В этой статье я попытаюсь ознакомить читателя с лидирующей, на данный момент, технологией хранения отработавшего ядерного топлива – так называемым, «сухим» хранением. Ну и конечно доказать, почему хранение ОЯТ это не «свалка отходов» и не «ядерный могильник».
Пролог
На данный момент в мире ядерной энергетики сложилась ситуация, которую вряд ли ожидали увидеть ещё 30-40 лет тому назад.
Создатели «мирного атома» верили не только в получение большого количества тепла при использовании достаточного малого количества топлива, но также «изюминкой» считалась возможность наработки этого самого топлива в реакторах-бридерах, либо же выделение полезных продуктов деления из отработавшего ядерного топлива для дальнейшего повторного вовлечения их в ядерный топливный цикл. Не зря, первое в мире электричество (не путайте с Первой АЭС, которая была подключена к энергосети) было получено как раз с помощью реактора на быстрых нейтронах, такого, который может не только генерировать электричество, но и топливо для последующих загрузок.
Первое электричество, подходящее по параметрам для использования, было получено 20 декабря 1951 года. Реактор EBR-1 запитал 4 лампочки по 200 Ватт.
Но, к сожалению, на деле не все было так радужно, как в теории. Наш EBR-1 столкнулся с некоторыми проблемами, а развитие атомной промышленности в основном ушло от тематики быстрых реакторов, дав дорогу реакторам на тепловых нейтронах.
Переработку ОЯТ с целью извлечения полезных продуктов деления и снижения остаточной активности также постигла трудная участь.
С экономической точки зрения переработка выгодна только в больших объёмах, а также из-за сложности технологического процесса и вопросов контроля ядерного материала, её смогли в итоге позволить лишь немногие страны.
Всего выходит 2940 т/год, и это при том, что выгружается из всех действующих реакторов около 10000 т/год.
Учитывая постоянно увеличивающиеся объемы накопления отработавшего топлива, во многих (почти во всех) странах, использующих ядерную энергию, быстро возник вопрос о способе обращения и утилизации отработавшего ядерного топлива.
Как видно, количество ОЯТ, которое подлежит временному хранению, постоянно растёт (МАГАТЭ).
На данный момент, все страны, использующие ядерную энергию, условно разделились на три лагеря:
- Страны, полностью либо частично перерабатывающие ОЯТ с целью использования продуктов деления для изготовления MOX-топлива.
- Страны, заявившие о желании окончательно захоронить своё ОЯТ, и активно занимающиеся разработкой проектов по окончательному захоронению.
- Страны, отложившие окончательное решение вопроса по обращению ОЯТ на потом («wait and see» позиция).
И последних стран, конечно же, абсолютное множество. Проблемы, связанные с хранением ОЯТ с каждым годом становятся всё глобальнее. Даже если страна отказывается от дальнейших планов по развитию атомной отрасли, то вопрос по обеспечению безопасного обращения с ОЯТ будет актуален как минимум несколько десятилетий.
Немного истории
Изначально превалирующее большинство хранилищ отработавшего топлива, были так называемого «мокрого» типа. Но учитывая их недостатки, а также прогресс инженерной мысли, постепенно, начиная с 80-х годов прошлого века, начали появляться именно «сухие» хранилища.
Они обладают весомыми преимуществами, которые и послужили толчком к развитию всей технологии:
- возможность строительства очередями и более низкие начальные инвестиции в сооружение;
- пассивная система отвода остаточных тепловыделений от ОТВС;
- незначительное образование РАО при эксплуатации хранилища, почти полное отсутствие образования жидких РАО;
- низкие эксплуатационные затраты (намного ниже, чем затраты при хранении ОТВС в бассейнах).
Что же такое «сухое» хранилище ОЯТ?
Принципиально можно выделить следующие типы технологий сухого хранения ОЯТ: технологию контейнерного хранения и технологию модульного хранения. Остановлюсь я именно на контейнерном хранении.
История контейнерных хранилищ, пожалуй, начинается в 1986 году, когда ядерный регулятор США выдал лицензию на эксплуатацию сухого контейнерного хранилища ОЯТ на площадке АЭС Сарри в штате Вирджиния.
