Удаление высокоактивных отходов в глубинное захоронение тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Малеки Фарсани Асгар

• Малеки Фарсани Асгар
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Малеки Фарсани Асгар

1. ВВЕДЕНИЕ.

1.1 Виды радиоактивных отходов.

1.1.1 радиоактивные сопутствующие работе ядерного реактора.

1.1.2 РАО оборонного производства.

1.1.3 Излишки радиоактивных материалов.

1.2 Производства высокоактивных отходов.

1.3 Исторический обзор управления высокоактивными отходами.

1.4 захоронение высокоактивных отходов.

1.5 Почему геологические захоронения?.

1.5.1 Укрепление международного доверия.

1.5.2 Необходимость в долгосрочных мерах.

1.5.3 долгосрочное хранение.

1.5.4 Разделение и трансмутация (превращение).

1.5.5 Локализация РАО.

1.6 Альтернативные условия для локализации РАО.

1.7 Размещения HLW в глубинных геологических формациях.

Глава 2. Геологическое захоронение и концепция обеспечения безопасности.

2.1 ВВЕДЕНИЕ.

2.2 Эволюция концепции геологического захоронения.

2.3 Компоненты безопасности.

2.4 Глубина захоронения.

2.5 Основные концепции для геологических захоронений.

2.6 Моделирование миграции радионуклидов.

2.6.1 Миграция радионуклидов в кристаллических породах (хорд-рок породы).

2.6.2 Глинистые породы.

2.6.3 Туфовые породы.

Глава 3. Конструкция инженерной барьерной системы(ЕВ8).

3.1 Роль инженерной барьерной системы (EBS) и выбор материалов.

3.2 Выбор материала для инженерной барьерной системы (EBS).

3.2.1 Виды отходов.

3.2.2 Реальные формы отходов.

3.2.3 Альтернативные матрицы для РАО.

3.3 Остеклованные РАО.

3.3.1 Спецификации.

3.3.2 Производство теплоты и радиоактивность.

3.4 Защитный контейнер.

3.4.1 Кандидатные материалы для контейнера.

3.4.2 Углеродистая сталь.

3.4.3 Толщина оболочки.!.

3.4.4 Изготовление контейнера.

3.4.5 Композитные контейнеры.

3.4.6 Форма контейнера.

3.5 Буфер.

3.5.1 Теплоизолирующие свойства буфера.

3.5.2 Гидравлические свойства.

3.5.3 Механические свойства.

3.5.4 Свойств набухания.

3.5.5 Экструзия и эрозия.

3.5.6 Осаждение, сорбция и фильтрация коллоида.

3.5.7 Газовая проницаемость.

3.5.8 Толщина Буфера.

3.6 Зона раскопок (EDZ).

Глава 4. Развитие и обоснование сценарев.

4.1 Концепция геологического захоронения.

4.1.1 Характеристика геологической окружающей среды (ближнее поле).

4.2 Методология оценки безопасности.

4.2.1 Основные принципы методологии.

4.2.2 Оценка безопасности системы захоронения РАО.

4.2.3 Моделирование стратегии.

4.2.4 Инженерная барьерная система.

4.2.5 Функция безопасности.

4.3 Развитие сценария.

4.3.1 Методология развития сценария.

4.3.2 Понимание геологической системы захоронения.

4.3.3 Основной Сценарий.

4.3.4 Формулировка и выполнение Модели.

4.4 Математическая формулировка.

4.4.1 Остеклованные радиоактивные отходы.

4.4.2 Буферный слой.

4.4.3 Зона выработки ( EDZ).

4.5 Расчётный код (AMBER).

4.5.1 Адвективные Обмены.

4.5.2 Распространяющийся / дисперсионные ОБМЕНЫ.

4.5.3 Дискретизация модели в AMBER.

4.5.4 Регулирующие формулировки к AMBER.

4.6 Данные для специализированной барьерной системы.

4.6.1 Инвентарь нуклида.

4.6.2 Норма роспуска стеклянной матрицы.

4.6.3 Растворимость.

4.6.4 Коэффициенты диффузии.

4.6.5 Коэффициенты распределения.

4.6.6 Скорость потока воды в зоне выработки ( EDZ).

Глава 5. Результаты основной и альтернативной сценарий.

5.1 Результат нормы выпуска радионуклеидов от EBS в оснавной сценарий.

5.1.1 Модели и данные.

5.1.2 Результаты.

5.1.3 Доза, соответствующая норме выпуска нуклеидов от геосферы.

5.1.4 Промедление нуклида в EBS.

5.2 Анализ выполнения барьера.

5.2.1 Классификация альтернативных вычисленных случаев.

5.2.2 Данные Неуверенности для EBS.

5.2.3 неуверенности модель для EBS.

5.2.4 Альтернативные конструкции для EBS.

5.2.5 Альтернативные геологические случаи для EBS.

