Pull to refresh

Comments 85

Очень интересно! Особенно поразили размеры контейнеров.
Но, можно добавить про «мокрое хранение»?
Кстати да, есть фраза, что «учитывая недостатки мокрых перешли на сухие». Так а какие недостатки? И в чём принципиальная разница?
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.
>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.
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.
Обязательно напишу что-то по данной теме!
UFO just landed and posted this here
Сколько нужно в год новых контейнеров таких размеров как на картинке, например, в России?
Для 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.
Ну хотя бы самые общие цифры? Что бы представлять масштаб.
В Украине на эксплуатацию всех станций до конца их срока (15 блоков, 2 ВВЭР-440, 13 ВВЭР-1000) строится площадка вместимостью 458 контейнеров.
Пять сотен? Совсем немного, на первый взгляд. А «конец срока» — это сколько лет? 10? 100?
Конец срока пригодности АЭС. Они должны же выводиться из эксплуатации когда нить :)
Ну 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.
Раз в 100, а то и больше. Плюс, надеются все, что через пару сотен лет переработка ОЯТ станет доступнее
Спасибо. Не удивительно, что атомные станции настолько привлекательны.
Сейчас 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.
ЛАЭС выводят из эксплуатации через 50 лет после строительства.
Поправлю 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.
Очень 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 ОЯТ
>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.
Контейнер 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 типов
А из 458 контейнеров нет расклада — сколько ВВЭР-1000 и сколько 440? Можно тогда точно восстановить всю картину.
Скажу по предварительному количеству ОТВС
12500 — ВВЭР-1000
4000 — ВВЭР-440
>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.
Это 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
Да, 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 хранения
>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.
Да, планируется на Векторе пока просто вроде хранить.
с момента пуска ЦХОЯТ ОТВС ВВЭР-440 там тоже будут, бетонные модули такие же, корзины немножко другие
Даже вот так! Что нам намекает, что переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на РТ-2/РТ-1 не будет.
По 440м сборкам одна история
по 1000м — другая
Увидим, что будет дальше
Грубо — 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)
а 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.
Отличный 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.
ага, понятно. 350 градусов довольно много… а снаружи, интересно, какая температура? яичницу можно поджарить? :-)
350, 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.
понятно. очень интересно, спасибо.
Чем больше хранится — тем больше спадает температура.

А с какой скоростью уменьшается тепловыделение? Через сколько лет оно уменьшится вдвое?
Как пример
ОТВС ВВЭР-1000 через год после выгрузки из реактора греет на 21 кВт.
Через 10 лет на 1 кВт
Экспоненциально падает
UFO just landed and posted this here
При 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.
Было 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.
А перерабатывают как? разрезают трубки, растворяют в кислоте, затем восстанавливают?
Да, так называемый PUREX-процесс
Ссылку указывал где-то по тексту
Интересно, 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.
UFO just landed and posted this here
Откуда 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.
UFO just landed and posted this here
Откуда 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.
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.
Спасибо, очень познавательно. Было бы интересно прочитать следующую статью про замкнутый ядерный топливный цикл.
По 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.
Спасибо 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».
Спасибо за статью, очень познавательно, а также легко читается. Очень хотелось бы увидеть продолжение по теме, nuclearboy ;)

Было бы интересно узнать значения следующих аббревиатур:
ОТВС, РАО, ОТВС, ОЯТ
А по поводу хранения, так наверняка ж сбегутся и начнут кричать про глобальное потепление...

ОТВС — Отработавшая Тепловыделяющая Сборка
РАО — Радиоактивные отходы
ОЯТ — Отработавшее ядерное топливо = ОТВС
А нельзя из них делать печки для котельных?
UFO just landed and posted this here
Это та же проблема, что и в ВВЭР. Но чистая вода не активируется.
1)Абсолютно чистой воды не бывает
2)Даже в относительно чистой воде под влиянием нейтронного излучения образуется некоторое количество трития.
На АТЭЦ эту проблему как-то решают. Тритий недолгоживуч. Я так думаю, что слишком дорого в рамках небольшого обьекта. На традиционном топливе дешевле.
UFO just landed and posted this here
Выделения 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 ;-)
Кстати, 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.
UFO just landed and posted this here
Тритий 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.
UFO just landed and posted this here
Угу. Доктор, это реально опасно?
UFO just landed and posted this here
Его потом уже серьезным спектрометром перемеряли вместо простого дозиметра: https://www.youtube.com/watch?v=pRsRmBKE6o4 (с 4й минуты если все смотреть неохота)

Ничего кроме трития не обнаружилось. Точнее все-равно не факт что только тритий, но что-то с очень низкими энергиями распада (как у Трития к примеру), никаких «злых» (с высокими энергиями/проникающей способностью) изотопов не обнаружилось.