Общий принцип контейнерного хранения ОЯТ заключается в том, что наше отработавшее топливо хранится в герметичных металлических корзинах, заполненных инертным газом, обычно гелием, а сами корзины располагаются в корпусе защитного контейнера. Прочная конструкция корпуса контейнера служит в качестве радиационной защиты, а также предотвращает повреждение металлической корзины. Контейнер может быть как бетонный, так и металлический. Теплоотвод осуществляется за счет естественной конвекции окружающего воздуха.
Операции сначала производятся на площадке АЭС, а после контейнер с топливом (количество ТВС зависит от типа реактора и конструкции контейнера) отправляется на площадку хранения.
Транспортирование осуществляется либо вертикальным транспортером (если хранилище пристанционное), либо автотранспортом или специальным поездом, путешествуя по железным дорогам общего пользования.
Производится загрузка корзины отработавшими тепловыделяющими сборками, далее осуществляется заварка, осушка и заполнение корзины гелием и её перегрузка в бетонный контейнер.
В настоящее время принято различать контейнеры одноцелевого назначения (single-purpose system), двухцелевые контейнеры (dual-purpose system) и контейнеры многоцелевого назначения (multi-purpose system). Разница состоит в количестве операции, для которых может быть использован данный контейнер: хранение, транспортировка, долгосрочное захоронение.
Общий вид металлического контейнера для хранения ОЯТ представлю на примере контейнера для ОТВС ВВЭР 1000.
- Та самая корзина, предназначенная для загрузки в нее ОТВС (видно шестигранные чехлы, в которые помещаются ОТВС).
- Каналы для установки нейтронного поглотителя (стальные или алюминиевые стержни легированные бором). Устанавливаются для того, чтобы система была подкритична, то есть отсутствовала возможность возникновения цепной реакции деления.
- Цапфы для транспортных операций с контейнером.
- Толстостенная металлическая оболочка. Обеспечивает физическую и радиационную безопасность.
- Крышки, закрывающие канистру (1 крышка) и внешний металлический контейнер (2 крышки), для обеспечения как можно лучшей радиационной обстановки вблизи контейнера. Так же комплектуются отверствиями для установки гелиевых клапанов, для заполнения корзины гелием, который обеспечивает теплоотвод и инертность среды в корзине.
На контейнеры с ОЯТ, устанавливаются датчики температурного контроля, а сами контейнеры устанавливаются на штатное место на площадке хранения.
Как видите, даже шаг между контейнерами установлен специально. Делается это для обеспечения ядерной и радиационной безопасности персонала.
Площадки бывают пристанционные, и находящиеся отдельно от площадок АЭС. Топливо туда доставляется в специальных транспортных контейнерах.
Так и стоит наше топливо, в течении нескольких десятков лет (от 50 до 100), ожидая своей участи (будет ли это переработка или захоронение – каждая страна решит сама для себя).
Обеспечение безопасности
Хранилище ОЯТ, согласно стандартам МАГАТЭ, является ядерной установкой. Соответственно, требования к безопасности почти такие же, как и к безопасности АЭС.
При проектировании контейнеров выполняются расчеты на прочность для аварийных ситуаций (падение транспортного контейнера с высоты 9 м.), расчеты тепловых режимов для нормальной эксплуатации и аварий. Конечно же, большое внимание уделяется нейтронно-физическим расчетам для обеспечения подкритичности и расчетам биологической защиты.
Падение контейнера с высоты 9 метров (всего лишь тест).
С развитием инженерных расчётных программ объёмы всевозможных анализов безопасности постоянно увеличиваются. Отдельным пунктом выступают лабораторные испытания и натурные тесты.
Моделирование падения Boeing 767 на группу контейнеров.
На данном этапе ведутся исследования по определению характеристик топлива при долгосрочном хранении для обоснования ресурса контейнеров более чем на 100 лет. Проектируются контейнеры с использованием материалов и геометрии для возможности выгружать ОТВС с меньшем временем выдержки в приреакторном бассейне либо для MOX-топлива. Транспортные контейнеры проектируются для железной дороги, автотранспорта и даже самолётов.
В итоге, можно заметить, что контейнерное хранилище ОЯТ, это сложный с инженерной точки зрения проект, а сами контейнеры, являются плодом долгих лет работы инженеров. Обеспечение безопасности является основной задачей при обращении с отработавшим топливом. Следовательно, современные системы хранения и обращения с ОЯТ никак не могут быть сравнимы с обычными бочками.
