Энергетика и ТЭК

На ГХК началась отладка технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

Переработка отработанного ядерного топлива © "Вестник Атомпрома"

В рамках создания Опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по отработке технологий переработки ОЯТ Горно-химического комбината на расположенном в подгорной части объекте Центральной заводской лаборатории проведена выгрузка фрагментов ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и БН-600, сообщили 9 сентября на ГХК. Фрагменты ОЯТ были доставлены из димитровградского НИИАР для проведения НИОКР по госконтракту «Оптимизация структуры потоков и комплексная проверка экстракционно-хроматографической схемы переработки ОЯТ на ГХК».

Работы рассчитаны на два года и должны быть завершены в 2014 году. Для проведения исследований в защитных камерах доставленное ОЯТ будет разделано на более мелкие фрагменты при помощи специальной установки, которая разработана и изготовлена на ГХК. Результаты научно-исследовательских работ позволят внести корректировки по оптимизации технологической схемы Опытно-демонстрационного центра переработки ОЯТ. В 2015 году должна быть изготовлена основная часть оборудования ОДЦ, а на 2016 год запланирована его поставка на ГХК.

Хочешь всегда знать и никогда не пропускать лучшие новости о развитии России? У проекта «Сделано у нас» есть Телеграм-канал @sdelanounas_ru. Подпишись, и у тебя всегда будет повод для гордости за Россию.

Источник: http://www.sibghk.ru/wps/wcm/connec...ws/0ad7d08040fe18ebae5fbeb8b8bcf399

Вступай в наши группы и добавляй нас в друзья :)

Поделись позитивом в своих соцсетях

Другие публикации по теме

энергетика, ГХК, АЭС, ОЯТ, переработка, опытно-демонстрационный центр

1
ITop
09.09.1321:03:29

"выгрузка фрагментов ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и БН-800"

Какое ОЯТ на БН-800? Его не запустили. БН-600 наверное имелся ввиду?

#435572 ↑

0
Markov
09.09.1322:06:24

Действительно, это скорее всего опечатка. Исправил, спасибо.

#435601 ↑

Комментарий удален
0
argr
10.09.1312:28:14

Интересная новость, жаль, без подробностей. Попробую дописать, как понимаю проблему.

Во-первых, сейчас ГХК не перерабатывает топливо от ВВЭР-1000, а только от менее мощных реакторов. Почему так - я не знаю. Как мне говорили знающие люди, принципиального отличия между ВВЭР-1000 и менее мощными ВВЭРами нет. Дело может быть, например, в длине ТВЭЛов. Вообще сейчас в РФ основная ядерная энергетика делается на ВВЭР-1000.

Во-вторых, сейчас во всем мире ОЯТ перерабатывают по так называемому ПУРЕКС-процессу: http://ru.wikipedia.org/w...юрекс-процесс . У этого процесса есть недостатки:
1) Получается очень много отходов в виде воды, загрязненной радиоактивными изотопами. Сейчас эту воду сливают: у нас - в озеро, отделенное насыпью от окружающих речек, у французов - прямо в океан.
2) Используются ионно-обменные смолы, которые от радиации быстро портятся.

Сейчас в России реализуют проект Прорыв, в рамках которого надо разработать более хорошую методику переработки отработанного ядерного топлива. Собственно, такая переработка - это ключевая проблема, которая мешает перейти к закрытому топливному циклу, который дает бесконечное количество ядерного топлива и минимизацию отходов. Я пока не видел нормального объяснения, в каком направлении идут работы, и в какой они стадии. На всяких atominfo.ru одни жирные тролли друг друга поливают помоями. На авантюристе когда я спрашивал в соответствующей ветке, меня самого назвали троллем

В данной новости проскользнуло упоминание "экстракционно-хроматографической схемы переработки ОЯТ". Это однозначно не ПУРЕКС-процесс, видимо, это одно из новых направлений.

http://www.muctr.ru/acadc/soisc/files/ishunin.pdf
Пирохимические технологии обращения с отработавшим ядерным
топливом (ОЯТ) рассматриваются как перспективные. Существует ряд
пирохимических процессов, прошедших цикл исследований до демонстрации
переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе:

«Аргонская» схема переработки, развиваемая Аргонской
национальной лабораторией (ANL) в США для металлического
топлива быстрого реактора;

Электрохимический процесс, разрабатываемый НИИАР для
оксидного топлива быстрых реакторов;

