Исследование накопления трития в реакторе - Физика и энергетика дипломная работа

Главная

Физика и энергетика
Исследование накопления трития в реакторе

Основные свойства трития. Реакторы для наработки трития. Пути решения проблемы газовых выбросов. Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов. Химические и физические свойства бериллия. Вычисление плотности потока нейтронов.


посмотреть текст работы


скачать работу можно здесь


полная информация о работе


весь список подобных работ


Нужна помощь с учёбой? Наши эксперты готовы помочь!
Нажимая на кнопку, вы соглашаетесь с
политикой обработки персональных данных

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

С середины 1949 года в России начался период интенсивной работы по созданию водородной бомбы. Теоретические основы термоядерного оружия разрабатывались практически одновременно с работой над первой советской атомной бомбой. Проработки научных коллективов показали, что именно тритий является наиболее энергетически эффективной «взрывчаткой» для этого вида оружия. Первая водородная бомба («слойка» Сахарова) РДС-6 требовала такие материалы как тритий, литий-6, дейтерид лития, тритид урана. С целью промышленной наработки трития на ПО «Маяк» (ранее комбинат №817) был построен уран-графитовый реактор «АИ» (реактор «А изотопный»). Он был запущен спустя три с половиной года после начала эксплуатации первого промышленного уран-графитового реактора «А» на том же предприятии, основным назначением которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной целью реактора «АИ» на первом этапе его эксплуатации являлось производства трития для термоядерного оружия. На этом реакторе впервые был освоен режим производства трития (реактивный режим), необходимый для проведения опытных работ по разработке термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки и медицины.
В 1950 году окончена разработка проектного задания на реактор, а в августе начато строительство на Комбинате №817. В 1951 году - окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты. 12 ноября - достижение критичности реактора «АИ», впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом. 22 октября 1952 года - сдача реактора в эксплуатацию. 14 февраля 1952 года - достижение проектного уровня мощности 40 МВт. Декабрь 1952 года - повышение мощности до 57.5 МВт.
Реактор «АИ» - ядерная установка с вертикальной компоновкой активной зоны. Он представлял собой блочную графитовую систему с водяным охлаждением. Активная зона образована вертикальными колоннами графитовых кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Она установлена на опорную металлоконструкцию, которая имеет боковую и верхнюю биологическую защиту и различные контрольные системы и устройства для выявления и предупреждения аварийных ситуаций. Внутрь технологических каналов загружаются рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждаются на проток химически обработанной водой. Номинальная мощность реактора 40 МВт. Реактор представлял собой вертикальный графитовый цилиндрический блок с проходящими через него трубами-каналами, параллельными оси цилиндра. Общее количество каналов - 248. Шаг квадратной решетки - 200 мм. Размер активной зоны: диаметр - 2800 мм, высота - 3000 мм. В каналы центральной части реактора (около 50% всех каналов) загружаются рабочий блок одного типа, в периферийные каналы - навески другого типа. Ввиду высокой температуры графита (достигающей 500°С) в реактор подавался вместо воздуха азот, препятствующий окислению графита. Загрузка и разгрузка каналов проводилась сверху краном с дистанционным управлением.
Рабочие блоки с обогащенным ураном, рассчитанные на повышенные до 10 6 ккал/(м 2 ч) тепловые нагрузки изготавливали на базе уран-магниевой керамики, обладающие повышенной стойкостью против распухания. Высокий коэффициент мультипликации - К=1.35 обеспечивался за счет загрузки 3.5 т обогащенного 2% урана. Ядерное топливо с двух процентным обогащением по урану-235 обеспечивает избыток нейтронов для получения трития. Металлокерамический (магний+уран) втулочный рабочий блок диаметром 58 мм по оболочке и длиной 150 мм одностороннего охлаждения, с вытеснителем (магниевым керном), размещаемым внутри втулочного блока, и без него. Впоследствии эти блоки были заменены на другие топливные композиции (интерметаллид десятипроцентный, диоксид урана восьмидесяти и девяностопроцентного обогащения) для улучшения теплотехнических характеристик реактора.