Комментарии (81)
Fagot63
11.01.2017 16:59+1Как показала практика, некоторые тесты не несут ни какой полезной информации, а то и наоборот, вводят в заблуждение. Пример Sony с их «водонепроницаемыми» телефонами, но если внутрь попадает вода, то это не гарантийный случай. Как они сами потом признались. Их тесты были слишком«лабораторными» и не имеющими ни чего общего с реальной жизнью. Я понимаю что пример далекий от текущей темы.
zilm
11.01.2017 17:14Сколько нужно в год новых контейнеров таких размеров как на картинке, например, в России?
nuclearboy
11.01.2017 17:16Для каждого типа реактора свои контейнеры. Плюс, в России активно развивается перерабатывающая отрасль. Пока планируется хранить топливо реакторов РБМК. Зависит от конкретной станции. Сколько было выгружено топливо в год, длинна топливной компании и т.д.
vconst
11.01.2017 17:23+2Ну хотя бы самые общие цифры? Что бы представлять масштаб.
nuclearboy
11.01.2017 17:36+2В Украине на эксплуатацию всех станций до конца их срока (15 блоков, 2 ВВЭР-440, 13 ВВЭР-1000) строится площадка вместимостью 458 контейнеров.
vconst
11.01.2017 17:49Пять сотен? Совсем немного, на первый взгляд. А «конец срока» — это сколько лет? 10? 100?
CrazyRoot
11.01.2017 17:54Конец срока пригодности АЭС. Они должны же выводиться из эксплуатации когда нить :)
vconst
11.01.2017 17:56Ну я понимаю, но сами сроки представляю не очень. Слышал, что Росатом заключил контракт чуть не на сто лет обслуживания одной заграничной электростанции — мне такие цифры кажутся дикими. Если такие площадки придется строить каждые 10 лет — то выглядит напряжно. Если раз в 50 — то нормально.
nuclearboy
11.01.2017 18:06Раз в 100, а то и больше. Плюс, надеются все, что через пару сотен лет переработка ОЯТ станет доступнее
Mad__Max
19.01.2017 05:58Сейчас новые АЭС проектируют уже сразу на 60 лет активной работы. Плюс пока они работают вполне возможно эти сроки продлят, как их продлевают сейчас на 10-15 лет ранним проектам реакторов изначально рассчитанных на 30-40 лет работы. По мере того как наберут нужной статистики для расчетов и обоснования моделей старения.
Так что если брать весь цикл от самого начала (выбора площадки и подготовки к стройки) и до самого конца (вывода АЭС из экслупатации, демонтажа и утилизации) то как раз под 100 лет получится.
tnenergy
12.01.2017 11:10+3Поправлю немножко.
458 контейнеров — это первая очередь Украинской ЦХОЯТ. В это количество ОЯТ не включается возвратное из мокрых хранилищ Российского ГХК и то топливо, которое будет храниться на пристанционном ХОЯТ Запорожской АЭС (по памяти — на 380 контейнеров).
В общем можно сказать примерно так — в год одному гигаватнику нужно 1,5-2 контейнера.nuclearboy
12.01.2017 12:00Очень приятно читать Ваши комментарии! Постоянно читаю Ваши статьи
458 контейнеров — это 4 очереди. Первая очередь это 92 контейнера. На возврат топлива будет оставлено место на площадке. Насколько я понимаю, есть ещё шанс что ТВС ВВЭР-1000 будут переработаны либо на ГКХ либо на Маяке, как Ростовское ОЯТtnenergy
12.01.2017 12:21>458 контейнеров — это 4 очереди. Первая очередь это 92 контейнера.
Да, похоже я ошибся. Но меня подвела уверенность, что ЦХОЯТ рассчитан и на весь перспективный объем ОЯТ ВВЭР-1000/440 и на тот объем, что в ГХК — что-нибудь на ~8000-10000 тонн по тяжелым металлам. А если посмотреть на эти контейнеры — они обычно на 19 ТВС ВВЭР-1000, т.е. на ~10 тонн т.м., значит ЦХОЯТ должна быть 800-1000 контейнеров. Впрочем, расширить ее, конечно, не большая проблема.