Фторидно-газовый процесс для топлива тепловых реакторов,
изучавшийся во Франции, Чехии, в России (СССР), - НПО
«Курчатовский институт», НИИАР и др.

http://tekhnosfera.com/ek...hodov-s-primeneniem-indiv
2001 год, диссертация по химической технологии, Романовский, Валерий Николаевич

В России принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла (-ЯТЦ), предусматривающая переработку отработавшего ядерного топлива (О-ЯТ) [1]. Одним из преимуществ замкнутого ЯТЦ является возможность радикального решения проблемы долговременного безопасного обращения с долгоживущими радионуклидами, так как переработка ОЯТ позволяет выделить их и обращаться с ними индивидуально. Фракционирование заложено в проект будущего крупномасштабного завода по переработке ОЯТ - завода РТ-2, для которого создание эффективных технологий выделения радионуклидов является актуальным.

Один из надежных способов обращения с долгоживущими радионуклидами - трапсмутация. Другой перспективный метод состоит в создании особо прочных матриц, подлежащих захоронению в геологические формации. В обоих случаях необходимо селективное выделение доягоживущих радионуклидов, содержащихся в ОЯТ.

Основная масса долгоживущих радионуклидов содержится в жидких высокоактивных отходах (ВАО) от переработки ОЯТ. Существующая практика обращения с ними (в России, Франции, Великобритании) -остекповывание с последующим контролируемым хранением стеклоблоков. Радикальные же способы обращения с долгоживущими радионуклидами (трансмутация и захоронение в геологические формации) требуют тщательной проработки и потому несколько отдалены во времени.

Однако уже и сегодняшняя практика обращения с ВАО ставит задачу селективного выделения долгоживущих радионуклидов. Это вызвано тем, что во многих случаях накопленные ВАО имеют сложный состав и содержат большие количества солей, что повышает стоимость их отверждения и последующего хранения. Поэтому целесообразно выделить долгоживущие радионуклиды из общей массы ВАО и сконцентрировать в малые объемы для последующего остекловывания, после чего балластную массу, как низкоактивные отходы (НАО), переработать более дешёвым способом -например, цементированием для приповерхностного хранения.

Следовательно разработка эффективных технологий выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО является актуальной как для реализации перспективных способов обращения с ними (трансмутация и захоронение), так и для существующей практики обращения с ВАО.

Среда различных способов переработки ВАО (осадительные, сорбционные, хроматографические и др.) особое место занимают экстракционные процессы. Из наиболее перспективных экстракционных систем следует выделить следующие: нейтральные фосфорорганические соединения (алкилфосфиноксиды [2-4], карбамоилфосфиноксиды [5-8], каликсарены [9]); кислые фосфорорганические соединения (диизодецилфосфорная кислота [10], циркониевые соли диалкилфосфорных кислот [11-12]); макроциклические соединения (краун-эфиры [13-15], каликскрауны [16]); диамиды (DlAMEX-лроцесс [17]); гидрофобные анионы в полярных разбавителях (хлорированный дикарболлид кобальта - ХДК [18]); сияергетные смеси разных экстрагентов [19-21].

На сегодняшний день единственным способом, нашедшим промышленное применение, является экстракция с использованием ХДК. Технологические основы этого процесса были разработаны совместно чешскими и российскими учеными [22], после чего специалисты Радиевого института и производственного объединения «Маяк» (ПО «Маяк») довели эту разработку до внедрения на радиохимическом заводе [23,24]. В 1996 г. на ПО «Маяк» была введена в эксплуатацию нервая очередь промышленной установки УЭ-35, на которой к концу 2000г. переработано более 600 м^ ВАО и выделено около 25 млн Ки цезия и стронция. Эха операция позволяет вдвое повысить удельную активность стеклоблоков.

Задачей второй очереди установки УЭ-35 является выделение, наряду с цезием и стронцием, актиноидов (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий), а также редкоземельных элементов (РЗЭ) [25]. Таким образом, для практики обращения с ВАО ПО «Маяк» является актуальной разработка технологий, которые обеспечили бы выделение цезия, стронция, актиноидов и РЗЭ.
Отредактировано: argr~12:28 10.09.13

#435884 ↑

0
Markov
10.09.1312:42:32

Во-первых, сейчас ГХК не перерабатывает топливо от ВВЭР-1000, а только от менее мощных реакторов. Почему так - я не знаю. Как мне говорили знающие люди, принципиального отличия между ВВЭР-1000 и менее мощными ВВЭРами нет.

