Сделать стартовой  |  Добавить в избранное  |  RSS 2.0  |  Информация авторамВерсия для смартфонов
           Telegram канал ОКО ПЛАНЕТЫ                Регистрация  |  Технические вопросы  |  Помощь  |  Статистика  |  Обратная связь
ОКО ПЛАНЕТЫ
Поиск по сайту:
Авиабилеты и отели
Регистрация на сайте
Авторизация

 
 
 
 
  Напомнить пароль?



Телеграм канал Z-Операция Клеточные концентраты растений от производителя по лучшей цене


Навигация

Реклама

Важные темы


Анализ системной информации

» » » Что делать с ОЯТ?

Что делать с ОЯТ?


27-03-2011, 12:40 | Наука и техника / Новости науки и техники | разместил: pl | комментариев: (2) | просмотров: (5 205)

Данная проблема здесь рассматривается на примере ядерного топлива наиболее широко распространённых АЭС, так называемого, водо-водяного типа, но совсем не исключает и любые другие типы отработавшего ядерного топлива.


Отличительной особенностью работы АЭС является необходимость ежегодного удаления из них примерно 1/3 отработавшего топлива - тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих ядерное топливо – уран-238, обогащённый ядерным горючим - ураном-235 (до 3-4%), после выгорания приблизительно 2/3 последнего. Более высокое выгорание недопустимо из-за накопления продуктов деления, которые не только ухудшают эффективность работы реактора, снижая его ядерно-физические характеристики, но и за счёт распухания и различного рода радиационных повреждений вызывают в конструкции ТВС механические напряжения, которые могут привести к нарушению её герметичности и аварийному радиоактивному заражению теплоносителя реактора. Поэтому при достижении такого выгорания, примерно через 3 года суммарной работы ТВС в реакторе, они должны быть выведены из него окончательно. После этого отработанные ТВС сразу переносятся в бассейн выдержки, так как они длительное время сохраняют энерговыделение настолько высокое, что, если их вынуть из воды, то на воздухе они вскоре расплавятся. Извлекаться из приреакторного бассейна выдержки ТВС могут только через ~3 года, когда их тепловыделение существенно уменьшится, но и при этом температура на их поверхности на воздухе может достигать несколько сотен градусов. В дополнение от ТВС непрерывно исходит поток гамма и нейтронного излучения так, что для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника.
Прежде чем обсуждать дальнейшие пути отработавших ТВС, следует рассмотреть, что в них содержится. Помимо упомянутого урана и циркония, являющегося материалом конструкции ТВС, здесь присутствует, в качестве продуктов деления урана, заметная часть таблицы Менделеева. Причём среди них имеют место элементы и очень рассеянные в природе, и не встречающиеся в ней совсем. Многие из этих элементов находят применение в современной технике, многие ждут своего применения. Здесь имеются ценные долгоживущие изотопы кобальта и цезия, широко используемые в качестве промышленных источников излучения, драгоценные металлы: рутений, родий, палладий, применяемые во многих высокотехнологичных областях техники, технеций – металл (в недрах Земли не существующий), обладающий способностью существенно улучшать свойства сплавов. Здесь присутствуют в немалом количестве делящиеся подобно урану, изотопы плутония, которые, помимо того, что являются атомным оружием, уже сейчас, постепенно втягиваются в применение в качестве ядерного горючего более эффективного, чем уран. Наконец, в отработавших ТВС имеются трансплутониевые элементы, некоторые из которых обладают критической массой на три порядка меньшей, чем U-235, и в будущем смогут использоваться для получения уникальных малогабаритных источников ядерной энергии.
Долгоживущий и исключительно токсичный изотоп плутония-239 (период полураспада его 24 400 лет) определяет, общепринятый в радиохимии, обоснованный срок необходимой выдержки для снижения радиоактивного излучения до приемлемо безопасного уровня – это десять периодов полураспада - ~250 тыс. лет! Срок «вредности» настолько трудно представимый, что, в зависимости от склада характера, от такой перспективы одни обретают фобию ко всему, что связано с атомной энергетикой, другие – старательно вытирают все эти проблемы из своего сознания.