5.2.6 Сценарии неполное запечатывание контейнера.

5.3 Научная новизна работы:.

5:4 Выводы.

Глава

ОБРАЩЕНИЕ С ВЫСОКОАКТИВНЫМИ

ОТХОДАМИ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Удаление высокоактивных отходов в глубинное захоронение»

Радиоактивные отходы образуются в результате применения технологии топливного ядерного цикла для выработки электроэнергии, а также в ходе других операций, в которых используются радиоактивные материалы. Ионизирующие излучения опасны для здоровья человека, и именно этим объясняется то, что во многих странах общество озабочено тем, чтобы радионуклиды не проникли в окружающую среду в такой концентрации или в таких количествах, которые могли бы представлять опасность для населения.

Высокоактивные отходы, возникающие в результате переработки отработавшего ядерного топлива, и другие отходы со схожими характеристиками являются отходами с высоким уровнем активности. Они отличаются высоким уровнем концентрации определенных радионуклидов, которые остаются активными в течение периода времени, значительно превышающего продолжительность человеческой жизни. Длительное время, потребовавшееся для разработки систем утилизации, показало, что существуют определенные принципы и критерии безопасности, определяющие начальные стадии выбора площадки для проектирования системы утилизации.

Основной принцип, который определяет порядок проектирования хранилищ высокоактивных отходов, заключается в том, что для будущих поколений не должно возникнуть неприемлемых (непреодолимых) трудностей. С этой точки зрения ответственность за утилизацию ложится на общество, которое получило прямую выгоду от использования технологий ядерного топливного цикла, в результате чего накопились отходы. Проект системы утилизации должен быть разработан таким образом, чтобы избежать экономических, административных и других проблем в период, когда контроль над хранилищем будет снят.

Особое внимание должно быть уделено учету потенциальных проблем для будущих поколений, что является важной особенностью разработки политики утилизации радиоактивных отходов.

Признано, что утилизация радиоактивных отходов является одним, хотя и последним, этапом в цепи операций ядерного топливного цикла, которые ведут к возникновению радиации. Все такие операции должны соответствовать основным стандартам безопасности для защиты от радиации, принятым МАГАТЭ [1], и, соответственно, каждая из них должна быть оптимизирована. Этот документ применяется также ко всей системе ядерного топливного цикла с тем, чтобы поддерживать воздействие радиоактивности на столь низком уровне, который может быть достигнут в разумно достижимых пределах.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Малеки Фарсани Асгар, 2009 год

1. 1.TERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (1982). Basic Safety Standards for Radiation Protection (1982 Edition), Safety Series No. 9, IAEA, Vienna.

2. International Atomic Energy Agency (Vienna), Design and operation of high level waste verification and storage facilities, Technical Reports Series No. 339 (IAEA, Vienna, 1992).

3. L. H. JOHNSON and D. W. SHOESMITH, in "Radioactive waste forms for the future", edited by W. Lutze and R. C. Ewing (North-Holland, Amsterdam, 1988) pp. 635-98

4. P. J. HAYWARD, Glass lechnol. 29 (1988) 122.

5. J. A. C. MARPLES, ibid. 29 (1988) 230.

6. L. K. MANSUR, in Proceedings of the TMS Symposium on Radioactive Facilities and Defect Structures, San Diego, March 1992, edited by C. L. Snead. Report No. BNL-47 763 (1993).

7. G. G. WICKS and D. F. BICKFORD, "High level radioactive waste-doing something about it", E. I. Du Pont de Nemours and Co., Report No. DP-1777, (Savannah River Laboratory, 1989)

8. R. ROY, "Radioactive Waste Disposal", Vol. 1, "The waste package" (Pergamon, New York 1981) pp. 26-35.

9. E. D. ARTHUR, W. B. WILSON and P. G: YOUNG, "Nuclear data needs for accelerator driven transmutation systems", Report No. LA-UR-94-1908 (1994).

10. W. J. WEBER and R. C. EWING, in "Scientific basis for nuclear waste management XVIII", edited by T. Murakami and R. C. Ewing (Materials Research Society, Pittsburgh, PA, 1995) pp. 1389-96.

11. Geological Disposal of Radioactive Wastes Produced by Nuclear Power, European Communities, 2004

12. Technical Appraisal of the Current Situation in the Field of Radioactive Waste Management — A Collective Opinion by the Radioactive Waste Management Committee, OECD/NEA, Paris, 1985

13. IAEA, 1989; IAEA (1989): Safety Principles and Technical Criteria for the Underground Disposal of High Level Radioactive Wastes; Safety Series Report No.99, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria.

14. OECD/NEA, 1995a OECD/NEA (1995a): The Environmental and Ethical Basis of the Geological Disposal of Long-lived Radioactive Waste; Collective Opinion of the Radioactive Waste Management Committee, OECD/NEA, Paris, France