Расход охлаждающей воды - 900 м 3 ч; скорость охлаждающей воды - 4.5 м/с; температура на выходе из реактора - 65°С; температура графита - 428°С; вес графитовой кладки - 135.5 т. Отличие реактора АИ от реактора «А» заключалось в использовании обогащённого топлива, в результате чего теплотехнические характеристики АИ были более напряженными, чем для реактора «А».
В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки с солью лития (Li 2 SO 4 ). Сырьевые блоки также загружались в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это было сделано для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, т.е. нейтроны утечки. В реакторе имелась центральная часть активной зоны, которая являлась источником нейтронов, и периферийная зона, в которую устанавливались каналы с сырьевыми блоками (частокол) для улавливания нейтронов утечки и эффективного накопления трития.
Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками в «частокол» были установлены три специальных канала. В каждом канале размещалась герметичная труба, загруженная солью лития, соединенная вакуумными линиями с объемом вне реактора для откачки газов (трития и гелия), образующихся в процессе облучения. Идея трубного метода казалась заманчивой по сравнению с облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда технологических операций. Несмотря на перспективность трубного метода он не нашел дальнейшего использования из-за низкой степени извлечения трития из сульфата лития. Однако в дальнейшем идея трубного метода была использована на реакторе «АИ» в виде «шампурного» способа для получения различных радионуклидов.
В технологический комплекс производства трития входил также цех снаряжения магниевых блоков, печное отделение для извлечения из облученных блоков сырого газа, отделения очистки и разделения газа по изотопам и получения готового продукта в виде тритида урана.
После капитального ремонта с разборкой графитовой кладки реактор «АИ» с 24 декабря 1956 года был переведен в изотопный режим по производству радионуклидов С 14 , Cl 36 и короткоживущих радионуклидов. В изотопном режиме средний годовой уровень мощности составлял 125% от проектного (50 МВт), среднее значение плотности нейтронного потока -3·10 13 см -2 с -1 , температура графита - 520°С. Восьмой и девятый радиусы реактора загружались трубами с солью Ca(NO 3 ) 2 и KCl для получения радионуклидов С 14 и Cl 36 соответственно. В плато реактора устанавливались 8 каналов для накопления короткоживущих радионуклидов. В 1958 году реактор переведён на новые керамические блоки десятипроцентного обогащения с повышенным содержанием урана-235, высотой 153 мм для целей увеличения накопления радионуклидов.
Начиная с апреля 1961 года, при работе в реактивном режиме стали использоваться литиевые блоки с семипроцентным обогащением по литию-6, а позднее - двадцатипроцентным обогащением. После капитального ремонта пуск реактора в январе 1967 года был осуществлен на втулочных блоках восьмидесяти процентного обогащения. Начиная с февраля 1969 года, реактор был переведен на загрузку втулочными блоками АИД-90 девяностопроцентного обогащения с повышенным содержанием урана-235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на радиохимическую переработку облученных блоков.
В результате мощность реактора была увеличена до 100 МВт и повышена производительность по тритию и другим радионуклидам. 25 мая 1987 года уран графитовый реактор АИ после 35.5 лет работы был остановлен и выведен из эксплуатации.
В России помимо реактора АИ тритий нарабатывали на реакторе АВ-3, а затем на тяжеловодных реакторах (реактор ОК-180, Людмила и др.) и на легководном реакторе Руслан.
Национальное управление ядерной безопасности (NNSA) США работает над восстановлением возможностей Соединённых Штатов по производству трития, одного из ключевых радиоизотопов для нужд военной ядерной программы.
Тритий имеет относительно короткий период полураспада 12.33 года, и его запасы подлежат периодическому обновлению. Во время холодной войны тритий производился в США на ядерных объектах Саванна-Ривер (Южная Каролина) и Ханфорд (Вашингтон).
Последний из промышленных реакторов-наработчиков трития был остановлен в США в 1988 году по соображениям безопасности. С тех пор, единственным источником пополнения запасов трития остаётся повторное использование трития из демонтированных боеголовок. Разумеется, это всего лишь временное решение.