Насколько мне известно, ГХК перерабатывал лишь ОЯТ со своих реакторов, которые не ВВЭР. ОЯТ из ВВЭР-440 перерабатывается на "Маяке".

#435899 ↑

0
argr
10.09.1314:44:07

Наверно вы правы, я мог спутать.

#435988 ↑

0
MagiRus
10.09.1322:50:53

сейчас ГХК не перерабатывает топливо от ВВЭР-1000

ОЯТ с ВВЭР-1000 вообще сейчас практически не перерабатываются, а пока "складируются" на АЭС в воде.

#436279 ↑
0
MagiRus
10.09.1323:33:07

Собственно, такая переработка - это ключевая проблема, которая мешает перейти к закрытому топливному циклу

И так и не совсем так, ибо исходим из максимального достигаемого эффекта, а достичь подобного эффекта на данный момент можно не используя ЗЯТЦ, ибо у нас потребности в уране не такие большие как у некоторых других стран. Кроме того ЗЯТЦ особо эффективен в случае активного использования МОКС-топлива, но тут опять же есть "проблемы" - в случае использования МОКС-топлива в тепловых реакторах качество топлива ухудшается, а при использовании в БН-реакторах остается на таком же высоком уровне. Поэтому также особого смысла устраивать ЗЯТЦ ранее не было. Сейчас программу активизируют ибо и мокрые хранилища при АЭС заканчиваются и МОКС-топливо для БН будет становится основным топливом, да и урана в мире больше не становится.

в рамках которого надо разработать более хорошую методику переработки отработанного ядерного топлива

Метод по сути уже имеется и АРЕВА у себя уже активно ее использует. Название метода вылетело из головы, но можно погуглить. Этот же метод будут внедрять у нас на ГХК в Опытно-Демонстрационном Центре и французы приезжали инспектировали начало работ по внедрению этого метода в Железногорске.

http://expert.ru/siberia/...-shag-k-bolshomu-skachku/

#436303 ↑

1
argr
11.09.1311:22:08

Да, французы молодцы в этом плане. Но я видел какие-то материалы, из которых следовало, что французские технологии не позволяют в полной мере замкнуть топливный цикл. Сходу найти не смог ничего, зато нашел вот такую интересную статью:

http://www.proatom.ru/mod...mp;file=print&sid=714
Журнал «Атомная стратегия» № 26, ноябрь 2006 г.

Сегодня во Франции из 58 действующих реакторов 20 работают на мокс-топливе.

Французские ученые пока не знают, что делать с отработанным мокс-топливом. И хотя, за счет даже одного цикла регенерации количество ОЯТ уменьшается и достигается экономия свежего топлива, принципиально проблема ОЯТ остается нерешенной.

Если бы подобные технологии мы в России начали внедрять лет 20 тому назад, был бы смысл идти по этому пути. А поскольку сегодня есть совершенно другие прорывные идеи, есть возможность создать реактор с неограниченным количеством циклов регенерации и запускать в него отработавшее ядерное топливо, то наша новая технологическая платформа должна предусмотреть опережающее развитие атомной энергетики на быстрых нейтронах, создание производства мокс-топлива не для реакторов на тепловых нейтронах, а для реакторов на быстрых нейтронах.

– И все же, что полезного мы можем взять из сегодняшнего французского опыта?

– Прежде всего, высокую автоматизацию и роботизацию производства. В камерах, где происходит регенерация топлива, за 20 лет их эксплуатации не ступала нога ни одного человека. Работники ходят по периметру здания, досмотр ведется через свинцовые стекла толщиной полтора метра. Все делается автоматически. Фабрикация топлива тоже полностью роботизирована.

– Чтобы нам в России кардинально решить проблему РАО и ОЯТ, нужно не только строить хранилища, но и перерабатывающие мощности. Рассматривается ли в Росатоме проект сооружения завода РТ-2?

– Строительство РТ-2 должно быть связано с новой технологической платформой и с темпами создания быстрых реакторов. К 2012 году мы должны ввести в строй энергоблок БН-800, и к этому времени ответить на вопрос, каким образом будет производиться топливо для построенного реактора, вернее, не ответить на вопрос, а создать готовое производство. Кстати, на экспертном совете в ноябре-декабре мы планируем рассмотреть вопрос о создании топливного цикла для БН-800: когда, где и в какие сроки необходимо создавать новое топливо для первичной загрузки и последующего обеспечения топливом. Есть два пути. Первый – перерабатывать накопившийся плутоний, второй – попытаться создать полный замкнутый цикл и строить завод по производству мокс-топлива.

