Комментарии 85
Но, можно добавить про «мокрое хранение»?
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.
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.
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.
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.
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.
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
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.
ВВЭР-440 — 85 ОВТС
В проекте ЦХОЯТ это корзины MPC-31 и MPC-85, бетонный модуль HI-STORM один для обоих типов
12500 — ВВЭР-1000
4000 — ВВЭР-440
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.
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
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.
с момента пуска ЦХОЯТ ОТВС ВВЭР-440 там тоже будут, бетонные модули такие же, корзины немножко другие
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.
Чем больше хранится — тем больше спадает температура.
А с какой скоростью уменьшается тепловыделение? Через сколько лет оно уменьшится вдвое?
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.
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.
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...
2)Даже в относительно чистой воде под влиянием нейтронного излучения образуется некоторое количество трития.
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 ;-)
А ещё тритиевый брелок всё же чуть-чуть фонит тормозным рентгеном.
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.
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.
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
А откуда данные по переработке ОЯТ? насколько мне известно максимальная мощность РТ-1 400, а реальная загрузка гораздо меньше...
Можно выделить стронций. Но всё упирается в экономическую часть
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:))
О современном методе хранения отработавшего ядерного топлива