Краткая характеристика и классификация радиационно-опасных объектов

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горю­чее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объек­там с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них явля­ются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

- предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промыш­ленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоро­нения радиоактивных отходов;

- атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

- объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

- ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Краткая характеристика радиационно-опасных объектов:

Предприятия ЯТЦ, предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу ура­новой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

- предприятия урановой промышленности;

- радиохимические заводы;

- места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осущест­вляющие:

- добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

- обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом га­зовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U₃O₈.

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF₆. Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF₆ сублимируется при температуре 53⁰ С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U²³⁵ . Обедненный U²³⁵ поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО₂) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

При этом содержание U²³⁵ повышается с 0,7 % в исходном сырье до

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатыва­ющих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется раз­делка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плуто­ния, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепля­ющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизи­рующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО₂ и РuО₂, которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО₂ и РuО₂ обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на за­хоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой являет­ся максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпа­ривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкос­тях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и перера­ботки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее вре­мя переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоро­нения радиоактивных отходов представлен на рис.1.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливно­го цикла являются:

- возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

- превышение критической массы делящихся веществ;

- появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

- характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.1. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС теп­ло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водя­ного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная осо­бенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

- реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двух­контурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

- реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

- реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

- графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реак­торы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного ко­эффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного пото­ка при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился по­ложительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного по­тока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

- низкий уровень технологической дисциплины оперативного персона­ла АС и его профессиональной подготовки;

- отсутствие должного внимания и требовательности со стороны ми­нистерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

- использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

- сравнительно малые размеры;

- высокая степень защиты (40-60 кг/см² для подводных лодок и 10-20 кг/см² для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

- использование в качестве теплоносителя химически и пожароопас­ного вещества нитрина;

- отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных плат­формах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому примене­нию. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварий­ным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.