Содержание
СОДЕРЖАНИЕ
СОДЕРЖАНИЕ5
ВВЕДЕНИЕ6
1 ОБЗОР ЛИТЕРАТУРНЫХ ИСТОЧНИКОВ9
1.1История развития высокоскоростного транспорта9
1.2 Современное состояние высокоскоростного наземного транспорта России11
1.3 Экологические аспекты использования высокоскоростного наземного транспорта15
1.3.1 Основные вредные факторы15
1.3.2 Методы снижения шума от высокоскоростного транспорта18
1.3.3 Защита окружающей среды от шумового воздействия25
1.4 Концепция развития железнодорожного транспорта России36
2 ОСНОВНЫЕ ПАРАМЕТРЫ ВЫСКОРОСТНОГО ПОЕЗДА «САПСАН»49
2.1 Назначение и основные характеристики поезда49
2.2 Описание конструкции54
2.3 Особенности эксплуатации поезда65
2.4 Основные характеристики воздействия подвижного состава на элементы пути67
3 АНАЛИЗ ПРИРОДООХРАННОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ООО «РЖД»69
3.1 Основные показатели природоохранной деятельности ОАО «РЖД»69
3.2 Охрана атмосферного воздуха71
3.3 Охрана водных ресурсов74
3.4 Обращение с отходами производства и потребления76
3.5 Мероприятия направленные на охрану окружающей среды83
4. ЭКОЛОГО-ЭКОНОМИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПОЕЗДА «САПСАН»88
4.1 Стоимость жизненного цикла88
4.2 Экологические платежи93
4.3 Расчет рентабельности эксплуатации поезда96
5. БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВЫСОКОСКОРОСТНОГО ТРАНСПОРТА100
ЗАКЛЮЧЕНИЕ113
СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ115
Приложение 1120
Приложение 2121
Приложение 3122
Выдержка из текста работы
____________________________________________________________________________________________________________________________________________________________1(Утверждена приказом по институту от № п))
2. Исходные данные к работе (в том числе, указать проектную и технологиче¬скую документацию и основную литературу)
3. Перечень подлежащих разработке вопросов:
3.1. В дипломной работе:
3.2. По организации и экономике производства:
Консультант: / Лямина Н.Н. /
« » 2010 г.
3.3. По промышленной экологии и безопасности производства:
Консультант: / /
« » 2010 г.
4. Перечень графического материала (с точным указанием обязательных чертежей):
5. Срок сдачи студентом законченного проекта руководителю:
Дата выдачи задания « » 2010 г.
Руководитель: / /
Студент: / /
ОГЛАВЛЕНИЕ
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ…………………………………………………….7
ВВЕДЕНИЕ ……………………………………………………………………….8
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
ПЕРЕЧЕНИЙ СОКРАЩЕНИЙ
РАО – радиоактивные отходы
САО – средне-активные отходы
АЭС – атомная электростанция
УГР – уран-графитовый реактор
ОГ – облученный графит кладок УГР
НЗК – невозвратный защитный контейнер
ГВ – графитовые втулки
ТК – технологический канал
СВС – высокотемпературный синтез
ПЗРО – приповерхностное хранение радиоактивных отходов
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 Бк\кг, 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;
ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ И ИЗВЕСТНЫЕ СПОСОБЫ ЕЕ РЕШЕНИЯ.
В настоящее время дальнейшее развития атомной промышленности ведущих стран связано с неизбежным глобальным решением проблем утилизации и их длительного контролируемого хранения радиоактивных отходов различного уровня активности. Одной из основных задач как технического, так и организационного плана становится проблема обращения с радиоактивными отходами (РАО), как в рамках отдельных стран, так и в рамках международного сотрудничества, разработки наиболее совершенных методов обработки и захоронения радиоактивных отходов, а также обеспечение и технической помощью через МАГАТЭ тех государств, где данная проблема еще не решена или ее решение находится на начальной стадии.