В 1996 году Соединённые Штаты приняли программу «Тритиевая готовность» (Tritium Readiness Program), за исполнение которой в настоящее время отвечает NNSA. Годовой бюджет программы составляет до 70 миллионов долларов.
Наработка трития ведётся в США сейчас следующим образом. СВП из нержавеющей стали, содержащие алюминат лития и цирконий (tritium-producing burnable absorber rods, TPBAR) облучаются в реакторе «Уоттс Бар-1» (Watts Bar-1), принадлежащем компании TVA.
Период облучения составляет 18 месяцев. После извлечения из активной зоны, стержни TPBAR транспортируются в Саванна-Ривер для переработки и выделения трития и последующей подготовки трития для передачи военным.
Начиная с момента облучения первой партии стандартных TPBAR (2003 год), у американцев возникли технические сложности. Прежде всего, тритий утекает - или «проникает» - через оболочки стержней в теплоноситель, и скорость утечки существенно выше, чем предсказывалось. Выход трития в теплоноситель, а впоследствии, и в атмосферу неминуемо приводит к росту доз на население окружающих районов.
Современный уровень технологий и радиационной защиты на ядерных объектах при штатных режимах эксплуатации обеспечивает достаточно низкий уровень содержания трития в производственных помещениях и, следовательно, в вентиляционных выбросах. Однако при проведении ремонтных работ и, особенно в аварийных ситуациях уровень концентрации трития может повышаться на порядки и приводить к большим разовым выбросам в окружающую среду. Для решения этой проблемы необходимы соответствующие системы детритизации.
До недавнего времени на большинстве объектов атомной отрасли России проблема очистки от трития газовых выбросов в окружающую среду не решалась. Это стало одной из причин того, что допустимые выбросы трития в России в соответствии с НРБ-99 примерно на порядок больше, чем в США (7700 Бк/л против 740 Бк/л), и более чем в 75 раз выше норм Евросоюза (100 Бк/л). Отечественные нормативы соизмеримы только с установленными в Канаде, где атомная энергетика, в отличие от российской, основана на использовании тяжеловодных реакторов CANDU (при их эксплуатации образуется на два порядка больше трития, чем в легководных реакторах).
С точки зрения радиационной безопасности тритий как радионуклид (мягкий в-излучатель, Е ср .=5.71 кэВ), на первый взгляд, менее значим, чем, например, Sr 90 или Cs 137 . Однако в газовых выбросах он, как правило, содержится в химической форме воды и его попадание в организм человека может привести к крайне опасным последствиям, в том числе и на генетическом уровне.
С точки зрения обращения с радионуклидами следует учесть особенность трития, находящегося в форме воды. По своим физическим и химическим свойствам тритированная вода очень мало отличается от обычной, содержащейся в воздухе. Поэтому ее удаление из воздуха не может быть проведено привычными для тяжелых радионуклидов методами (с использованием селективных сорбентов и т.д.). Из воздуха необходимо удалять всю воду, к примеру, за счет его глубокой осушки на цеолитах. Однако этот процесс является циклическим и требует регенерации сорбента. Последняя, в свою очередь, проводится при температурах выше 300°С, и, следовательно, требует значительных энергетических затрат. Кроме того, необходимо решать технологические проблемы, связанные с организацией потока продувочного газа, необходимого для регенерации, и извлечением из него содержащей тритий воды.
· как продукт тройного деления ядер горючего (при делении ядер U 235 на 1 ГВт электрической мощности в реакторе образуется 1,15х1011 Бк/сут трития);
· в результате (n, г) - реакции на ядрах дейтерия, находящегося в теплоносителе - воде;
· при захвате нейтронов ядрами В и Li, находящимися в теплоносителе - воде (при борном регулировании, коррекции водного режима - на АЭС с ВВЭР) и в стержнях регулирования;
· в результате реакции Не 3 (n, р) H 3 в газовом контуре (в газе, заполняющем графитовую кладку) АЭС с РБМК;
· в результате (n, H 3 ) и (n, р) - реакций быстрых нейтронов на ядрах 14 N, 6 Li, 10 В, 40 Са и других, присутствующих в различных материалах, используемых в конструкции реактора.