>Насколько я понимаю, есть ещё шанс что ТВС ВВЭР-1000 будут переработаны либо на ГКХ либо на Маяке, как Ростовское ОЯТ
Не думаю, что Украина такой вариант потянет по деньгам и у нее будет желание это делать при наличии ЦХОЯТ. Хотя по цифрам выходит именно так.nuclearboy
12.01.2017 12:35Контейнер для ВВЭР-1000 это 31 одна сборка внутри
ВВЭР-440 — 85 ОВТС
В проекте ЦХОЯТ это корзины MPC-31 и MPC-85, бетонный модуль HI-STORM один для обоих типовtnenergy
12.01.2017 12:48А из 458 контейнеров нет расклада — сколько ВВЭР-1000 и сколько 440? Можно тогда точно восстановить всю картину.
nuclearboy
12.01.2017 13:10+1Скажу по предварительному количеству ОТВС
12500 — ВВЭР-1000
4000 — ВВЭР-440tnenergy
12.01.2017 15:37>12500 — ВВЭР-1000
Спасибо, интересная цифра. Для 4-х летнего цикла это ~305 реакторо-лет, а по существующим станциям остаток ресурса — 245 лет (если считать что будет ПСЭ до 60 лет). Если приплюсовать остатки в БВ и, например какое-то количество контейнеров под поврежденное ОЯТ, то цифры сойдутся.
Тогда получается, что хранимое на ГХК Украинское топливо будут перерабатывать, а не возвращать. Довольно сенсационный вывод.nuclearboy
12.01.2017 17:33Это проект пока такой. Но повторюсь, место будет на площадке под количество контейнеров больше чем 458. Так что если вдруг что, сделают контейнеры, и поставят на площадке
nuclearboy
12.01.2017 12:10Да, насчёт ЗАЭС чего-то ошибся(
На 6 блоков там СХОЯТ своё, построенное в 2001 году.
ЦХОЯТ пока что проектируется на 2 блока ХАЭС, 3 ЮАЭС и 4 РАЭС.
Под возврат ОТВС из России и возможно, из будущих блоков ХАЭС 3,4, будет оставлено место на площадке храненияtnenergy
12.01.2017 12:24>4 блока РАЭС.
Два из них — это ВВЭР-440, которые перерабатываются на Маяке. Вопрос в хранении витрифицированного РАО — вроде как есть планы захоронения на мощностях Вектора (рядом с ЦХОЯТ) вместе с ВАО с ЧАЭС.nuclearboy
12.01.2017 12:34Да, планируется на Векторе пока просто вроде хранить.
с момента пуска ЦХОЯТ ОТВС ВВЭР-440 там тоже будут, бетонные модули такие же, корзины немножко другиеtnenergy
12.01.2017 12:47Даже вот так! Что нам намекает, что переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на РТ-2/РТ-1 не будет.
Mad__Max
19.01.2017 05:54Грубо — не меньше одного подобного контейнера как на картинках в статье на каждый работающий реактор за каждый год его работы. Т.е. для грубой оценки кол-во блоков(т.е. реакторов, а не станций, на каждой из которых по несколько блоков обычно) умножить на их срок активной эксплуатации (40-60 лет)
Chudic
11.01.2017 17:46+2а какая температура внутри контейнера? как я понял — в бассейне сборки перегреваются без искусственной циркуляции, почему не перегреваются контейнеры? охлаждение конвекцией по сравнению с водой кажется не очень эффективным.
nuclearboy
11.01.2017 17:52+3Отличный вопрос!
ТВС после выгрузки из реактора выделяет тепло (из-за цепочек радиоактивных распадов), соответственно перед загрузкой в контейнер, отработавшее топливо находится в приреакторном бассейне выдержки, где охлаждается (от 3 до 8 лет).
Один из недостатков контейнеров в том, что перед тем как загрузить в них топливо, оно должно достаточно побыть в бассейне станционном, чтобы его тепловыделение упало до допустимых пределов. (по факту, чтобы когда в контейнер погрузили 21 сборку и заполнили гелием, он не расплавился). Температура топлива внутри контейнера не должна превышать 350 градусов Цельсия, по нормативным документам.Chudic
11.01.2017 17:57ага, понятно. 350 градусов довольно много… а снаружи, интересно, какая температура? яичницу можно поджарить? :-)
nuclearboy
11.01.2017 18:03+4350, это максимально допустимая. На деле ниже. Толщина бетона (если защитный контейнер бетонный) или металла, выбирается таким образом, чтобы температура поверхностей, которых может касаться человек (но оперативный персонал их не касается при нормальной эксплуатации), не превышала значений, установленных в эксплуатационных документах. 50- 70 градусов. Чем больше хранится — тем больше спадает температура.