В ряде стран прослеживается тенденция создания национальных, наделенных соответствующими правами, организаций, на которые возлагается ответственность за координацию работ по утилизации радиоактивных отходов в данной стране и контроль за соблюдением правил вывода из эксплуатации ядерных предприятий. Так, например, в Великобритании организована фирма NIREX, которой поручено обеспечить безопасность и экологическое здоровое решение вопросов по длительному управлению радиоактивными отходами, образующая при различных видах деятельности в этой стране [1].
Для стран с высокоразвитой атомной промышленностью существует очень важная задача управления радиоактивными отходами при очистке использовавшихся ранее временных хранилищ радиоактивных отходов. В ряде случаев информация относительно того, что же хранится в подобных временных хранилищах, каков уровень исходной активности и какие присутствуют радиоактивные элементы – все это за давность лет частично утеряно.
В настоящем обзоре круг рассматриваемых проблем ограничивается лишь обработкой средней активности отходов, с которыми сталкиваются в процессе работы ядерно-энергетических установок или при выводе из эксплуатации [2].
Более детально рассмотрены проблемы утилизации радиоактивных отходов реакторного графита, образующихся при выводе их из эксплуатации графитовой кладки уран-графитового реактора, а именного втулочного графита в случае проведения частичного или полного демонтажа. Более узкой задачей являлось рассмотрение возможности применения полимерных материалов для омоноличивания радиоактивного графита с целью иммобилизации радиоактивных изотопов и предупреждения их выхода в окружающую среду, что не допустимо с экологической точки зрения и здоровья людей.
Материалы, которые не могут больше быть использованы, требуют либо длительного складирования, либо захоронения тем или иным способом. Эта группа материалов для возможности дальнейшего их обслуживания проходит стадии кондицированния, т.е. обработку их различными методами (отверждение, выпаривание для уменьшения объема радиоактивных отходов, сжигание и т.п.) с целью доведения обрабатываемого материала до состояния, удовлетворяющего требованиям по их последующему хранению, если это необходимо, или захоронению [3].
В последние 10-15 лет перед странами, обладающими ядерными технологиями, стала также проблема утилизации загрязненных радиоактивных элементов, таких как втулки и кольца твердого контакта конструкции ядерных установок [4].
Предотвращение попадания радиоизотопов в обменный фонд вещества при эксплуатации ядерных установок обеспечивается реализацией принципа многобарьерности.
Барьер для радионуклидов – это физическая преграда, которая предотвращает или ограничивает попадание радионуклидов из места их локализации в окружающую среду. К барьеру для радионуклидов предъявляется требования препятствовать попадания радионуклидов в обменный фонд в течении определенного времени. Отсюда следует, что критерием эффективности барьера для радионуклидов является отношение времени преодоления барьера у периода полураспада удерживаемого радионуклида.
Наиболее рациональной формой при захоронение РАО представляет следующая последовательность барьеров для радионуклидов: матрица – гидроизоляция – строительная конструкция.
Матрица предназначена для обеспечения минимального перемещения заключеных в ней радионуклидов.
Гидизоляция служит для исключения протекания коррозийных процессов в матрице.
Строительная конструкция должна обеспечить сохранение целостности гидроизоляции при воздействии на нее внешних сил [5].
Проблема обращения с твердыми радиоактивными отходами еще не нашла своего оптимального решения. На сегодняшний день ни одна страна еще не перешла к технологиям, позволяющие полностью решить проблему консервации РАО. В большинстве случаях они просто складируются.
В настоящее время в большинстве странах при обработке радиоактивных отходов широко применяют различные варианты цементирования. Английские ученые провели исследования металлических контейнеров по их коррозионной стойкости [6] и показали, что при высоких значениях PH затвердеющей цементной среды возможна электрохимическая коррозия при контакте с радиоактивным графитом.
В России для консервации РАО используются технология цементирования с помощью жидких цементных растворов, что позволяет обеспечить иммобилизацию радиоактивных материалов, находящихся в твердом виде. Как правило, твердые отходы помещают в контейнеры. Затем в контейнер заливают жидкий цементный раствор, где он и схватывается. Этот процесс используется, например, для консервации отходов среднего уровня активности в 500 литровых контейнерах [7].
