Радиохимический завод

Рис. 13.5. Внутренний вид монтажного зала радиохимического завода по переработке делящихся материалов [2].

Радиохимические заводы по производству Ри [c.204]

При рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся ядерной энергетике. Однако в этом случае экономически допустима некоторая задержка в сроках практической реализации рецикла из-за отставания в сооружении радиохимических заводов и особенно в решении весьма сложных проблем удаления и захоронения радиоактивных отходов. Но пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это значит, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого из недр природного урана, а отработавшее топливо будет находиться в специальных бассейнах или на складах. Эффективное использование ядерного топлива, снижение потребностей в природном уране, безусловно, требуют создания предприятий по химической переработке топлива, отработавшего в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, и обеспечения рецикла урана и плутония в ядерной энергетике. [c.91]

Отработавшее топливо (30 т/год) удаляется из реактора и после выдержки в течение 2—5 лет в бассейнах на АЭС транспортируется на радиохимический завод. Жидкие и твердые радиоактивные отходы локализуются иа АЭС и хранятся в специальных хранилищах, газообразные выбрасываются в атмосферу через высокие вентиляционные трубы после выдержки в газгольдерах и разбавления воздухом до установленных норм. [c.93]

В настоящее время радиохимическая переработка отработавшего на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах топлива проводится лишь в нескольких капиталистических странах и не в полном объеме. Поэтому отработавшее топливо продолжает накапливаться в бассейнах выдержки на АЭС или в долговременных складах-хранилищах во все возрастающих количествах. За исключением Франции и Великобритании, радиохимическая переработка отработавшего топлива осуществляется в Японии, ФРГ, Бельгии, Индии и других странах на предприятиях небольшой мощности. В США радиохимические заводы, предназначенные для переработки отработавшего ядерного топлива, законсервированы. Промышленная технология радиохимической переработки отработавшего топлива в большинстве развитых стран проходит еще стадию экспериментального изучения, технического совершенствования и накопления опыта. [c.118]

Следует отметить высокую стоимость радиохимических заводов, недостаточную отработанность ряда технологических процессов и оборудования, применяемого при переработке отработавшего топлива и особенно радиоактивных отходов, способов их удаления и контролируемого безопасного захоронения. [c.118]

Мощность радиохимических заводов, 10 т/год [c.120]

При неготовности или отсутствии необходимых мощностей радиохимических заводов считается возможным обеспечить длительное хранение (10—40 лет) отработавшего топлива в бассейнах выдержки на АЭС, в специальных хранилищах, в сухих контейнерах. [c.127]

Предложенная США политика в отношении дальнейшего развития топливного цикла ядерной энергетики не встретила поддержки со стороны других индустриальных стран и подвергалась критике в самих США. Спустя 5 лет (в 1982 г.) запрет на химическую переработку отработавшего топлива АЭС в США был отменен, но, как видно из табл. 5.2, и в 1995 г. ввод мощностей радиохимических заводов в США не предвидится. [c.128]

В табл. 10.3 приведены данные об изменении во времени удельной v-активности и остаточного тепловыделения ТВС реакторов ВВЭР (рис. 10.4) при средних (28-10 и 42-10 МВт-сут/т) и максимальных (40-10 и 54-10 МВт-сут/т) глубинах выгорания. Из табл. 10.3 видно, что наиболее резко активность и тепловыделение снижаются при выдержке до одного года однако двухлетняя выдержка по сравнению с годовой также существенно уменьшает активность (более чем в 2 раза). При трехлетней выдержке по сравнению с двухлетней уменьшается скорость снижения радиоактивности ( 20%), но остается еще значительным удельное тепловыделение. Транспортирование такого топлива с АЭС на радиохимический завод значительно облегчается снижаются защита и масса контейнеров или при заданной защите и массе контейнера может быть увеличено количество загружаемых ТВС упрощается задача охлаждения контейнера и ТВС в пути. Оптимальное время выдержки для отработавшего топлива легководных реакторов может быть различным в зависимости от глубины выгорания, от принятого способа (железнодорожный или водный транспорт) и технических средств транспортирования, а также от расстояний от АЭС до завода. [c.341]

Рис. 10.5. Железнодорожный вагон-контейнер (тип 6) для перевозки от АЭС на перерабатывающий радиохимический завод (или в промежуточные хранилища) отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440

Поступившее от АЭС на радиохимический завод топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейны складов-хранилищ, 356 [c.356]

Из бассейнов ТВС поступают в отделение разделки, представляющее собой наиболее сложный комплекс радиохимического завода и оснащенное дистанционно управляемой техникой. [c.357]

Таблица 10.10. Основные радиохимические заводы капиталистических стран

Численность персонала завода составит 1000 чел.В табл. 10.11 приведены некоторые нормативные показатели проекта радиохимического завода DWK- [c.368]

