Диплом Разработка комбинированного контейнера для преодоления распространения радионуклидов в окружающую среду и защита от излучений, номер: 42307

ВВЕДЕНИЕ ……………………………………………………………………….
ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ И ИЗВЕСТНЫЕ СПОСОБЫ ЕЕ РЕШЕНИЯ……………………………………………………………………….10
1.1 Графитовые втулки и кольца твердого контакта, - объекты контролируемого хранения………………………………………………..........15
ГЛАВА 2. СПОСОБЫ И ВЫБОР ДЛИТЕЛЬНОГО КОНТРОЛИРУЕМОГО ХРАНЕНИЯ ВТУЛОК И КОЛЕЦ ТВЕРДОГО КОНТАКТА, СНЯТЫХ С ЭКСПЛУАТАЦИИ………………………………………………………………17
2.1 Сжигание отработавшего графита…………………..…………………...…17
2.2 Способ переработки твердых высокоактивных графитсодержащих отходов …………………………………………………………………………..18
2.3 Способ обработки радиоактивных графитовых отходов ……………..…21
2.4 Приповерхностное хранение облученных втулок……………………….22
ГЛАВА 3. КОМБИНИРОВАННЫЙ КОНТЕЙНЕР И ТЕХНОЛОГИЯ ПОМЕЩЕНИЯ В НЕГО ГРАФИТОВЫХ ВТУЛОК ………………………..26
3.1 Конструкция бетонного контейнера и его недостатки………………….26
3.2 Состав комбинированного бетонного контейнера ……………………..33
3.2.1 Железобетон и его свойства…………………………………………….33
3.2.2 Компаунд «Атомик» и его свойства……………………………………34
3.2.3 Объект хранения – графит марки ГР-125…………………………….…39
ГЛАВА 4. РАЗРАБОТКА КОМБИНИРОВАННОГО КОНТЕЙНЕРА………42
4.1 Оборудование для заполнения пустот и технологических зазоров………43
4.2 Технология заключения облученных графитовых втулок уран-графитовых реакторов в бетонный контейнер…………………………...……45
ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ КОМПАУНДА «АТОМИК» И ОБРАЗЦОВ ВТУЛОК И КОЛЕЦ ИЗ ГРАФИТОВЫХ КЛАДОК ………………………….47
5.1 Методика эксперимента………………………………………………..…...47
5.2 Обсуждения результата……………………………………………………..58
5.3 Консервация графитовых колец………………………………………..…..59
5.4 Выводы………………………………………………………………….....…60
ГЛАВА 6. ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКОЛОГИЯ И БЕЗОПАСНОСТЬ
ПРОИЗВОДСТВА ………………………………………………………………62
6.1 Общий анализ условий труда при утилизации графитовых втулок..62
6.2 Разработка мероприятий по защите персонала от выявленных опасных и вредных производственных факторов …………………………….63
6.3 Обеспечение пожарной безопасности …………………………………….69
6.4 Выводы…………………………………………………………………….…74
ГЛАВА 7. ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ ……………………………………...75
7.1 Технико-экономическое обоснование проводимой работы…………..75
7.2 Анализ объекта исследований на основе построения дерева целей …….77
7.2.1 Анализ затрат на матрицы использованные для отверждения радиоактивных отходов…………………………………………………………78
7.3 Планирование работы ………………………………………………………79
7.4 Составление сметы затрат ………………………………………………….81
7.5 Выводы ………………………………………………………………………85
ЗАКЛЮЧЕНИЕ………………………………………………………………….86
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ……………………………………………………….87

ВВЕДЕНИЕ
В последние годы в Российской Федерации с особой остротой встали экологические проблемы, связанные с утилизацией графитовых втулок и колец твердого контакта, снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов.
Стратегической задачей при обращении с радиоактивными отходами независимо от их происхождения и характеристик является исключение загрязнения окружающей среды радионуклидами и другими токсичными веществами, входящие в состав отходов, на весь период их потенциальной опасности. Это соответствует принятому на международном уровне принципу, согласно которому нерешенные проблемы экологии не должны оставаться в наследство последующим поколениям.
Для повышения надежности хранения создается дополнительный экологический барьер безопасности, способ осуществления которого заключается в покрытии поверхностей внутренней полости контейнера твердеющим составом, обладающим необходимым комплексом технологических и физических свойств.
Очевидно, что для определения возможности использования того или иного твердеющего состава (барьера или матрица), необходимо учитывать его эксплуатационные свойства и простоту его получения.
Проблема надежного обращения с радиоактивным графитом, в частности с втулками и кольцами твердого контакта графитовой кладки уран-графитовых реакторов еще не нашло своего оптимального решения, хотя ее занимались многие ученые, как в России, так и за границей. Вследствие этого, несмотря на множество предложенных и практически осуществляемых способов консервации и захоронения радиоактивных отходов, таких как битумирование, заключение в цемент и сжигания помимо сложного оформления «тянут» за собой большие так называемые «хвосты» в виде газообразных веществ и в водных растворах, не считая образование высокоактивной золы. Предлагается, с моей точки зрения, наиболее экономичный способ обращения с указанными графитовыми изделиями. Данная работа посвящается разработке дополнительного экологического барьера при длительном контролируемом хранение графитовых втулок и колец твердого контакта с активностью 10 -10 Бккг, которые относятся к САО.
Цель работы: создание дополнительного экологического барьера для преодоления распространения радионуклидов в окружающую среду и защита от -излучений при транспортировке и перевозки контейнера к месту постоянного хранения. Для решения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1. Разработать конструкцию контейнера;
2. Для уменьшения излучения подобрать соответствующий заполнитель для омоноличивания отходов и фиксации внутреннего контейнера;
3. Провести исследования по вязкости компаунда «Атомик», выщелачиванию и прочности и теоретически обосновать полученные результаты.
Автор выносит на защиту:
- Разработку комбинированного контейнера.