Значит дозиметр просто чувствительный и в предыдущем тесте так активно реагировал на тормозное рентгеновское излучение. Он по-идее тогда и от поверхности экрана старого ЭЛТ телевизора тогда должен излучение засекать. Правда работающую ЭЛТ трубку в кармане штанов как брелок никто не носит, обычно от нее от метра и дальше сидят.

А 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
Сама корзина тоже выполнена из боросодержащей стали

А откуда данные по переработке ОЯТ? насколько мне известно максимальная мощность РТ-1 400, а реальная загрузка гораздо меньше...

Данные брал из отчёта МАГАТЭ. Поскольку данная отрасль считается достаточно закрытой, то обычно пишут в отчетах установленную мощность предприятия
У руководства Маяка в публичных интервью иногда проскакивают цифры — в год они перерабатывают порядка 200 тонн ОЯТ.
А до «могильника» когда везут, какие меры безопасности (от неправомерного завладения) принимаются?
А оранжевые контейнеры — чьего производства? Не шкода ли?
А можно из этих отходов ритеги нарезать для маяков/марсходов, вместо чистого дефицитного плутония?
Хороший РИТЭГ — это Pu238, так что вряд ли
Можно выделить стронций. Но всё упирается в экономическую часть
Из 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.
Никто не спорит. Но не для этих целей используют не энергетические реакторы, поскольку это экономически не целесообразно

Ой, "долго шёл":)) можно немного уточню по фактуре?:)

- Переработкой ОЯТ, в принципе, дозволено заниматься только членам ядерного оружейного клуба, либо под очень плотным патронажем этих стран. Потому как, в зависимости от того, какой ОЯТ ты туда засунешь, это может быть оружейная технология;

- "Сухое" хранение это не альтернатива, а просто следующий этап хранения после "мокрого". Примерно через 20 лет после реактора тепловыделение ОТВС падает настолько, что дальше его можно уже охлаждать свободным током воздуха "от нагретых поверхностей". Но не дай вам Бог поставить на "сухое" хранение даже 10-летнюю сборку, не говоря уже о том, чтобы выгрузить топливо из реактора в сухой контейнер, Фукусима покажется доброй сказкой со счастливым концом;

- Камерное "сухое" хранение, например, как на ФГУП "ГХК" в Железногорске, в разы дешевле контейнерного, в пересчете капитальные затраты/единица хранения. Типа тут есть кино: https://www.youtube.com/watch?v=Ws8UdiIMONs так себе, но на озвучке Шерлок и Мэри Ватсон:)) И посмотрите там на три синеньких здания - это цена вопроса сотни лет практически бесплатного хранения ОЯТ от 30 реакторов-тысячников за весь срок их эксплуатации. Весь комплекс стоит в три раза меньше, чем один энергоблок. Объемы и стоимость хранения - говорить не о чем. Не это является проблемой. Проблема то, что по данным МАГАТЭ 2018 года, разведанных запасов урана (а разведывали их очень-очень хорошо во времена холодной войны), хватит на 118 лет при нынешних темпах потребления. Ресурс сооружаемого сегодня энергоблока 80 лет. Сейчас их строится 51 штука. Еврокомиссия в январе 2022 причислила АЭС к зеленым видам. Природного урана на 118 лет уже не хватает:)). Но в ОЯТ есть плутоний и остатки уран-235. МОКС-топливо в быстром реакторе расширенно превращает уран-238 в ядерное топливо - плутоний-239. То есть построив соответствующую структуру парка реакторов и мощностей по переработке, мы можем эти 118 лет умножить на 140 - на столько в природе урана-238 больше урана-235:))

Sign up to leave a comment.

Articles