Однако контейнер отвержденный цементным составом, использованный в качестве консервантов радиоактивных отходов, присущ ряд недостатков, определяющих их эксплуатационные характеристики [8]. Отрицательным свойством бетонов, используемых в качестве консервантов радиоактивных отходов является, то, что они – пористые материалы и обладают не высокой прочностью.
Контейнерные системы хранения нашли применение в странах, имеющие уран-графитовые реакторы. Первоначально контейнеры использовались для целей доставки отработавшего графита в региональные хранилища, на заводы по переработке или к местам окончательного захоронения. Однако, постоянно растущее количество отработавшего графита, отказ, или, по крайней мере, откладывание на будущее решения о переработке ОГ, ограничение емкостей существующих хранилищ, вызвали необходимость в продлении срока хранения отработавшего графита и, как следствие этого, необходимость к переходу контейнерной системе хранения. Обращение к контейнерам было обусловлено нескольким обстоятельствами. Низкими капитальными затратами на сооружение контейнерного хранилища, возможностью поэтапного ввода мощностей (изготовления требуемого количества контейнеров в течение определенного периода времени). Кроме того, весьма привлекательной оказалась идея использования тех же контейнеров сразу для двух, или даже более, целей, например для хранения и последующего транспортирования [9].
Контейнерные системы для хранения, транспортирования и захоронения ОГ в целом выполняют следующие функции:
— содержание (хранение) радиоактивных веществ;
— ограничение поступления ионизирующих радионуклидов в окружающую среду;
— обеспечение подкритичности системы, в том случае, если это касается топлива.
Контейнеры должны быть спроектированы таким образом, чтобы их структурная целостность и тепловые характеристики позволяли обеспечивать выполнение всех необходимых требований радиационной и ядерной безопасности [10].
Конструкция контейнера зависит, от требований со стороны хранилища, а именно от размеров и веса контейнера, миграции радионуклидов из контейнера при хранении.
В Англии [11] в конструкции контейнеров для графита предусмотрены специальные корзины или устройство цементной внутренней облицовки для исключения прямого контакта графита и нержавеющей стали.
В сентябре 2006 года МАГАТЭ посвятило публикацию [12] проблеме управления радиоактивным графитом, образовавшимся в виде отходов при выводе из эксплуатации реакторов. В состав реактора входили кладки и втулки, назначение которых состоит в предотвращении радиоционных повреждений графитовой кладки и облегчения выгрузки деформированных технологических каналов [13]. По экспертной оценки масса облученных втулок в Российской Федерации составляет около 40000 тонн. Извлеченные втулки хранят в приреакторных хранилищах и условия их хранения не соответствует современным требованиям безопасности. Решение данной задачи является приоритетной и требует разработки технологий кондицирования втулочного облученного графита и реконструкции хранилищ применительно к проблеме его длительного хранения с учетом требований ИП-012-099 [14].
Все, сказанное выше, свидетельствует о необходимости разработки надежной технологии утилизации графитовых втулок. На сегодняшний день целесообразно ориентироваться на длительное и безопасное хранение. При этом не должно происходить выхода радионуклидов в окружающую среду в случаи возможного контакта с водой. Очевидно, что выполнить эти требования, необходимо создать определенный экологический барьер, препятствующий выходу активности из блока, а также разработать конструкцию контейнера.
1.1 Графитовые втулки и кольца твердого контакта, — объекты контролируемого хранения.
В процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов накапливается один из распространенных графитовых реакторных отходов – это втулочный облученный графит.
В промышленных реакторах, которые в настоящее время не работают, в каждую ячейку графитовых колонн центральной части кладки, по всей высоте устанавливались комплекты графитовых втулок. Графитовые втулки, через центральное отверстие которых проходит труба технологического канала (ТК), применяются для снижения радиационного воздействия на графитовые блоки с целью увеличения срока эксплуатации графитовой кладки. Втулки заменяют, как правило каждые 2-4 года, т.е. длительность их облучения примерно в 10 раз меньше, чем кладок. Комплекты графитовых втулок вместе с технологическим каналом сбрасывают в первичную емкость и отправляют на хранение в контейнер.