Vcoderlab
11.01.2017 21:28+1Чем больше хранится — тем больше спадает температура.
А с какой скоростью уменьшается тепловыделение? Через сколько лет оно уменьшится вдвое?nuclearboy
11.01.2017 21:30+2Как пример
ОТВС ВВЭР-1000 через год после выгрузки из реактора греет на 21 кВт.
Через 10 лет на 1 кВт
Экспоненциально падает
Fagot63
11.01.2017 17:53От физики никуда не деться. Получается разве что меньшее количество активного вещества на контейнер. Тепло то в любом случае надо отводить. Или да, как выше.
black_semargl
11.01.2017 20:21При работе в реакторе температура таблеток может достигать почти 2000 градусов, цирконий тоже столько держит.
Но вот с водяным паром он начинает реагировать гораздо раньше, с образованием оксида и водорода.
Т.е. хоть в контейнерах столько не бывает, но запас большой.
4ebriking
11.01.2017 18:52+2Было дело, газета «Страна Росатом» почти в каждом номере посвящала несколько разворотов преимуществам японского подхода к управлению рисками и персоналом в их, японской, атомной отрасли. Статьи были примерно такие же — бравурно-оптимистичные, мол всё под контролем, настолько что лучше некуда и нам всем надо как они.
Потом случилась Фукусима, и поле неё газета на некоторое время похудела как бы не вдвое.
И, хотя, у меня нет каких-то вопросов или тем более претензий к данной статье или её автору — но общий тон, как-то настолько вдруг знаком, прямо позднесоветский какой-то, раздел «успехи социализма» про «закрома Родины» ежевеченей программы «Время» — что одно это уже само по себе как-то сильно настораживает.
Практика показывает, что такие вот супероптимистичные речи маркетологов из любых отраслей — проверки временем не выдерживают. Вот просто червячок сомнения, много раз обжегшись много где, закрадывается, читая такое.
При том повторюсь — к статье вопросов нет, вцелом спасибо.
ivansmith
11.01.2017 19:39А перерабатывают как? разрезают трубки, растворяют в кислоте, затем восстанавливают?
stalinets
11.01.2017 20:27+1Интересно, вот стоят эти тёплые контейнеры годами на площадках. Но ведь выделение тепла всё равно значительно, нельзя ли его пустить в дело? Например, приделать к каждому контейнеру контур водяного охлаждения, подключённый к отопительной системе АЭС и служебных помещений. Или обвешать элементами Пельте и таким образом получить от ядерного топлива ещё немного бесплатной энергии.
Fagot63
11.01.2017 20:38+1Водой точно нет. Т.к. вторичная радиация и другие сопутствующие проблемы. А хранить рядом нельзя. Пельтье скорей всего банально не выгодно, т.к. КПД у них аховый. Разве что двигатель Стирлинга прикрутить напрямую.
vconst
12.01.2017 12:13Откуда там вторичная радиация, если все радиоактивное хорошо закрыто со всех сторон? Воздух же проходит свободно, а в нем водяные пары, они же не станут радиоактивными от этого.
Fagot63
12.01.2017 15:50«nuclearboy 12 января 2017 в 09:21
1)Абсолютно чистой воды не бывает
2)Даже в относительно чистой воде под влиянием нейтронного излучения образуется некоторое количество трития.»vconst
12.01.2017 16:59Откуда там возьмется нейтронное излучение, если контейнер построен для того, что бы оно не вышло наружу?
А если таки есть излучение, то вода содержащаяся в воздухе — тоже станет радиоактивной, при прохождении ее через охладительные каналы.
tnenergy
12.01.2017 15:41+1Выделения тепла слишком незначительно, на самом деле, что бы с этим геммороится. Весь российский парк ОЯТ — все эти десятки тысяч тонн разбросанные по паре десяток площадок выделяют не больше 300 мегаватт, я как-то прикидывал. Хватит на отопление всего нескольких тысяч квартир, если их плотненько построить вокруг мегахранилища ОЯТ, а на деле — не хватит ни на что.
artemt
11.01.2017 21:31+2Спасибо, очень познавательно. Было бы интересно прочитать следующую статью про замкнутый ядерный топливный цикл.
