на перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После специальной химической обработки из отработанного топлива выделяют два ценных продукта: плутоний и неиспользованный уран. Примерно 3% топлива при этом остается в качестве высокоактивных отходов. После битумирования, бетонирования или остекловывания эти высокорадиоактивные материалы подлежат длительному захоронению.

Приблизительно 96% урана, который используется в реакторе, остается в отработанном топливе (в том числе примерно 1% U-235). В процессе ядерных превращений часть топлива преобразуется в теплоту и радиоактивные продукты распада, а некоторая часть – в плутоний и другие актиноиды. Следовательно, переработка отработанного ядерного топлива может быть экономически выгодна за счет восстановления неиспользованного урана и плутония, который был произведен в реакторе. Это также уменьшает объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить.

В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения. Pu-239 можно смешать с обедненным ураном и получить смешанное оксидное топливо или MOX-топливо, которое поставляется в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки в реакторы-размножители.

Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Закрытый топливный цикл, таким образом, является более эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических единицах экономия составляет около 30%). И хотя промышленность сразу одобрила этот подход, такие схемы переработки отработанного ядерного топлива пока не получили широкого распространения.