Часть реакций образования трития протекает непосредственно в реакторной воде (в воде первого контура АЭС с ВВЭР, в воде и пароводяной смеси контура многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК), а часть - в твэлах и стержнях регулирования. Из твэлов и стержней регулирования тритий попадает в реакторную воду при нарушении герметичности оболочек твэлов или стержней регулирования, а также вследствие диффузии - через оболочки или вследствие утечки - через не плотности оболочек. Количество (активность) трития, поступающего из твэлов в теплоноситель, в каждый данный момент различно и зависит как от продолжительности работы реактора, то есть от количества наработанного в твэлах трития, так и от количества негерметичных твэлов, эксплуатируемых в активной зоне реактора.
На АЭС с ВВЭР с борным регулированием основной реакцией образования трития в теплоносителе является реакция В (n, 2б) H 3 , в отсутствие борного регулирования - реакция активизации дейтерия, т.е. D (n, г) H 3 . На АЭС с РБМК в теплоносителе тритий образуется в основном по реакции D (n, г) H 3 . К тритию, образовавшемуся в теплоносителе, по этим реакциям добавляется тритий утечки из твэлов и стержней регулирования.
Большой разницы между активностью трития в выбросах АЭС с ВВЭР и РБМК (одинаковой мощности) нет. Это обусловлено особенностями контуров, в которых образуется и циркулирует тритий и организацией эксплуатации активной зоны реакторов. Обычно на АЭС с ВВЭР мощность выброса трития и его активность, выбрасываемая, например, за год работы АЭС, несколько больше, чем на АЭС с РБМК. Мощность выброса трития - максимум порядка 108 Бк/сут с двух энергоблоков. (В формировании этих значений, естественно, участвует глобальный и естественный тритий, задутый на АЭС приточной вентиляцией.) Поскольку мощность выброса трития невелика, для оценок можно принять, что вне зависимости от типа реактора, работающего на АЭС (технологической схемы АЭС), а мощность выброса трития, удаляемая с АЭС в атмосферу, за год составляет не более нескольких единиц 108 Бк/сут. Это создает объемную активность трития в приземном слое атмосферы, равную не более нескольких единиц или нескольких десятков Бк/м 3 . При такой объемной активности трития в приземной атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума из населения (верхняя оценка) составит не более 10 Зв/год.
Прямые измерения концентрации трития в приземной атмосфере в регионе Чернобыльской АЭС (до аварии 1986 года) дали значение порядка 0.5 Бк/м 3 , в других измерениях, например на Игналинской АЭС - несколько больше, до 1 Бк/м 3 . Это значит, что оцененная дозовая нагрузка при ингаляции трития примерно в 10 раз меньше указанной ранее и, следовательно, составляет не более допустимой для лиц из ограниченной части населения из-за радиоактивных выбросов АЭС. Примерно такие же значения можно получить по данным для региона Калининской АЭС, где измеренная в 1992 году объемная активность трития в приземной атмосфере составила 10 -4 Бк/л.
Таким образом, приведенные оценки показывают, почему выбросы трития в атмосферу не нормируют и почему нет необходимости контролировать мощность выброса трития с АЭС в атмосферу.
Большая часть трития, наработанного на АЭС, а точнее находящегося в воде первого контура или контура многократной принудительной циркуляции до 85%, покидает АЭС с жидкими стоками. Поскольку жидкие стоки на большинстве АЭС сбрасываются в водоем-охладитель, в него и поступает тритий, попавший с протечками в стоки: техническую (используемую для охлаждения турбин, другого оборудования), дебалансную и другие удаляемые с АЭС воды. Вполне можно полагать, что за год работы АЭС вода первого контура или контура многократной принудительной циркуляции обновится, и следовательно, весь наработанный и попавший в эти контуры тритий поступит в водоем-охладитель (естественно, за вычетом трития, который был выброшен в атмосферу, но это сравнительно небольшая его доля - не более 20%).