Необходимо подчеркнуть, что наибольшую трудность для консервации и хранения представляет Кг, поэтому он потенциально опасен. Чтобы удовлетворить жестким требованиям радиационной безопасности и охраны окружающей среды, радиохимические заводы оборудуются многоцелевыми газоочистными системами, включающими в себя отдельные сложные установки для эффективного улавливания иода, трития и криптона. Для их сброса в атмосферу установлены весьма жесткие нормы. Однако поставлена задача добиться практически полного исключения выбросов этих долгоживущих радиоактивных газов в окружающую среду. [c.382]

Эксперты МАГАТЭ (декабрь 1976 г.), учитывая сложившуюся экономическую конъюнктуру и опыт капиталистических стран по проектированию, строительству и эксплуатации радиохимических заводов по переработке отработавшего топлива, новые жесткие требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности и охране окружающей среды, оценили капитальные затраты на проектирование и сооружение радиохимических заводов различной мощности в современных (1976 г.) ценах (табл. 10.13). [c.387]

Приведем примерную структуру капиталовложений в соору жение радиохимического завода, % [c.388]

Считается, что сооружение завода экономически выгодно при его оптимальной годовой производительности не менее 1500 т/год (5 т/сут) и должно осуществляться последовательным введением в строй соответствующих модулей (производительностью 100, 300, 500, 800 т/год). Хотя это несколько и удорожает строительство, но повышает надежность и живучесть завода. На стоимость переработки топлива большое влияние оказывает производственная мощность радиохимического завода (рис. 10.24). [c.389]

Рис. 10.24. Зависимость стоимости переработки отработавшего ядерного топлива от мощности радиохимического завода и коэффициента годового использования мощности

В настоящее время в СССР система снабжения ядерным топливом АЭС с реакторами на тепловых нейтронах осуществляется по схеме одноразового использования, т. е. с разомкнутым топливным циклом. Отработавшие на АЭС тепловыделяющие сборки после 5-летней выдержки на АЭС загружаются в контейнеры и отправляются в хранилища при радиохимическом заводе как отходы, условно имеющие нулевую стоимость. Никаких расчетов АЭС с химическим заводом за отгруженное со станции отработавшее топливо не производится. Это связано с тем, что на данной стадии развития, ЯТЦ не накоплен еще необходимый опыт, позволяющий вести расчеты за отработавшие ТВС как за сырье, а точнее, как за полуфабрикат, находящийся в стадии незавершенного производства. [c.446]

Секция № 1 Инженерно-технического совета была сформирована для детального рассмотрения проектов и конструкций по проектированию и сооружению заводов типа 1 и 2, конструированию и изготовлению оборудования для них (имеются в виду уран-графитовый ядерный реактор и радиохимический завод). [Там же]. [c.108]

Хе 31-144) которьщ при определенных условиях, могут быть опасными источниками внешнего облучения. Наиболее долгоживущие из них —(7 1/2=10,76 лет) и Хе Т 2 = Ъ,29 дня). Первый из них характерен для выброса радиохимических заводов, перерабатывающих выдержанные отработанные твэлы, а Хе1 з —для выброса АЭС. Более полные данные о у-излучении продуктов деления приведены в.работах [Г, 9]. [c.174]

Здесь приведены примеры расчета защиты от у-излучения смеси продуктов деления с использованием методик, изложенных в главах VII и XIII, За основу принят гипотетический радиохимический завод по переработке делящихся материалов, схема которого заимствована из справочника Схема расположения помещений, источников и детекторов приведена на рис. II.1. Если исходить из трехзонального принципа планировки помещений, то их можно распределить по зонам следующим образом I зона —помещение хим-пробоотбора П4, каньон П5 с химическим реактором И1, вентиляционный П6 и трубный П7 коридоры, каньон П8 с монжюсом И4, горячая камера П9, каньон газовой очистки П10 II зона — монтажный зал П1 и радиометрическая лаборатория ПЗ III зона —щитовое помещение ПИ. При решении большинства примеров используются методика, таблицы и графики справочника [21. Однако в ряде случаев применяются и другие методики, например расчет защиты по заданной дифференциальной или полной кратности ослабления [3]. [c.330]

Производство плутония ведется в ядерных реакторах. При протекании са-моподдерживающейся реакции деления ядер урана-235 часть нейтронов захватывается неделящимися ядрами урана-238. В результате такого захвата и возбуждаемого им процесса радиоактивных превращений в уране наряду с делением ( выгоранием ) урана-235 происходит постепенное накопление плутония в количестве, достигающем 50—80% от количества выгоревшего урана. Последующее извлечение плутония и не использованного полностью урана-235 из облученных урановых стержней производится на специальных радиохимических заводах. [c.163]