Конец фигурных цитат.

Получилось, что к 2012 году энергоблок БН-800 введен не был, но работы идут. Из процитированной статьи все равно ничего не понятно, но хотя бы есть ключевые слова, по которым можно искать...

#436539 ↑

0
Markov
11.09.1311:53:22

Но я видел какие-то материалы, из которых следовало, что французские технологии не позволяют в полной мере замкнуть топливный цикл

По большому счету, им не хватает быстрых реакторов. Во-первых, в БР можно организовать расширенное воспроизводство топлива, во-вторых, в БР более жесткий нейтронный поток, который "выжигает" много посторонних радиоактивных изотопов, упрощая потом переработку. Французы же пихают МОКС в обычные реакторы. Соответственно, им приходится в цикл докладывать уран-235, а кроме того появляются большие сложности с ОЯТ. 2 цикла - и ОЯТ уже так загажено изотопами, что работать с ним становится слишком опасно.

Из процитированной статьи все равно ничего не понятно

ЕМНИП, на данный момент ситуация примерно следующая:
1. БН-800 будет работать на плутонии. Часть - оружейный, часть - из ОЯТ.
2. Для первых загрузок плутоний из ОЯТ нарабатывают где-то на Маяке, вроде. Наскребывают на старых линиях, лишь бы наскрести.
3. В ближайшие годы должен быть запущен Опытно-демонстрационный центр, про подготовку к запуску которого написано в этой статье. В ОДЦ должны быть представлены и отработаны новейшие методы переработки ОЯТ.
4. После отработки технологий будут строить РТ-2.
5. Конкретных решений по строительству новых БР нет. Принципиальное решение есть.

#436555 ↑

1
argr
11.09.1316:32:54

По большому счету, им не хватает быстрых реакторов. Во-первых, в БР можно организовать расширенное воспроизводство топлива, во-вторых, в БР более жесткий нейтронный поток, который "выжигает" много посторонних радиоактивных изотопов, упрощая потом переработку. Французы же пихают МОКС в обычные реакторы. Соответственно, им приходится в цикл докладывать уран-235, а кроме того появляются большие сложности с ОЯТ. 2 цикла - и ОЯТ уже так загажено изотопами, что работать с ним становится слишком опасно.

Нету нормальных научно-популярных объяснений для всего этого, приходится додумывать, получается не очень складно...

Расширенное воспроизводство - это хорошо, но, на сколько я знаю, в реакторах и так выгорает далеко не 100% 235-го. Его бы выделить и обратно запихнуть. В МОХ-топливо включают плутоний - это вместо 235-го урана, или просто чтобы его сжечь? ОЯТ загажено изотопами - ты про какие изотопы? Если про те, которые добавляют ему радиоактивности - то не думаю, что их после первой загрузки меньше. Может быть ты про изотопы урана?

1. БН-800 будет работать на плутонии. Часть - оружейный, часть - из ОЯТ.

На сколько я знаю, в МОХ топливе плутония несколько процентов всего.

2. Для первых загрузок плутоний из ОЯТ нарабатывают где-то на Маяке, вроде. Наскребывают на старых линиях, лишь бы наскрести.

С плутонием реакторного качества проблем нет, надо только выделить из ОЯТ. Это такая штука, которую девать некуда.

3. В ближайшие годы должен быть запущен Опытно-демонстрационный центр, про подготовку к запуску которого написано в этой статье. В ОДЦ должны быть представлены и отработаны новейшие методы переработки ОЯТ.
4. После отработки технологий будут строить РТ-2.

Что за новейшие технологии, и чем они отличаются от существующих?

#436740 ↑

0
Markov
11.09.1317:20:46

в реакторах и так выгорает далеко не 100% 235-го. Его бы выделить и обратно запихнуть

Да. Но в тепловых реакторах полное количество оставшегося У-235 и наработанного плутония даже в сумме будет меньше исходного количества У-235.

В МОХ-топливо включают плутоний - это вместо 235-го урана, или просто чтобы его сжечь?

Вместо хотя бы части. Есть программы сжигания оружейного плутония, просто чтобы его сжечь, но и он кладется - вместо У-235.