Norno
12.01.2017 10:44+1По данной теме уже писал tnenergy https://geektimes.ru/post/268408/ так же эта тема затрагивалась еще в нескольких его статьях, их можно найти поиском по сайту по запросу «ЗЯТЦ» — Замкнутый Ядерный Топливный Цикл.
artemt
12.01.2017 11:57Спасибо за ссылку. Короче говоря, то что сегодня ядерные отходы, завтра может стать ценным энергетическим ресурсом и ядерным щитом Родины. Так что, действительно, не стоит говорить про «свалку».
Gavryush
11.01.2017 21:45Спасибо за статью, очень познавательно, а также легко читается. Очень хотелось бы увидеть продолжение по теме, nuclearboy ;)
prs123
11.01.2017 22:24+2Было бы интересно узнать значения следующих аббревиатур:
ОТВС, РАО, ОТВС, ОЯТ
А по поводу хранения, так наверняка ж сбегутся и начнут кричать про глобальное потепление...nuclearboy
11.01.2017 22:25+1ОТВС — Отработавшая Тепловыделяющая Сборка
РАО — Радиоактивные отходы
ОЯТ — Отработавшее ядерное топливо = ОТВС
smartly
11.01.2017 22:52А нельзя из них делать печки для котельных?
Fagot63
12.01.2017 01:38smartly
12.01.2017 08:51Это та же проблема, что и в ВВЭР. Но чистая вода не активируется.
nuclearboy
12.01.2017 09:211)Абсолютно чистой воды не бывает
2)Даже в относительно чистой воде под влиянием нейтронного излучения образуется некоторое количество трития.smartly
12.01.2017 10:45На АТЭЦ эту проблему как-то решают. Тритий недолгоживуч. Я так думаю, что слишком дорого в рамках небольшого обьекта. На традиционном топливе дешевле.
Fagot63
12.01.2017 15:53" tnenergy 12 января 2017 в 15:41 0
Выделения тепла слишком незначительно, на самом деле, что бы с этим геммороится. Весь российский парк ОЯТ — все эти десятки тысяч тонн разбросанные по паре десяток площадок выделяют не больше 300 мегаватт, я как-то прикидывал. Хватит на отопление всего нескольких тысяч квартир, если их плотненько построить вокруг мегахранилища ОЯТ, а на деле — не хватит ни на что."
ice938
12.01.2017 19:19Выделения тепла слишком незначительно
А можно мне пару этих «тумбочек» во дворе дома прикопать? =) Халявное отопление же! И горячая вода! Думаю на один частный дом этого «незначительно» хватит с лихвой…
ОТВС ВВЭР-1000 через год после выгрузки из реактора греет на 21 кВт.
Через 10 лет на 1 кВт
Вот! 3 года от одной можно греться!
2)Даже в относительно чистой воде под влиянием нейтронного излучения образуется некоторое количество трития.
Я не против! =) Пить я эту воду не собираюсь, огород поливать тоже. Система отопления, как правило, замкнута. А тритий… Вы пугаете тритием человека, который уже много лет не расстается с ним ;-)stalinets
12.01.2017 20:28Кстати, про тритиевые брелки. Я тоже уже давно хожу с обычным зелёным, но хотелось бы что-то такое, покрасивее. К сожалению, готовых таких многоцветных в продаже не нашёл (максимум двухцветные), это только на али заказывать поштучно мелкие трубочки и самому заливать в эпоксидку, дорого и сложно.
А ещё тритиевый брелок всё же чуть-чуть фонит тормозным рентгеном.
Fagot63
12.01.2017 20:38Их несколько лет выдерживают в «обычном» бассейне. Пока не упадет уровень выделения энергии. И только затем уже сухое хранение. «Горячая» же нестабильна и фонит, требуя активного охлаждения и экранировки.
Тритий практически полностью безопасен, пока не попадет внутрь организма.jurok04
13.01.2017 16:22Тритий практически полностью безопасен, пока не попадет внутрь организма.
