Установка переработки облученного ядерного топлива

Введение 4
1 Литератуный обзор 6
1.1 Водные («мокрые») методы переработки 6
1.2 Неводные («сухие») технологии переработки ОЯТ 10
1.3 Анализ основных процессов и аппаратов 13
2 Аппаратурно-технологическая схема 22
2.1 Описание работы аппаратурно-технологической схемы ОЯТ 22
3 Расчёт нестандартного оборудования 25
3.1 Расчёт десублиматора 25
3.2 Материальный расчёт 26
3.3 Тепловой расчёт 27
3.4 Расчёт площади теплообмена 30
3.5 Определение толщины слоя десублимата на охлаждающих трубках 32
3.6 Конструктивное расположение трубок в аппарате 33
3.7 Уточнение значения теплоты вводимой в аппарат тёплой стенкой 33
3.9 Расчёт толщины теплоизоляции аппарата 36
3.10 Определение диаметров штуцеров 36
3.11 Расчёты на прочность 37
3.12 Испытание аппарата 51
4 Расчёт шнекового аппарата 52
4.1 Данные для расчёта 52
4.2 Материальный расчёт 52
4.3 Конструктивный расчёт 53
4.4 Расчёт шнека на прочность 54
4.5 Расчёт вала на жёсткость 64
4.6 Расчёт корпуса на прочность 66
4.7 Расчёт корпуса на жёсткость 71
4.8 Подбор подшипников 72
4.9 Тепловой расчёт 74
4.10 Расчёт теплоизоляции 77

4.11 Подбор опор 78
4.12 Расчёт штуцеров 79
4.13 Испытание аппарата на герметичность 80
4.14 Расчёт сальниковых уплотнений вала 81
5 Механо-технологический раздел 87
5.1 Исходные данные 87
5.2 Выбор заготовки, оборудования 87
5.3 Назначение технологического маршрута производства 88
5.4 Расчёт припусков и предельных размеров 90
5.5 Назначение режимов резания 98
5.6 Техническое нормирование 101
6 Организационно-экономический раздел 105
6.1 Исходные данные 105
6.2 Определение количества ремонтов в 2019 г. 106
6.3 Трудоемкость работ 107
6.4 Продолжительность простоя в ремонте 109
6.5 Потребность в станочном оборудовании РМЦ 110
6.6 Площадь РМЦ и его отделений 111
6.7 Потребность в основных и вспомогательных материалах 112
6.8 Парк запасных частей 117
6.9 Оплата труда ремонтных рабочих 120
7 Охрана труда, техника безопасности и экология 123
7.1 Производственная безопасность 123
7.2 Безопасность в ЧС 138
7.3 Экологическая безопасность 140
Заключение 141
Литература 143

Весь текст будет доступен после покупки

Основу современной Российской атомной энергетики составляют реакторные установки типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Множество энергоблоков (в том числе более мощных) сейчас находятся на стадии строительства или проектирования. На сегодняшний день доля атомной генерации в общем энергобалансе России около 17 %. Эти факты свидетельствуют о весомом вкладе атомной отрасли в сферу производства энергоресурсов.Облучённое ядерное топливо (ОЯТ) этих реакторов не перерабатывается, а отправляется на хранение. В облучённом топливе действующих РБМК-1000 до выхода их из эксплуатации будет накоплено до 70 т плутония (в ВВЭР-1000 более 90 т). Считается, что в долгосрочной перспективе вышеназванные полезные компоненты должны будут быть извлечены из ОЯТ, это обуславливается истощаемостью используемых в современности энергетических ресурсов (в том числе и углеводородов). При полном использовании ресурсов вовлечённых сегодня в энергетический комплекс России можно будет задействовать накопившееся делящиеся материалы путём переработки запасённых ОЯТ, а также необходимо будет создание замкнутых ЯТЦ. Учитывая уровень развития научного мира в настоящее время, а также географические особенности РФ невозможно предложить альтернативу ядерному топливному циклу - выходу из ожидаемого энергетического кризиса.
По данным на 2006 г. в России действует лишь одно предприятие (завод РТ-1) по переработке ОЯТ ВВЭР-440, БН-350, БН-600 и некоторых других, порядка 20 энергоблоков. На данном предприятии используется экстракционная схема переработки ОЯТ. Мощности РТ-1 не велики, это связанно с тем, что используемая водная технология не позволяет перерабатывать ОЯТ в больших масштабах из-за наличия у процесса не преодолимых недостатков. К таким недостаткам можно отнести большие количества разбавленных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), радиолиз экстрагентов, требования по предварительной выдержки ОЯТ и д.р.