Рассмотрим, что представляют собой отработавшие ТВС.
Ядерное топливо – уран представлен таблетками спрессованой и спеченной двуокиси урана диаметром и высотой около 10мм. Таблетки заключены в тепловыделяющие элементы (твэлы), представляющие собой длинномерные (до 4м) тонкостенные (<0.7мм) трубки из циркониевого сплава, отвечающего ядерно-физическим требованиям атомного реактора. Столь экстремальные геометрические параметры твэлов диктуются тепло-физическими свойствами данной системы. Спеченная двуокись урана – керамика, обладающая низкой теплопроводностью. Между таблетками и циркониевой оболочкой предусматривается технологический зазор (до 0,2 мм) для облегчения проталкивания таблеток в твэл при снаряжении. Хотя этот зазор заполняется инертным газом (аргоном) под давлением для улучшения теплопередачи, в реакторе перепад температуры по радиусу таблеток может достигает сотен градусов, что является предпосылкой для образования трещин в таблетках. Этому процессу активно способствуют структурные и объемные изменения в двуокиси урана, связанные с накоплением в ней продуктов деления, на каждый атом урана – по два изотопа существенно меньшей плотности, чем уран. Все это приводит к тому, что, несмотря на имеющийся со стенкой зазор и другие ухищрения в конструкции таблеток, к концу кампании работы ТВС таблетки местами растрескиваются и распухают, а оболочка твэлов приходит в механически напряженное состояние.
Со стороны охлаждающей твэлы воды циркониевая оболочка испытывает активное воздействие. Здесь происходит, так называемая, фриттинг-коррозия – явление истирания, возникающее в отдельных местах работающего реактора, где твэлы под напором охлаждающей воды вибрируют и трутся о дистанцирующие решетки, которые установлены через небольшие интервалы по высоте ТВС. Примеси железа – основного продукта коррозии стенок реактора в охлаждающей воде способствуют электрохимической коррозии циркониевой оболочки.

Среди продуктов деления заметную отрицательную роль играют изотопы радиоактивных газов: йод-135 и ксенон-135. Йод (составляющий ~6% от общего выхода продуктов деления!) обладает высокой химической активностью по отношению к цирконию, чем содействует образованию трещин в оболочке твэлов со стороны топлива. Причём реакция эта самовозобновляемая – образующийся в результате йодид циркония тут же разрушается за счёт радиации и освободившийся йод снова разрушает цирконий. Останавливается этот процесс лишь из-за короткого периода полураспада этого изотопа – 6,7 часа. Следовательно, через 67 часов «материнский» йод-135 бета-распадом полностью переходит в «дочерний» изотоп – ксенон-135. Прямыми экспериментами установлено, что глубина таких трещин, идущих изнутри твэлов может достигать 35- 65% толщины оболочки! /А.С.Займовский и др., Циркониевые сплавы в ядерной энергетике,Атомиздат,М.1994/. Совершенно очевидно, что в ряде случаев происходит и сквозной прорыв внутритвэльных газов в окружающее пространство. Относительное количество таких негерметичных ТВС неизвестно, но судя по тому, что на АЭС предусмотрены штатные меры защиты при выбросе радиоактивного йода и при транспортировке негерметичных ТВС, можно заключить, что такие происшествия не редки.

Вредность ксенона-135 стала часто упоминаться в последнее время. Существует 20-летней давности предсказание академика Легасова, что выбросы этого газа в атмосферу приведут к такому нарушению существующей ионной оболочки вокруг Земли, которое приведёт к существенному возрастанию количества разрушительных землетрясений, цунами, тайфунов, проливных дождей – всего того, что и имеет место.

Следует пояснить - радиоактивные материалы быстро распространяются от места своего исходного нахождения не как летучие вещества или газы, а за счёт энергии отдачи, которую приобретает каждый атом в момент радиоактивного распада. Этой энергии достаточно, что бы данный атом, а также несколько его ближайших радиоактивных соседей, ещё не испытавших распад, вырвались за пределы твердого материала, в котором они находились. Эти фрагменты столь малы по весу, что не оседают и ведут себя как аэрозоли – свободно витают и перемещаются туда, куда дует ветер. Поэтому любая щель в оболочке, заключающей радиоактивные материалы, служит источником распространения как газообразных, так и летучих и совершенно нелетучих изотопов.