АЭС и водоем-охладитель - единая система с прямыми и обратными связями между ее блоками - АЭС и водоемом. В этой системе и происходит циркуляция трития, как того, который относится к естественному и глобальному, так и образовавшегося при работе АЭС. Поэтому активность трития, сбрасываемую с АЭС в водоем, можно определить как разность между активностью трития в сбросах жидких стоков с АЭС и активностью трития в воде, забираемой на АЭС из водоема. Добавка трития в воду, взятую на АЭС из водоема, за время ее пребывания на АЭС мала, поэтому сделать это практически не удается. Из-за того, что до пуска АЭС в воде водоема-охладителя активность трития, как правило, не определяли, не удается определить динамику активности во время работы АЭС.
Это определение предполагали сделать на озере Друкшяй - в водоеме-охладителе Игналинской АЭС, для чего была определена нулевая (до начала работы АЭС) объемная активность трития в воде озера: она составляла 25 Бк/л. Объемная нулевая активность трития была определена также в воде водоема-охладителя Чернобыльской АЭС. Она составляла 15 Бк/л. Однако последующие наблюдения в течение почти четырех лет работы Чернобыльской АЭС в пределах погрешности определения активности трития не выявили роста его объемной активности, а следовательно, и полной активности трития в воде водоема.
Тритий по ряду причин занимает особое место в вопросах обеспечения радиационной безопасности АЭС. Во-первых, содержание трития в жидких сбросах при нормальной работе АЭС намного превосходит по абсолютному значению содержание всех остальных нуклидов, а в газообразных выбросах в окружающую среду количество трития уступает только количеству радиоактивных благородных газов. Во-вторых, в отличие от химически инертных РБГ, инкорпорированный тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные нарушения, как за счет бета-излучения средней энергии 5.8 кэВ, так и за счет нарушения молекулярных связей, вызванных заменой изотопа водорода нейтральным гелием, образовавшимся в результате распада трития.
В-третьих, тритий обладает большим периодом полураспада (12.4 лет) и вследствие этого является глобальным загрязнителем природных комплексов.
Образовавшийся на АЭС тритий, в отличие от других радионуклидов, поступает в окружающую среду, минуя очистные барьеры, с жидкими стоками в виде тритиевой воды и с газовыми выбросами.
С 1987 по 1995 годы проводились систематические исследования содержания трития в водных объектах и приземной атмосфере в районе расположения Калининской АЭС. Измерения выполнялись в аккредитованной Госстандартом России лаборатории с использованием жидко сцинтилляционного бета-счетчика LKB 1220. Предел чувствительности измерений содержания трития в воде составлял 0.4 Бк/л. Погрешность измерений концентрации трития в воде не превышала 30%, в воздухе - 50%.
За период исследований средняя концентрация трития в воде озер-охладителей изменялась в пределах от 140 до 192 Бк/л, имея тенденцию к увеличению. Максимальная концентрация была отмечена в марте 1994 года и составляла 260 Бк/л. Фоновая концентрация трития в воде озер Удомельского района составляет от 4 до 8 Бк/л. Таким образом за счет сбросов КАЭС содержание трития в озере Песьво и Удомля превышает фоновые уровни этого нуклида примерно в 40 раз. Среднегодовой вынос трития из озер с водами реки Сьежа оценивается в 11.1 ТБк/год. Прогноз, показывает, что при пуске третьего блока КАЭС максимальная концентрация трития в воде озёр может достигнуть 370 Бк/л, а при неблагоприятных гидрометеорологических условиях в маловодный год - 440 Бк/л. Приводимые оценки справедливы только в случае продолжения сбросов тритий-содержащих вод в озёра-охладители без учёта закачки в подземные горизонты.
В большинстве сельских источниках питьевого водоснабжения cодержание трития находилось на уровне ниже чувствительности метода измерений. Исключение составили пять колодцев, расположенных в береговой зоне озера Песьво, концентрация трития в которых находилась в диапазоне от 2.6 до 19.6 Бк/л. Появление трития в колодцах, по-видимому, связано с загрязнением водоносных пластов в береговой зоне озер Удомли и Песьво. Одной из задач исследований являлось определение концентрации трития в воде малых прудов и водообразований, используемых для водопоя скота. Наибольшее содержание трития - от 11 до 74 Бк/л отмечено в воде прудов, расположенных в непосредственной близости от озер Песьво и Удомля. На удалении 15 км от озер концентрация трития снижалась до фонового уровня.