Весь текст будет доступен после покупки

1 Литератуный обзор

1.1 Водные («мокрые») методы переработки

Водными методами переработки являются:
1) Экстракционные технологии: селективное извлечение урана и плутония из растворов органическими соединениями.
2) Осадительные технологии: образование труднорастворимых соединений урана и плутония и выпадение их из растворов.
Основными стадиями водной экстракционной технологии переработки ОЯТ технологии PUREX являются:
1) Разборка ОТВС и резка ТВЭЛов.
2) Предварительное окисление ОЯТ (волоксидация).
3) Растворение твэлов и подготовка растворов к экстракции.
4) Экстракционная переработка (циклы «экстракция-реэкстракция»).

1.1.1 Предварительное окисление ОЯТ (волоксидация)

Диоксид урана UO2 переходит в октаоксид урана U3O8:

3 UO2 + O2 > U3О8.

Это приводит к следующим эффектам:
1) Происходит разуплотнение топлива. Из-за разной плотности UO2 и U3O8 (?(UO2) = 11 г/см3, ? (U3О8) = 8,3 г/см3) объем топлива может увеличиться на 30%, т.е. увеличивается пористость и раз-рыхленность топлива;
2) Изменяется кристаллическая решетка;
3) Как следствие первых двух эффектов, создаются условия для ин-тенсивного выхода газообразных ПД и трития из ОЯТ;
4) Разрыхление топлива способствует процессу его дальнейшего растворения в кислотных растворах.

1.1.2 Подготовка раствора ОЯТ к экстракции

Осветление раствора:
1) Фильтрация для удаления твердых частиц (размер ~ 3 мкм) через металлокерамику или пористый полипропилен с добавлением коагулянтов для слипания и укрупнения частиц.
2) Центрифугирование с добавлением коагулянтов.
3) Барботаж раствора (прокачка воздуха) для удаления йода в виде ионов I-, IO3- .
Из барботажных газов йод удаляется фильтрами с нитратом серебра AgNO3:

3 I2 + 6 AgNO3 + 3 H2O > 5 AgI + AgIO3 + 6 HNO3;

Барботаж раствора озоном для удаления рутения Ru4+:

Ru4+ + 2 O3 + 2 H2O > RuO4 + 2 O2 + 2 H2;

1) Оксид RuO4 удаляется из барботажных газов реакцией с NaOH.
2) Удаление инертных газов Кг и Xe барботажем с последующей сорбцией на цеолите (пористый минерал) или активированном угле при низких температурах. Затем оставшиеся газы разбавляются воздухом до приемлемых концентраций и выбрасывются в атмосферу.
3)Корректировка кислотности раствора добавлением воды или упариванием, чтобы довести кислотность до уровня 2-4 М HNO3.

Весь текст будет доступен после покупки

1 Копырин А.А. и др. Технология переработки ядерного топлива. – М.:ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», 2006.-576 с.
2 Скачек М.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС. - М.: Издательский дом МЭИ, 2007. – 448 с.
3 Химическая технология облучённого ядерного горючего. Под ред. Шевченко В.Б. - М.: Атомиздат, 1971. - 448 с.
4 Громов Б.В. и др. Химическая технология облучённого ядерного топлива. – М.: Энергоатомиздат, 1983, - 352 с.
5 Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. Землянухин В.И. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 280 с.
6 Подготовка облучённого ядерного топлива к химической переработке. Агеенков А.Т. – М.: Энергоатомиздат, 1982. – 128 с.
7 Шведов В.П. и др. Ядерная технология. – М.: Атомиздат, 1979. – 336 с.
8 Плутоний. Справочник. Т 1. Под ред. О. Вика. Перевод с англ под ред. Шевченко М. Атомиздат 1971 - 428 с.
9 Г.Т. Сиборг. Химия актинидных элементов. Перевод с англ. 1960. - 541с.
10 Шевченко В.Б. Судариков Б.Н. Технология урана. М.: ГОСАТОМИЗДАТ 1961 – 329 с.
11 Судариков Б.Н., Раков Э.Г. Процессы и аппараты урановых производств. М.: Машиностроение, 1961 – 366 с.
12 Иванов М.Н. Финогенов В.А. Детали машин. М.: Высшая школа 2010 – 407 с.
13 Дунаев П.Ф., Леликов О.П. Конструирование узлов и деталей машин М.: Высшая школа 2001 – 447 с.
14 Лащинский А.А., Толчинский А.Р. Основы конструирования и расчёта химической аппаратуры. Справочник. Л.: Машиностроение 1970 – 749 с.
15 ГОСТ 8338-75 «Подшипники шариковые радиальные однорядные»

Весь текст будет доступен после покупки