Очевидно, что состояние отработавших ТВС нельзя считать стабильным и способным к сохранению на данном уровне многие годы. Скорее имеется достаточно оснований для озабоченности существующим положением с хранением отработавшего ядерного топлива. Никто не может поручиться за то, что в отработавших ТВС не произойдёт разрушение тонких и местами нарушенных оболочек твэл. Согласно одной из формулировок второго закона термодинамики, со временем всё, что, в принципе, может разрушиться – обязательно разрушится! Вполне может прийти срок, когда это явление примет массовый характер со всеми вытекающими последствиями.

Дальнейшая судьба отработавших ТВС решается по разному. В основном это три направления.

Первое – продвинутое. Основным императивом его служит невозможность отказаться от высокоценных материалов, оставшихся в отработавшем топливе, и намерение его вернуть в оборот во что бы это ни стало. Этим путём пошли Франция, Англия и Япония - страны, в менталитете которых присутствует разумная бережливость и самодостаточность, а в недрах – отсутствуют промышленные запасы урана. В эту группу вошёл и СССР, но в основном по другим мотивам и из-за обычно присущего авторитаризма в принимаемых решениях и безоглядной щедрости в расходах на их воплощение с пренебрежением возможным ущербом.
В кратком изложении в данном случае производится химическая переработка ТВС с регенерацией невыгоревшего урана, извлечением наработанного плутония и сбором с захоронением всех продуктов деления, независимо от их ценности. По сути исходный императив здесь с самого начала служил лишь ширмой для очевидного намерения, попутно с получением электроэнергии для мирных целей, не лишить себя плутония для прочего. Этот путь связан с затратами, существенно превышающими стоимость изготовления ТВС из природных материалов, образованием больших объёмов загрязнённых в разной степени радиоактивных технологических отходов регенерационного производства, требующих захоронения или избавления от них. Последнее повсеместно сопровождается ущербом окружающей среде, причём жидкие радиоактивные отходы у нас сливаются в реку (под себя), а у них – в мировой океан.

Второе направление – прагматическое. Этот путь декларировал президент Картер в 1977г.: « США не будет производить переработку ядерного топлива в обозримом будущем». Помимо вышесказанного о ценах этих продуктов, американцы к этому времени накопили достаточно много и природного урана, и U235, и плутония, а также затратили много усилий на разработку разнообразных способов регенерации отработанного ядерного горючего, не получив удовлетворительного результата.

Практическое воплощение этого направления в основном сводится к простому выдерживанию ТВС в бассейне при АЭС.

Понятие «обозримое будущее» не имеет четких границ, но уже сегодня 30 лет спустя США имеют 77 приреакторных хранилищ, разбросанных по 33 штатам, заполненных до отказа, или близких к тому / Science. 2004. v.303 №5655. p.161./ Причём следует отметить, что перед лицом современных террористических вызовов негативность данной ситуации усугубляется.
Третье направление – отсрочки беды. Этим путём идёт или собирается идти большое количество стран, владеющих АЭС, но не знающих, куда девать отработавшие ТВС. Общий принцип тут в том, что достаточно выдержанные ТВС закупориваются в тяжелые (70-80т) контейнеры, которые устанавливаются на бетонных подушках в зданиях или на открытом воздухе, либо для них в горных породах вырубаются глубокие ( 500-1000м) шахты или ещё более глубоки (2-4км) скважины. Во всех вариантах таких закладок доступ к хранимым материалам невозможен, они закрывается навсегда. Проектные сроки сохранения герметичности таких контейнеров не слишком велики (30-60 лет). Нет никакой уверенности, что не за 250 тыс. лет, а гораздо раньше, такие хранилища не займут всю территорию страны, контейнеры за счёт коррозии от сырости, протечек, подземных вод, подвижек земной коры, землетрясений, террористических актов и пр. не разгерметизируются, не разрушатся, а радиоактивные изотопы не выйдут наружу, не профильтруются в грунтовые воды и не погубят всё живое.