про те, которые добавляют ему радиоактивности - то не думаю, что их после первой загрузки меньше

Да, про эти. При облучении топлива в быстром реакторе их нарабатывается НЕ ТАК много, как при облучении в тепловом. Этим быстрые реакторы и хороши.

На сколько я знаю, в МОХ топливе плутония несколько процентов всего.

В процентах от чего? Если от всего урана (всех изотопов), то возможно. Если от У-235, то нет, плутония гораздо больше.

С плутонием реакторного качества проблем нет, надо только выделить из ОЯТ

Я именно про выделенный плутоний. И это как раз проблема.

Что за новейшие технологии, и чем они отличаются от существующих?

Есть догадки, что что-то вроде этого: http://www.atomic-energy....articles/2012/04/22/32879 , но это лишь догадки.

#436760 ↑

1
argr
11.09.1319:18:57

Да, про эти. При облучении топлива в быстром реакторе их нарабатывается НЕ ТАК много, как при облучении в тепловом. Этим быстрые реакторы и хороши.

Это как так получается? Разделилось 1 ядро урана, получилось 2 ядра изотопов из середины таблицы Менделеева. Попал нейтрон в ядро стабильного изотопа конструкционного материала - получилось еще одно радиоактивное ядро. Это что в быстром реакторе, что в тепловом одинаково. В быстром нейтронов больше летает, значит конструкционные материалы будут получать больше наведенной радиации.

Ты не путаешь с дожиганием минорных актинидов?

Есть догадки, что что-то вроде этого: http://www.atomic-energy....articles/2012/04/22/32879 , но это лишь догадки.

Есть проект "Прорыв", там крутится много денег, вовлечены тысячи людей. Должна быть нормальная информация, а не "догадки".

#436839 ↑

0
Markov
11.09.1319:26:19

Ты не путаешь с дожиганием минорных актинидов?

Я это и имею в виду. Что-то наработалось, потом что-то из этого выжглось - получилось меньше, чем в тепловом реакторе. Я конечный итог топливной компании имею в виду.

Должна быть нормальная информация

Ну дык много что должно быть А на деле вот оно так...

#436847 ↑

0
argr
12.09.1310:24:32

Ты не путаешь с дожиганием минорных актинидов?

Я это и имею в виду. Что-то наработалось, потом что-то из этого выжглось - получилось меньше, чем в тепловом реакторе. Я конечный итог топливной компании имею в виду.

Вроде ты говорил, что топливо из быстрых реакторов перерабатывать проще, потому что там меньше радиоактивных изотопов. Выжигание минорных актинидов - это уже после переработки происходит.

#437358 ↑

0
Markov
12.09.1317:01:53

Выжигание минорных актинидов - это уже после переработки происходит.

Это вы, наверное, имеете в виду всякие программы по уничтожению УЖЕ накопленных актинидов в УЖЕ наработанном ОЯТ (тем более, что актиниды нарабатываются в ОЯТ даже после выгрузки). Да, тут нужно вначале переработать, потом выделить младшие актиниды, потом их массово уничтожить. Но я говорю именно про мЕньший выход младших актинидов из самого реактора. Быстрые реакторы будут по итогам топливной компании иметь меньше актинидов, т.к. в процессе работы они выжигают свои же только что наработанные.

#437597 ↑

0
MagiRus
11.09.1321:48:58

Нету нормальных научно-популярных объяснений для всего этого,
приходится додумывать, получается не очень складно...

Ну почему же... В интернете довольно много вполне понятных объяснений. Так что не соглашусь.

Расширенное воспроизводство - это хорошо, но, на сколько я знаю, в реакторах и так выгорает далеко не 100% 235-го. Его бы выделить и обратно запихнуть.

Отдельного его не выделяют, ибо смысла нет, а выделяют просто весь уран + плутоний. После чего добавляют плутоний и готовят МОКС. Т.е. недовыгоревший уран-235 возвращается обратно. Если процесс идет в БНах, то наоборот разбавляют смесь обедненным ураном, ибо плутония там больше чем нужно, но данный процесс это пока будущее атомной энергетики, которое будет воплощено в БН-1200 и, частично, в БН-800.

ОЯТ загажено изотопами - ты про какие изотопы?

Добавлю от себя, что в тепловых блоках уран достаточно активно поглощает медленные-тепловые нейтроны, отчего нарабатывается немалое количество трансурановых элементов (типа америция, нептуния и др.), в первую очередь актиноидов, а также изотопов урана и плутония, типа Урана-240 или Плутония-241. В БН реакторах такого практически не происходит, ибо под воздействием быстрых нейтронов данные трансураниды активно разрушаются и топливо не загаживается всякой гадостью.