В кладках в трубах технологического канала (ТК) для отвода тепла от графитовых блоков к теплоносителю установлены графитовые кольца твердого контакта, которые при замене ТК также сбрасываются в первичную емкость и отправляются на хранение в контейнеры.
Учитывая, что более 50% втулок загружались в реакторы после инцидентов, сопровождающие выходом топлива из ТК в кладку, следует сделать вывод, что уровень загрязнения втулок радионуклидами значительно ниже [15].
Место хранение втулок подразделяется на специально оборудованные для длительного хранения, и хранилища упрощенной конструкции, в таких хранилищах существует только один барьер безопасности, которым является слой глины на дне. Выход радионуклидов в таких хранилищах возможен на поверхность горизонта. Поэтому можно считать, что отработавшие втулки хранятся только с одним барьером безопасности. Все хранилища расположены на территории, прилегающей к зданиям реакторов, и частично внутри зданий. Учитывая, что конструкция и состояние всех хранилищ не отвечают современным требованиям, существует реальная угроза загрязнения радионуклидами окружающей среды. Для ее исключения необходим комплекс мероприятий по созданию дополнительных барьеров безопасности [16].
ГЛАВА 2. СПОСОБЫ И ВЫБОР ДЛИТЕЛЬНОГО КОНТРОЛИРУЕМОГО ХРАНЕНИЯ ВТУЛОК И КОЛЕЦ ТВЕРДОГО КОНТАКТА, СНЯТЫХ С ЭКСПЛУАТАЦИИ.
2.1. Cжигание отработавшего графита.
Сжигание имеет на первый взгляд кажущиеся важные преимущества перед любыми другими способами обращения с ним после демонтажа графитовой кладки, так как в результате применения этого процесса значительно сокращаются объемы РАО ОГ для захоронения.
Предлагаются разные способы сжигания графита: традиционное, в кипящем слое, с помощью газового лазера, газификация с помощью перегретого водяного пара (пиролиз). Однако все они имеют существенный недостаток: при сжигании образуется газообразный радиоактивный продукт , но его можно связать, превратив в твердые химически стойкие со¬единения. Для этого предлагается использовать, например, карбонаты кальция и магния ,однако объем образовавшихся солей карбонатов будет в 2—3 раза превышать первоначальный объем графита [17].
В случае утилизации отработавшего графита путем сжигания 14 С будет единственным долгоживущим радионуклидом, выбрасываемым в атмосферу, поэтому анализу его содержания в графите и исследованию закономерностей распределения было уделено особое внимание. Французские исследования и разработки показали, что с точки зрения радиационной безопасности решение о сжигании отрабо¬тавшего графита приемлемо. Испытания опытной установки для сжигания размо¬лотого порошка графита в кипящем слое производительностью 30—50 кг/ч показа-ли, что 60 Со, 137Cs, 55Fe, ?-излучающие и другие радионуклиды, содержащиеся в графите, надежно удерживаются фильтрами, в атмосферу поступают только 3Н и 14С. При сжигании 1000 т графита в год в атмосферу выделится в 4 раза больше 14С, чем при работе одного ВВЭР-440, и в 2 раза меньше, чем завода по переработке отработавшего топлива, т.е. выброс 14С будет на уровне, характерном для объектов атомной промышленности.
Например, при сжигании 1 т графита при воздушном дутье образуется:
— золы-до 5 кг. Однако при сжигании только для улавливания С дополнительно образуются следующие побочные радиоактивные продукты;
-карбоната кальция-3,65 м ;
-радиоактивной воды – 30,85 м ;
-газ CO , выброшенный в атмосферу;
— активность продуктов деления и продуктов активации, оставшаяся в фильтрах, аппаратах вентсистемы на установке сжигания и зольном остатке.
При учете захоронения вновь образующихся радиоактивных материалов процесс сж…
**************************************************************