Ясно, что это способ избавиться лишь от сегодняшних забот, и как можно скорее освоить выделенные под эту проблему деньги, а что будет потом – пускай разбираются потомки. Именно так рисуют картину будущего ядерной энергетики «зелёные», и им трудно на это возразить.



Источник: Источник.

Рейтинг публикации:

Нравится14



Комментарии (2) | Распечатать

Добавить новость в:


 

 
Уважаемый посетитель, Вы зашли на сайт как незарегистрированный пользователь. Чтобы писать комментарии Вам необходимо зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.

  1. » #2 написал: pl (27 марта 2011 13:36)
    Статус: |



    Группа: Гости
    публикаций 0
    комментариев 0
    Рейтинг поста:
    0

    ОЯТ АЭС. Источник Росатом 
    По состоянию на 01.01.2006 в России эксплуатируется 31 энергоблок, суммарной мощностью 23242 МВт. В хранилищах ОЯТ на АЭС находится 12350 тонн ОЯТ, в том числе 10288 тонн РБМК.
    Отработавшее топливо реакторов типа РБМК и ЭГП хранится на АЭС в станционных хранилищах.
    Отработавшее топливо реакторов типа ВВЭР-1000 хранится в приреакторных бассейнах выдержки и после трех лет хранения вывозится в централизованное мокрое хранилище на ФГУП "ГХК".
    Отработавшее топливо реакторов типа ВВЭР-440 и БН-600 вывозится на ФГУП "ПО "Маяк".
    Отработавшее топливо остановленных реакторов АМБ Белоярской АЭС хранится на АЭС (5000 ОТВС) и на ФГУП "ПО "Маяк" (2200 ОТВС).
    В таблицах В1.1 и B1.2 приложения В1 представлены данные по размещению и количеству ОЯТ реакторов различного типа по состоянию на 01.01.2006. Наибольшее количество ОЯТ находится на ФГУП "ПО "Маяк" и ФГУП "ГХК".
    Используемая в настоящее время технология мокрого хранения ОЯТ в воде является необходимой начальной стадией обращения с ОЯТ, т.к. обеспечивает эффективное охлаждение ТВС. 
    Важнейшим вопросом, над решением которого ведутся интенсивные работы, является определение предельных сроков мокрого хранения с учетом состояния ОЯТ. Например, в водной среде протекают процессы коррозии материалов, вследствие чего мокрое хранение в течение длительного времени сопровождается образованием радиоактивных отходов.
    Предусмотрен переход на сухой способ хранения, при котором коррозия отработавшего топлива и конструкционных материалов будет незначительна и существенно сократится количество образующихся отходов.
    Ведутся работы по определению оптимальных режимов сухого хранения ОЯТ (до 50 лет).
    В процессе хранения и по его окончании должна быть обеспечена возможность извлечения ОЯТ для инспекции, переработки (или для подготовки к геологической изоляции).
    Отработавшее топливо исследовательских реакторов
    Отработавшее топливо ИР частично переработано на заводе РТ-1.
    Некоторая часть ОЯТ не перерабатывалась. Это отработавшее топливо накапливалось во временных хранилищах исследовательских центров, которые в настоящее время, в большинстве случаев, почти заполнены. 
    На контролируемом хранении находится около 90 тонн ОЯТ.
    Вследствие большого разнообразия конструкций отработавшего топлива, различий топливных композиций и конструкционных материалов, ведутся работы по выбору технологии переработки или долговременного хранения ОЯТ.
    По действующей водно-экстракционной технологии перерабатывается топливо ИРТ-1000, ИРТ-2М, ИРТ-3М, ВВР-(С, К, М, М2, М3, М5, М7), МР, т.е. топливо на основе керамического топлива UO2 в оболочках из циркониевого сплава Э-110 и топливо на основе дисперсионных топливных композиций UA13 - Al, UO2 - А1 с различной степенью обогащения по урану-235 в оболочке из алюминиевых сплавов. 
    Предполагается, что длительному хранению с перспективой последующего захоронения подлежит неперерабатываемое на сегодняшний день отработавшее топливо исследовательских реакторов СМ-2, СМ-3 на основе дисперсионной топливной композиции диоксида урана в медно-магниевой матрице в оболочке из стали ЭИ-847.
    Для отработавшего топлива на основе керамической композиции в различных стальных оболочках - ЭИ-172, ЭИ-847, ЧС-68 и др. экспериментальных исследовательских реакторов БОР-60, БР-10, ИБР-2, ИБР-30 отрабатывается технология переработки пироэлектрохимическим методом с последующим вовлечением в цикл регенерированного урана и плутония.

