MAX
Подпишись
стань автором. присоединяйся к сообществу!
Есть метка на карте 09 сентября 20
58
Markov Энергетика и ТЭК

На ГХК началась отладка технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

  • Переработка отработанного ядерного топлива © "Вестник Атомпрома"
  • 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.

[читать статью полностью...]

Кстати, а вы знали, что на «Сделано у нас» статьи публикуют посетители, такие же как и вы? И никакой премодерации, согласований и разрешений! Любой может добавить новость. А лучшие попадут в наш Телеграм @sdelanounas_ru. Подробнее о том как работает наш сайт здесь👈

Источник: www.sibghk.ru

Комментарии 0

Для комментирования необходимо войти на сайт

все комментарии
  • 1
    Нет аватара argr11.09.13 16:32:54
    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
      Нет аватара Markov11.09.13 17:20:46
      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
        Нет аватара argr11.09.13 19:18:57
        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
          Нет аватара Markov11.09.13 19:26:19
          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
            Нет аватара argr12.09.13 10:24:32
            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
              Нет аватара Markov12.09.13 17:01:53
              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 MagiRus11.09.13 21:48:58
      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 ↑