В штатном режиме работы КАЭС при коэффициенте используемой мощности 0.7 годовой газоаэрозольный выброс трития в атмосферу составляет примерно 11.1 ТБк/год. Среднегодовое поступление трития в атмосферу за счет испарения с поверхности озерах Песьво и Удомля оценивается величиной 5.5 ТБк/год. Таким образом, суммарное поступление трития в атмосферу составляет примерно 16.6 ТБк/год.
Более 80% суммарного трития в пробах воздуха находилось в связанной форме в виде паров тритиевой воды. Максимальные концентрации трития в воздухе отмечались летом вблизи озёр-охладителей со стороны наветренного берега.
Для оценки влияния сбросов трития в озерах Песьво и Удомля были рассчитаны дозовые нагрузки на население. При расчёте суммарной дозы предполагалось, что в воде озёр присутствуют только три нуклида: Cs 134 , Cs 137 и трития, для которых критическим органом является всё тело.
Концентрации Cs 134 и Cs 137 в воде озёр при работе в штатном режиме и при пуске третьего блока при расчетах считались неизменными и равными среднеизмеренным: 3.7 и 14.8 Бк/м3 соответственно. Расчёты показали, что суммарная доза, создаваемая тремя нуклидами, при вкладе трития 30% составляет 0.03 мЗв/год (3 мбэр/год). При расширении КАЭС до трех блоков доза облучения приблизится к 0.04 мЗв/год и вклад трития составит не менее 50%. В этом случае потребуются систематические наблюдения за содержанием трития в воде озер и реки Съежи, так как любое повышение активности трития в сбросных водах будет приводить к превышению установленных СП АЭС дозовых пределов (0.05 мЗв/год).
Наличие поверхностных водоемов-хранилищ ЖРО приводит к проникновению РВ в грунтовые подземные воды.
Минуя очистные барьеры, образовавшийся на АЭС тритий (или радиоактивный водород) поступает в ОС с жидкими сбросами в виде тритиевой воды и газообразными выбросами. Загрязнение тритием грунтовых вод имеет место практически при нормальной эксплуатации большинства российских АЭС. Наличие трития вокруг АЭС скоро станет главной головной болью. Тритий легко связывается протоплазмой живых клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепочках. Когда тритий распадается, он превращается в гелий и испускает сильное бета-излучение. Эта трансмутация особенно опасна для живых организмов, так как может поражать генетический аппарат клеток.
Однако реактор типа БН-600 (Белоярская АЭС) имеет в плане наработки трития существенное отличие, поэтому постоянный контроль выброса, сброса трития и концентрации трития в Белоярском водохранилище не вызывает особых вопросов. Не дает возможности отказа от постоянного контроля трития и близость Белоярской АЭС и ПО Маяк. Представлены данные биофизической станции (поселок Заречный), которая осуществляет контроль трития около Белоярской АЭС. Источниками поступления трития в Белоярское водохранилище также являются промливневый и обводной каналы. Наблюдения за содержанием трития в первом, проводившиеся систематически в течение длительного времени (с 1980 по 1988 годы) показали, что во всех пробах концентрация трития в среднем в 2 раза выше, чем по водохранилищу в целом. Содержание его в обводном канале оказалось выше, чем в промливневом. При этом самая высокая концентрация радионуклида обнаружена в этом канале - напротив водоочистных сооружений (5700 Бк/л). По мере продвижения вдоль канала содержание радионуклида снижается в результате разбавления водой из котельной и впадающих в него небольших ручьев. В месте впадения в водоем-охладитель концентрация трития остается достаточно высокой (580 Бк/л).
Таким образом, обводной канал, считающийся радиоактивно чистым, загрязняет водоем радионуклидами даже больше, чем промливневый.
