Основную долю активности ОЯТ составляют продукты деления. За трехлетний период выдержки, включая охлаждение после выгрузки на АЭС, транспортировку и промежуточное хранение, активность ПД и актинидов уменьшается на два порядка. Основная масса ПД распадается за первые 500 лет. После 200 лет доминирующая активность ОВУА определяется актинидами, после примерно 11 000 лет - долгоживущими продуктами делениями, такими как, например, 99Тс.
12.5.2 Переработка ОЯТ
Рис. 12.5.2 Схема обращения с ОЯТ
Разделка ТВС и растворение топлива
На рис. 12.5.3 приведена технологическая схема предварительной переработки ОЯТ, предшествующей радиохимическому разделению и очистке делящихся нуклидов.
Рис. 12.5.3. Система предварительной переработки топлива и очистки газообразных отходов перерабатывающего завода (KFA). 1’ - продукты деления (ПД); 2’ - уран; 3’ - плутоний
Контейнер с ОЯТ (1) поступает в бассейн - хранилище ОЯТ (2), затем в камеру (3), где разделываются ТВС (концевые элементы ТВС отделяют от твэлов). Пучки твэлов рубят (4) на куски длиной ~5 см, которые сбрасываются в корзину (6 - аппарат для растворения, заполненный азотной ислотой), после выщелачивания остатки оболочек и других конструкционных элементов ТВС отправляют в хранилище конструкционных элементов (11). Твердые частицы (циркониевые или стальные опилки, образовавшиеся при резке ТВС, и нерастворенные частицы ПД и коррозии, кроме того, может также содержаться около 1% нерастворенного плутония), еще содержащиеся в топливе, отделяют от раствора с помощью грубых фильтров (5) и центрифуг (7) и отправляются в хранилище нерастворимых остатков (10). Нерастворимые фрагменты ТВС LWR могут составлять до 0б3 кг циркониевой стружки и примерно 3,3 кг ПД и коррозии на 1 т UO2 .
Газовая очистка и удержание газообразных ПД
Выделяющиеся в процессе растворения ОЯТ газообразные и летучие ПД вместе с парами воды, газообразными оксидами азота обрабатываются в системе газоочистки.
Компоненты этой смеси:
- тритий, образующийся в результате тройного деления и по реакции (n,T) на легких ядрах. Около 40% Т остается в структуре металла циркалоевых оболочек, остальной выделяется в виде тритированной воды - HTD (в процессе растворения) и может входить в состав водяного пара. Менее 1% трития содержится в виде газообразного тритиевого водорода - НТ;
- 14С, образующийся в результате (n,a)- реакции из кислорода - 17О и в результате (n,р)-реакции из 14N. 14С в газообразных продуктах присутствует в виде 14СО2;
- криптон является газообразный ПД, 85Kr - составляет 7% от ПД;
- ксенон - также газообразный ПД, из всех изотопов рассматривается только 133Хе, имеющий относительно короткий (5,27 сут.) период полураспада;
- йод - 129I и следы являются ограниченно летучими продуктами, обнаруживаемыми сразу же при растворении топлива.
106Ru, незначительные следы b- и a-излучателей таких как стронций, уран и плутоний, могут попадать в поток газообразных продуктов в виде аэрозолей.
Химическое отделение урана и плутония
Рис. 12.5.4 Упрощенная технологическая схема экстракции урана на перерабатывающем заводе (KFA): 1 - продукты деления; 2 - уран; 3 - плутоний
Приложение к разд.12.5
Рис. 12.5П. 1.я Схемы фторидных процессов, разрабатываемых в Японии (а) и во Франции (б) |
Потребление топлива и отходы продуктов его сгорания на электростанциях мощностью 1000 МВтЭл:
Электростанция |
Топливо, окислитель продукты сгорания |
Расходы топлива и окислителя и отходы |
Примечание |
||
т/ч |
т/сут |
т/год |
|||
Расходы |
|||||
ТЭС |
Уголь |
346 |
8300 |
2 300 000 |
В условном эквиваленте при удельном расходе 315 г у.т./(кВт×с) |
Кислород (из атмосферного воздуха) |
930 |
22 000 |
6 200 000 |
||
АЭС |
235U и 239Pu |
0,14×10-3 |
3,4×10-3 |
1,0 |
При ежегодной перегрузке топлива расход обогащенного до 3,5% урана равен ~30 т/год |
Кислород |
0 |
0 |
0 |
||
Отходы |
|||||
ТЭС |
Углекислый газ |
1250 |
30 000 |
8 400 000 |
Сброс в атмосферу |
Зола (10% массы угля) |
35 |
830 |
23 000 |
Гидрозолоудаление и частично сброс в атмосферу с дымовыми газами |
|
АЭС |
Радиоактивные ПД |
0,14×10-3 |
3,4×10-3 |
1,0 |
Сохраняются в твэлах,, а удаляются при химической переработке |
Отработавшее топливо, выгруженное из реактора |
- |
- |
35 - 40 |
Хранится 3 - 5 лет на АЭС |
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.