На сколько я знаю, в МОХ топливе плутония несколько процентов всего

Ну вообще-то и урана-235 в обычном топливе тоже всего несколько процентов. Нет никакой четкой процентовки по плутонию - все зависит от типа реактора, но в среднем его чуть меньше чем урана-235 в ВВЭРах.

С плутонием реакторного качества проблем нет, надо только выделить
из ОЯТ. Это такая штука, которую девать некуда.

Более того, у нас и оружейного плутония столько накоплено, что его еще сжигать и сжигать...

Что за новейшие технологии, и чем они отличаются от существующих?

Точно, Марков правильно написал - CОEX, я этот метод и имел в виду выше. Он будет на замену ПУРЕКСу и у АРЕВы и у нас в ОДЦ и вообще на ГХК.

#436974 ↑

0
MagiRus
11.09.1321:18:03
В принципе комрад Марков уже написал основное и я лишь добавлю от себя. Под ЗЯТЦ понимается 2 процесса - либо ЯТЦ с переработкой ОЯТ, превращением его в МОКС-топливо и последующее использование:
Также под ЗЯТЦ иногда понимается активное использование Урана-238 в БН реакторах и, также, переработка ОЯТ для последующего возвращения урана-плутония обратно в реактор. По сути это тоже ЗЯТЦ, только скажем так второго типа. Французы работают только по ЗЯТЦ 1-го типа, но на 100% не могут его замкнуть по причинам:
1) недостаточно мощностей по переработке ОЯТ
2) дорогое это все-таки удовольствие - переработка ОЯТ
3) недостаточно плутония для того чтоб делать МОКС топливо
4) тупо природный уран-235 дешевле чем "пляски с МОКСом".
В общем в настоящее время французы перерабатывают ОЯТ только в том объеме который они смогут обеспечить плутонием для создания МОКСа, плюс объем ОЯТ с соседних стран, плюс тот объем ОЯТ который они перерабатывают чтоб не сильно наращивать объем ОЯТ в хранилищах.

Получилось, что к 2012 году энергоблок БН-800 введен не был, но
работы идут.

Запустят в конце этого, начале следующего. По БН-1200 прошли общественные слушания и принято принципиальное решение о его строительстве в качестве 5 блока Белоярской АЭС.
#436941 ↑

0
argr
12.09.1310:37:33

Что такое ЗЯТЦ - это понятно. Почему оно до сих пор не получается - тоже в общем понятно. Вы назвали следующие причины:

>> 1) недостаточно мощностей по переработке ОЯТ
Их не строят по экономическим причинам, см. ниже пункт 2.

>> 2) дорогое это все-таки удовольствие - переработка ОЯТ
Да, дорогое.

>> 3) недостаточно плутония для того чтоб делать МОКС топливо
Вот тут спорный момент. По программе ВОУ-НОУ мы отдавали Штатам уран, но не плутоний. Плутоний, получается, лежит, для энергетики не нужный, особенно если речь идет о плутонии реакторного качества.

>> 4) тупо природный уран-235 дешевле чем "пляски с МОКСом".
См. пункт 2.

Добавлю еще один момент: большое количество слаборадиоактивной воды. Сейчас возле комбината Маяк есть озеро с радиоактивными отходами. Если мы собираемся всерьез заменить нефть атомом, таких озер должно быть на 3 порядка больше, т.е. 1000 штук по всей России. Нужна нам такая радость?

Значит нужен новый процесс переработки ОЯТ, чтобы был дешевле и давал меньше отходов. Без него нет смысла строить быстрые реакторы, потому что они дороже, а дополнительную пользу могут приносить только при условии переработки отработанного топлива.

Отсюда вопрос: что у нас разрабатывается взамен ПУРЕКС-процессу, и как так выходит, что весь мир (ну ладно, одна Франция) мучается со старыми технологиями, а у нас раз - и получился прорыв.

Кто сможет описать текущее состояние дел, тому от меня респект, уважуха и сотни нефти.

#437371 ↑

0
Markov
12.09.1317:05:56

как так выходит, что весь мир (ну ладно, одна Франция) мучается со старыми технологиями, а у нас раз - и получился прорыв.

Так Франция же как раз COEX и разработала и на него пытается перейти. То есть не прорыв только у нас, а следующий этап технологий у тех, кто занимается этим вопросом. А это в первую очередь как раз Франция и мы.