Из этого следует, что ядерное топливо должно многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами метал-лу №ические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерироВ анное топливо добавляется к свежему, не подвергавшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерная особенность топливоснабжения в ядерной энергетике — техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие собственные нужды ядерной энергетики как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития ядерной энергетики на реакторах-размножителях ядерного топлива. [c.90]

Прогнозируемые потребности в ядерном топливе и в мощностях по химической переработке отработавшего топлива капиталистических стран, объединенных ОЭСР, в период 1990—1995 гг. приведены в табл. 5.2. Видно, что мощности радиохимических заводов по переработке отработавшего топлива в 1990 г. будут почти в 5 раз ниже, чем потребности с учетом количества выгружаемого в этот год отработавшего топлива на действующих АЭС. В 1995 г. только страны Западной Европы будут обеспечивать баланс отработавшего топлива выгрузка — переработка, т. е. замкнутый ЯТЦ. [c.119]

На радиохимическом заводе экранные концы твэлов активной зоны отрезаются от активной части и передаются для раздельной переработки вместе с ТВС радиальной зоны воспроизводства, имеющими одинаковый нуклидный состав. [c.145]

Если в качестве исходного сырья для питания разделительного завода используется сильно выгоревший (д к<Со) в реакторе и затем регенерированный на радиохимическом заводе уран или берется со складов отвал со сравнительно высоким содержанием (например, у = 0,3 0,5%) и имеются производственные возможности и экономическая целесообразность более глубокого извлечения из него 235U до содержания в отвале yiкоэффициент расхода такого обедненного урана на получение 1 кг урана с содержанием равным природ- кг обедненного или отвального урана [c.208]

В табл. 10.10 приведены данные о находящихся в эксплуатации или намеченных к сооружению и реконструкции основных радиохимических заводов в странах Западной Европы, Индии, США и Японии. Новые заводы спроектированы с учетом более жестких - ебований по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, по охране окружающей среды. Стоимость их сооружения весьма высока. [c.362]

Консультационный комитет по вопросам переработки облученного топлива (Согепсо) при ЕЭС (страны Общего рынка ) в феврале 1982 г. предложил ЕЭС объединить усилия западноевропейских стран в создании многонационального кооперативного предприятия по переработке облученного топлива АЭС по примеру диффузионного завода фирмы Евродиф . Строительство радиохимического завода мощностью 800 т/год по расчетам обойдется в 2 млрд. дол. и позволит обслужить АЭС мощностью 25 ГВт. [c.362]

Прогресс французской технологии регенерации топлива. В настоящее время Франции принадлежит первое место среди капиталистических стран в практической реализации завершающей стадии ЯТЦ в больших промышленных масштабах. Радиохимические заводы на мысе Аг, принадлежащие фирме OGEMA (коммерческий филиал КАЕ Франции), становятся международным центром по переработке облученного топлива. Разработана технология отверждения радиоактивных отходов методом остекловывания. Начато строительство завода UP-3. К финансированию сооружения этого завода на компенсационной основе привлечены заинтересованные заказчики. Так, по контракту с Японией на переработку 1600 т облученного топлива по цене 300 дол/кг U большая часть суммы заказа оплачивается авансом. [c.370]

Обезвреживание отходов высокой активности. Основной источник высокоактивных отходов (ВАО) на радиохимическом заводе регенерации топлива — первый цикл очистки отработавшего топлива методом экстракции растворителем, при котором в воднокислотном растворе остается основная масса продуктов деления (- 99,97о всех нелетучих радиоактивных нуклидов). [c.374]

Разработан и проходит экспериментальную проверку контейнер для остеклованных ВАО диаметром 0,4 м, длиной 1,6 м, вместимостью 190 л, в том числе стекломассы 100 л ( 280 кг). Общая масса заполненного контейнера равна 0,7 т. Один такой контейнер будет вмещать ВАО, получающиеся при переработке 1,9 т отработавшего в реакторах типов PWR и BWR оксидного топлива при В=40 000 МВт-сут/т. Мощность начального (после остекловывания) тепловыделения контейнера составляет 1,9 кВт при условии, что остекловыванию подлежат ВАО после пятилетней их выдержки во временных баках-хранилищах на радиохимическом заводе. Ведется подбор оптимальных материалов для конструкции контейнера. Для захоронения предполагается размещать спаренные контейнеры с шагом 0,4 м в квадратной решетке в заранее подготовленных колодцах. Для радиохимическо-380 [c.380]

Срок сооружения и ввода в действие радиохимического завода по данным США (фирма Экссон ньюклеар ) составляет 10— 14 лет, в том числе на проектирование и разработки 3 года, стро- [c.389]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...