Как известно, тритий - один из наиболее подвижных радионуклидов. Он плохо сорбируется растениями и грунтами, находится преимущественно в воде. Поэтому в природных условиях этот радионуклид может переноситься водным потоком на большие расстояния. Поскольку в окрестностях Белоярской АЭС наиболее крупной водной артерией является река Пышма, изучали изменение содержания трития в ней на всем ее протяжении. Как уже говорилось, Белоярское водохранилище расположено в 75 км от истока реки Пышмы. Ниже по течению в нее впадает река Ольховка, вытекающая из Ольховского болота, в которое в течение более, чем 25 лет производится контролируемый сброс дебалансных промышленных вод Белоярской атомной электростанции. По содержанию трития в воде реке Пышмы наиболее низкая его концентрация до впадения этой реки в водохранилище, а на участке от плотины до места впадения реки Ольховки концентрация несколько возрастает (до 50 Бк/л). После впадения реки Ольховки она увеличивается до 95 Бк/л за счет притока загрязненной воды из Ольховского болота. Ниже по течению реки Пышмы на расстоянии до 120 км от места слияния ее с рекой Ольховкой концентрация трития остается более высокой по сравнению с водой до впадения реки в водохранилище.
Как известно, одним из возможных путей поступления трития в окружающую среду являются газоаэрозольные выбросы АЭС. В связи с этим исследовали содержание трития в дождевых и снеговых осадках на разном расстоянии от АЭС.
Пути повышения служебных характеристик современных материалов. Методы управления процессами, в которых используются жидкие металлы. Физико-химические характеристики металлических расплавов. Технологии извлечения трития из литийсодержащих расплавов. автореферат [1,1 M], добавлен 12.10.2008
Управляемый термоядерный синтез при синтезе ядер дейтерия и трития. Преодоление кулоновского барьера путем нагрева и сжатия вещества. Выполнение критерия Лоусона. Подходы к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза. Пороговая энергия лазера. презентация [49,7 K], добавлен 19.02.2014
Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов размножения нейтронов. Схема процессов в ядерном реакторе, его основные элементы. Построение и запуск первых ядерных реакторов. презентация [559,1 K], добавлен 24.03.2011
Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде. курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013
Исследование источников ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе. Анализ гамма-излучения продуктов активации. Расчет плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал. Определение радиационного нагрева в различных материалах дефлектора. дипломная работа [1,2 M], добавлен 08.06.2017
Первые ядерные реакторы, их принцип работы как устройств, в которых осуществляется управляемая реакция деления ядер. Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов их деления. презентация [627,4 K], добавлен 26.02.2014
Свойства материалов: механические, физические, химические. Виды деформаций: растяжение, сжатие, сдвиг, кручение и изгиб. Расчет плотности, теплопроводности и теплоемкости материалов. Огнестойкость материалов: несгораемые, трудносгораемые, сгораемые. презентация [32,0 M], добавлен 10.10.2015
Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д. PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах. Рекомендуем скачать работу .

© 2000 — 2021



Исследование накопления трития в реакторе дипломная работа. Физика и энергетика.
Коржов Антон Вениаминович Диссертация
Курсовая работа: Типы темперамента детей среднего дошкольного возраста
Отчет по практике по теме Общая характеристика и основные цели предприятия ТД "Центр упаковки"
Реферат По Музыке 4 Класс
Курсовая работа по теме Совершенствование организационной культуры предприятия
Реферат: Что хорошего в крупных клиентах. Скачать бесплатно и без регистрации
Пример Сочинения Рассуждения Огэ
Отзыв Бедная Лиза Карамзин Сочинение
Совет Безопасности Реферат
Реферат: Talk Shows Essay Research Paper Do It
Дипломная работа по теме Мероприятия по сокращению просроченной задолженности по кредитам юридических лиц
Критерии Оценивания Сочинения По Русскому
Дипломная работа по теме Ценовая политика предприятия
Реферат Дизайн Жилого Помещения
Реферат: Автомобильная промышленность Российской Федерации. Скачать бесплатно и без регистрации
Сочинение Красота Природы 4 Класс Перспектива
Контрольная работа: Методология и практика маркетинговых исследований. Скачать бесплатно и без регистрации
Реферат по теме Политическая система Республики Молдова
Реферат На Тему Стратегические Наступательные Силы Сша
Реферат: Лоренцетти, Амброджо
Возникновение ислама, Шариат - Религия и мифология реферат
Способы защиты гражданских прав - Государство и право реферат
Проблема социальной адаптации подростков в кадетской школе - Педагогика курсовая работа