#437598 ↑
0
MagiRus
12.09.1322:58:02

Вот тут спорный момент. По программе ВОУ-НОУ мы отдавали Штатам уран, но не плутоний. Плутоний, получается, лежит, для энергетики не нужный, особенно если речь идет о плутонии реакторного качества.

Это я говорил про Францию. У нас оно не развивается (пока) по несколько другим причинам.

Добавлю еще один момент: большое количество слаборадиоактивной
воды.

У Франции и Британии подобной проблемы не было, ибо океан под боком)). А у нас просто особой необходимости не было перерабатывать что-то. И, кстати, сейчас в то озеро уже больше не сливают жидкие слабо-РАО. На Маяке уже сделали более замкнутый цикл по воде, хотя это еще все тот же ПУРЕКС. Поэтому собственно и внедряют СОЕХ чтоб не плодить кучу слабо, но все же радиоактивных отходов.

чтобы был дешевле и давал меньше отходов

Это фантастика как по первому, так и по второму показателю.

Без него нет смысла строить быстрые реакторы, потому что они дороже

В серии они будут по цене практически идентичны ВВЭРам. Сейчас они очень дороги потому что каждый проект уникален. Но главный показатель это не цена, а тупо наличие топлива. Ибо уже после 2025-30 года стоимость урана во-первых сильно взлетит, а во-вторых его тупо не будет хватать для всех желающих.

что у нас разрабатывается взамен ПУРЕКС-процессу, и
как так выходит, что весь мир (ну ладно, одна Франция) мучается со
старыми технологиями, а у нас раз - и получился прорыв.

СОЕХ и собираются внедрять, причем это не наша по сути технология, а как раз французская. Они сейчас как раз и работают в основном по этой технологии. Великобритания "мучается" с Пурексом, но она собственно и не собирается переходить на новые методы ибо у них вообще ядерная программа по сути стагнирует. У Японии и Индии еще есть небольшие мощности по переработке, но по сути это опытные предприятия. Так что по сути лишь 3 страны имеют мощности по переработке ОЯТ: Франция, Великобритания, Россия.

#437920 ↑

0
argr
13.09.1311:11:34

И, кстати, сейчас в то озеро уже больше не сливают жидкие слабо-РАО. На Маяке уже сделали более замкнутый цикл по воде, хотя это еще все тот же ПУРЕКС.

Тут гадать не надо. 5 минут гугления - и вот вам официальный отчет за 2012 год:
http://www.po-mayak.ru/wp...8b8bcf399/OTCHET_2012.pdf

Там на страницах 27, 28 написано следующее:

На предприятии принята концепция отверждения жидких высокоактивных
отходов методом остекловывания. В основу аппаратурно-технологической схемы
комплекса заложен процесс получения алюмофосфатного стекла в стекловаренной электропечи прямого электрического нагрева.
В настоящее время все четыре эксплуатировавшиеся на предприятии электропечи остановлены (таблица 12). Производятся строительные работы по сооружению электропечи ЭП-500/5 и увеличению хранилища остеклованных отходов.
Жидкие ВАО направляются в емкости для временного хранения.

В 2012 году все технологические, нетехнологические и большая часть хозяйственно-бытовых сточных вод промплощадки отведены на хранение в поверхностные водоемы-хранилища радиоактивных отходов — специальные промышленные водоемы (СПВ), изолированные от открытой гидрографической системы.
На ФГУП «ПО «Маяк» эксплуатируются восемь специальных промышленных водоемов: В-2 (оз. Кызылташ), В-6 (оз. Татыш), В-17 (Старое Болото), В-9 (оз. Карачай), водоемы Теченского каскада (ТКВ) — В-3, В-4, В-10, В-11.
Сбросы технологических радиоактивных отходов производятся в водоемы
В-9, В-17, В-3 и В-4. Водоемы В-6 и В-2 используются, главным образом, в режиме оборотного водоснабжения, а в водоемы В-10 и В-11 радиоактивные вещества
поступают только в результате перетока из вышележащих водоемов ТКВ. С севера
и юга водоемы ТКВ отделены от водосборной территории нагорными каналами:
левобережным (ЛБК) и правобережным (ПБК).
В период с 2005 по 2012 год объемы и активность сбросов снижены
в 1,2—1,5 раза по сравнению с периодом 2000—2004 гг. за счет разработки и внедрения ряда новых технологических процессов и оптимизации водопотребления.
В 2009 году за счет оптимизации внутренней схемы обращения с жидкими радиоактивными отходами прекращен сброс двух типов отходов в водоемы В-9 и В-17.
Дальнейшее сокращение сбросов требует принципиального изменения технологической схемы обращения с жидкими отходами.