    Обращение с отработавшим ядерным топливом на ФГУП "ПО "Маяк"

    ФГУП "ПО "Маяк" одно из первых предприятий атомной промышленности России. В его состав входит завод РТ-1, который работает с 1977 года.
    Основной задачей завода РТ-1 ФГУП "ПО "Маяк" является прием, временное хранение и переработка различных видов ОТВС: энергетических реакторов типа ВВЭР-440 и БН, исследовательских реакторов и ЯЭУ атомного ледокольного флота.
    Переработка ОЯТ осуществляется в соответствии с условиями действия лицензии Ростехнадзора (Госатомнадзора) России № ГН-03-115-1241, выданной 27 февраля 2004 г. ФГУП "ПО "Маяк" на право эксплуатации радиохимического завода РТ-1.
    Технологическая схема переработки ОЯТ на заводе РТ-1 весьма близка к классическому варианту схемы PUREX-процесса.


       
     


  2. » #1 написал: Svetlanka (27 марта 2011 13:26)
    Статус: Пользователь offline |



    Группа: Посетители
    публикаций 0
    комментария 164
    Рейтинг поста:
    0

    Нерешенность этой главной задачи - "что делать с ОЯТ" была изначально задана с эсхатологическим подтекстом. 

    Если оставить как есть - то общемировой апокалипасис НЕИЗБЕЖЕН. 

    Единственное существующее на сегодня реальное решение проблемы ОЯТ - рассредоточение накопленных малыми количествами в спец контейнерах, заглубление в землю мин на 9 метров - и создание технологий отбора остаточного тепла с этой капсулы (утилизируемого затем в системах автономного энергообеспечения). 

    То есть - ответственное храниние капсулы каждым способным на такую ответственнсть человеком, на его участке земли родового поместья, передаваемого по наследству его потомкам, и технологическая проработка автономки на основе ОЯТ..


       
     






» Информация
Посетители, находящиеся в группе Гости, не могут оставлять комментарии к данной публикации. Зарегистрируйтесь на портале чтобы оставлять комментарии
 


Новости по дням
«    Февраль 2023    »
ПнВтСрЧтПтСбВс
 12345
6789101112
13141516171819
20212223242526
2728 

Погода
Яндекс.Погода


Реклама

Опрос
Ваше мнение: Покуда территориально нужно денацифицировать Украину?




Реклама

Облако тегов
Акция: Пропаганда России, Америка настоящая, Арктика и Антарктика, Блокчейн и криптовалюты, Воспитание, Высшие ценности страны, Геополитика, Импортозамещение, ИнфоФронт, Кипр и кризис Европы, Кризис Белоруссии, Кризис Британии Brexit, Кризис Европы, Кризис США, Кризис Турции, Кризис Украины, Любимая Россия, НАТО, Навальный, Новости Украины, Оружие России, Остров Крым, Правильные ленты, Россия, Сделано в России, Ситуация в Сирии, Ситуация вокруг Ирана, Скажем НЕТ Ура-пЭтриотам, Скажем НЕТ хомячей рЭволюции, Служение России, Солнце, Трагедия Фукусимы Япония, Хроника эпидемии, видео, коронавирус, новости, политика, спецоперация, сша, украина

Показать все теги
Реклама

Популярные
статьи



Реклама одной строкой

    Главная страница  |  Регистрация  |  Сотрудничество  |  Статистика  |  Обратная связь  |  Реклама  |  Помощь порталу
    ©2003-2020 ОКО ПЛАНЕТЫ

    Материалы предназначены только для ознакомления и обсуждения. Все права на публикации принадлежат их авторам и первоисточникам.
    Администрация сайта может не разделять мнения авторов и не несет ответственность за авторские материалы и перепечатку с других сайтов. Ресурс может содержать материалы 16+


    Map