- •Сокращения
- •Содержание
- •Введение
- •1 Теоретическая часть
- •Основные свойства трития
- •1.2 Реакторы для наработки трития
- •1.3 Пути решения проблемы газовых выбросов трития
- •1.3.1 Фазовый изотопный обмен
- •1.3.2 Комплексная технология
- •1.4 Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов (Предприятия «Маяк», аэс и ядерных хранилищ)
- •1.4.1 Тритий аэс
- •1.4.2 Тритий ядерных хранилищ
- •1.5 Химические и физические свойства бериллия
- •1.5.1 Распространение бериллия в природе
- •1.5.2 Физические свойства бериллия
- •1.5.3 Химические свойства бериллия
- •1.5.4 Получение бериллия
- •1.5.5 Применение бериллия
- •1.6 Переработка облученного бериллия
- •1.7 Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора мир
- •2 Расчетная часть
- •2.1 Вычисление плотности потока нейтронов
- •2.2 Система дифференциальных уравнений
- •3 Производственная и экологическая безопасность при выполнении расчетных исследований на эвм
- •3.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов
- •3.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и вредного воздействия и устранению их влияния на работающих.
- •3.2.1 Организационные мероприятия
- •3.2.2 Технические мероприятия
- •3.2.3 Условия безопасной работы
- •3.3 Электробезопасность
- •3.4 Пожарная и взрывная безопасность
- •4 Экономическая часть
- •4.1 Планирование этапов и работ по выполнению ниокр
- •4.2 Определение трудоемкости выполнения ниокр
- •4.3 Техническая готовность темы.
- •4.4 Определение плановой себестоимости проведения ниокр.
- •4.4.1 Затраты на материалы
- •4.4.2 Затраты на оплату труда работников, непосредственно занятых выполнением ниокр
- •4.4.3 Отчисления во внебюджетные фонды
- •4.4.4 Работы, выполняемые сторонними организациями
- •4.4.5 Спецоборудование для научных и экспериментальных работ
- •4.4.6 Прочие прямые расходы
- •4.4.7 Накладные расходы
- •Заключение
- •Список использованных источников
- •Приложение а
- •Приложение б
Введение
Целью данной работы является исследование накопления трития в реакторе ИРТ-Т.
Тритий является одним из биологически значимых радиоактивных газов при работе реактора. Кроме того, в реакторе ИРТ-Т в качестве конструкционного материала, в отличие от других, используется бериллий, который является основным источником образования трития при работе реактора. В связи с этим возникает необходимость прогнозирования выгорания бериллия.
В данной работе представлены расчеты по накоплению трития, как продукта ядерной реакции, описывающей отравление бериллия.
В результате получены данные по отравлению бериллия и сделаны прогнозные оценки.
Тритий поступает в окружающую среду при работе атомных реакторов и предприятий по переработке ядерного топлива, которые являются мощными генераторами антропогенного трития, поэтому необходимо рассмотреть свойства пути решения проблемы его газовых выбросов.
Так же следует привести примеры реакторов, которые были созданы для наработки трития.
1 Теоретическая часть
Основные свойства трития
Тритий представляет собой радиоактивный изотоп водорода атомной массой 3 (один протон, два нейтрона). Период полураспада трития равен 12.34 года.
Распадаясь, тритий превращается в гелий, выделяя при этом довольно интенсивное бета-излучение. Энергия его бета-частиц относительно невелика, поэтому при нахождении вне организма (внешнее облучение) тритий серьезной угрозы не представляет.
Однако, при внутреннем облучении (при попадании трития внутрь организма человека с воздухом или водой), он может представлять серьезную угрозу для здоровья. Дело в том, что тритий, являясь изотопом водорода, химически ведет себя также как водород, и поэтому способен замещать его во всех соединениях с кислородом, серой, азотом, легко проникая в протоплазму любой клетки. В этом случае испускаемое тритием бета-излучение способно серьезно повредить генетический аппарат клеток.
Тритий – T: Eβmax = 0.018 МэВ; максимальный пробег электрона в воздухе 4.2 мм. В силу большого периода полураспада является глобальным загрязнителем атмосферы. Образуется в атмосфере в результате взаимодействия космического излучения с ядрами атомов воздуха. Средняя скорость образования H3в атмосфере 0.2 см-2с-1, в литосфере 10-3см-2с-1и в гидросфере 10-6см-2с-1. Всего в год образуется (от 5.5 до 11.0)·1010МБк космогенного H3. Общее количество его на Земле (от 92 до 185)·1010МБк, из которых 65 % находятся в океане, 27 % – в поверхностных водах континентов и в литосфере, 8 % – в атмосфере.
Тритий образуется и в результате испытаний термоядерного оружия, в период их проведения наблюдалось максимальное его содержание в атмосфере. С тех пор за счет радиоактивного распада содержание трития уменьшилось в 2.5 раза. В настоящее время примерное среднее фоновое содержание H3в поверхностных водах составляет 4 Бк/л.
Тритий является одним из наиболее подвижных радионуклидов, обладает высокой миграционной способностью в природных средах. В отличие от других радионуклидов не удерживается никакими очистными барьерами.
Как правило, в атмосфере сразу после образования H3соединяется с кислородом воздуха в молекулы тяжелой воды HTO (77 %), DTO и T2O.
Физические, химические и биохимические свойства подобны таковым для обычной воды H2O. Интегрированный в живой организм тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные нарушения, как за счет воздействия β-излучения, так и за счет молекулярных изменений, вызванных заменой водорода нейтральным атомом гелия (в результате распада H3→ He3).
Независимо от путей поступления в живой организм H3распределяется в нем равномерно и находится в нем в виде свободного HTO или в виде связанного H3. Для человека период полувыведения свободногоH39.7 суток, а для связанного H3от 30 до 450 суток.
Таблица 1 – Основные свойства трития
Молекулярная масса, а.е.м. |
6.04 |
Температура плавления, °C |
–252.5 |
Температура кипения, °C |
–248.1 |
Энтропия образования, Дж/моль·K |
153.22 |
Мольная теплоемкость, Дж/моль·K |
29.2 |
Критическая температура, °C |
–229.45 |
Критическое давление, Мпа |
2.11 |
Критическая плотность, г/см3 |
0.112 |