Если есть уверенность, что внутри этих трубочек точно только тритий. На мой взгляд, nite субъективно поярче конкурентов, да и в видео на youtube тестируют именно этот бренд. Хотя ношу точно такой на ключах в кармане.
defecator
12.01.2017 10:11А почему каналы для установки нейтронного поглотителя находятся по окружности цилиндра?
Внутри ведь напихана куча ТВЭЛов, они рядом друг с другом, ближе, чем в реакторе.
Логично было бы располагать каналы для поглотителя вокруг самих стержней,
а не по окружности цилиндра
OLga_sokovina
12.01.2017 10:14А откуда данные по переработке ОЯТ? насколько мне известно максимальная мощность РТ-1 400, а реальная загрузка гораздо меньше...
nuclearboy
12.01.2017 10:15Данные брал из отчёта МАГАТЭ. Поскольку данная отрасль считается достаточно закрытой, то обычно пишут в отчетах установленную мощность предприятия
tnenergy
12.01.2017 11:16У руководства Маяка в публичных интервью иногда проскакивают цифры — в год они перерабатывают порядка 200 тонн ОЯТ.
webmasterx
12.01.2017 10:17А до «могильника» когда везут, какие меры безопасности (от неправомерного завладения) принимаются?
Tsimur_S
16.01.2017 12:33А можно из этих отходов ритеги нарезать для маяков/марсходов, вместо чистого дефицитного плутония?
nuclearboy
16.01.2017 17:39Хороший РИТЭГ — это Pu238, так что вряд ли
Можно выделить стронций. Но всё упирается в экономическую часть
arkoman
17.01.2017 10:46Из ОЯТ выделяют Np-237, который затем подвергают нейтронному облучению. Выждав определенное время для распада Np-238, получают Pu-238. Для Curiosity так и наработали необходимый изотоп для РИТЕГ.
nuclearboy
17.01.2017 10:47Никто не спорит. Но не для этих целей используют не энергетические реакторы, поскольку это экономически не целесообразно
vconst
Очень интересно! Особенно поразили размеры контейнеров.
Но, можно добавить про «мокрое хранение»?
SandroSmith
Кстати да, есть фраза, что «учитывая недостатки мокрых перешли на сухие». Так а какие недостатки? И в чём принципиальная разница?
nuclearboy
мокрые хранилища — бассейны, в которых в специальных стеллажах стоят ТВС.
Суть в том, что бассейны глубокие, заполнены борированной химобессоленой водой и имеют активные системы охлаждения (принудительный контур циркуляции).
+:
1) лучший отвод остаточных тепловыделений.
2)легче осуществлять перегрузки отработавших сборок.
— :
1) большой объём жидких радиоактивных отходов (поскольку вся вода в бассейне активируется).
2) с точки зрения безопасности активные системы безопасности при потере электроснабжения отключаются и происходит перегрев ОЯТ. Пример: бассейны выдержки на АЭС Фукусима. В контейнерах же система безопасности пасивна (природный теплообмен).
3) постоянно в бассейне нужно поддерживать чистоту воды, поскольку при длительном хранении в воде велик риск коррозии и деградации ТВС.
4) построить бассейн (глубокий) с кранами, лабораториями проб воды, цехами для ремонта намного дороже чем площадку с контейнерами.
tnenergy
>1) большой объём жидких радиоактивных отходов (поскольку вся вода в бассейне активируется).
Нечем там особо активировать воду (СЦР не идет, нейтроны только от самопроизвольного деления ДМ ОЯТ), обычно пишут ЖРО в мокрых хранилищах и бассейнах выдержки — результат коррозии ОЯТ.
Mad__Max
Совсем нет кроме спонтанного деления аналогичного необлученному топливу?
Разве вторичное через альфараспад не создается? Есть же источники нейтронов по принципу альфа-источник + поглотитель, при попадании альфачастиц выбивающий нейтрон.
Альфа активности в ОЯТ море, неужели в той адской смеси, которая образуется в непереработанном топливе нет ни одного «подходящего»(в кавычках, т.к. на самом деле наоборот вредного) изотопа с подобными свойствами.
P.S.
Коственно на то, что оно имеется в заметных количествах намекают поглотители нейтронов в оболочках контейнеров. При уровне нейтронного потока как у необлученного топлива в них не было бы смысла.