Конец цитаты.

Замечу, что документ написан с использованием очень сглаженных формулировок, чтобы не сильно напугать случайного читателя. Суть процитированного отрывка в том, что отходы все равно сливают в бессточные озера, отгороженные дамбой от окрестных речек. В перспективе планируется остекловывать жидкие отходы, но на данный момент все печи остановлены.

В общем, то, что объемы отходов уменьшаются, что вода используется повторно - это все хорошо, это поступательное развитие, так и должно быть. Однако уменьшением количества отходов в полтора-два раза проблему коренным образом не решить. Надо, как говорится в документе, принципиально менять технологию. COEX даст такой эффект, или это полумеры?

Что значит "решить проблему"? В проекте "Прорыв" предполагается перерабатывать ОЯТ на комбинатах возле АЭС. Не будем же мы возле каждой АЭС помещать озеро с радиоактивной водой, пусть и в два раза меньше, чем на Маяке?

#438200 ↑

0
MagiRus
19.09.1300:21:21

В
перспективе планируется остекловывать жидкие отходы

Это речь о ВАО, а то что сливается это НАО, количество которых, что видно из отчета снизилось за последние годы в 1.5 раза и в планах количество оборотной воды будет уменьшаться.

Однако уменьшением количества отходов в полтора-два
раза проблему коренным образом не решить

Согласен

COEX даст такой эффект,
или это полумеры?

Смотря что считать под эффектом. СОЕХ не дает жидкие отходы и количество этих самых отходов значительно меньше, НО, при этом средняя радиоактивность этих твердых отходов значительно выше, ибо чудес не бывает и радиация никуда сама по себе не испаряется. Просто твердые отходы хранить и остекловывать проще. В качестве более решительной меры идет выжигание, расщепление отходов в реакторах РБН до максимально возможного уровня. В итоге мы получим крайне радиоактивные, но при этом короткоживущие изотопы, которые станут относительно безопасными уже через пару десятилетий, в отличие от текущих отходов, которые будут заметно фонить лет 300.

#441627 ↑

0
argr
19.09.1311:08:20

Вроде разобрались уже, что COEX - это патентованная французская технология. На ГХК будет не COEX, а "упрощенный ПУРЕКС". Фишка "упрощенного ПУРЕКСа" - повторное использование воды, т.е. озера с САО быть не должно. Как оно получится в реале - как раз и будут выяснять по итогам эксплуатации.

"Выжигание" - это применимо только к минорным актинидам. Которые еще надо выделить из ОЯТ. Все остальные отходы все равно придется хоронить.

Кстати есть прикольная идея из этой же области - получение рутения из технеция. Пока рутений, полученный таким способом, оказывается в несколько раз дороже обычного. Дело опять же в стоимости переработки и облучения.

#441776 ↑

0
MagiRus
19.09.1311:49:50

"Выжигание" - это применимо только к минорным актинидам. Которые
еще надо выделить из ОЯТ. Все остальные отходы все равно придется
хоронить.

Не совсем так - тот же цезий, стронций и технеций при дальнейшем нахождении в активной зоне РБН трансмутируют в другие элементы. Да, как ты и сказал в качестве примера - радиоактивный технеций-99 трансмутирует в стабильный рутений. Данный вопрос еще слабо проработан, но технически это все возможно. "Дожигание", конечно, не совсем верный термин в данном случае.

#441800 ↑

0
argr
17.09.1319:30:27

Так, расследование показало, что на ГХК будет не французский COEX, а наш родной "урощенный ПУРЕКС". Читать тут: http://www.atomic-energy.ru/technology/33473

Для владеющих буржуйским диалектом - статья.

http://www-pub.iaea.org/M...tions/PDF/TE_1587_web.pdf

Там на страницах, начиная с 16, в табличном виде перечислены все известные процессы переработки ОЯТ. Их достаточно много (не ожидал), в том числе разрабатываемых в России - 5 штук.

#440804 ↑

0
MagiRus
19.09.1300:32:56

Спасибо, интересная информация.

#441640 ↑

Написать комментарий

Отмена

Для комментирования вам необходимо зарегистрироваться и войти на сайт,