proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[15/03/2023]     Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов

Виталий Узиков, инженер  (uzikov62@mail.ru) 

Предлагаемая система безреагентной переработки ЖРО позволяет производить концентрирование радиоактивных растворов различного состава до оптимального солесодержания с последующим кондиционированием кубового остатка методом цементирования. Особенностью технологии является отсутствие дорогостоящих фильтроматериалов и химреагентов, обуславливающих появление проблемы вторичных РАО и увеличивающих объемы упаковок для окончательной изоляции.

 



Модульная структура установок концентрирования РАО, включающая барабаны пленочного испарения (БПИ) [1] и горизонтальные насадочные тепломассообменные аппараты [7], позволяет использовать унифицированное и относительно недорогое оборудование для создания установок переработки ЖРО заданной производительности. При этом габариты этого оборудования позволяют производить транспортировку обычным транспортом, а монтажи демонтаж проводится стандартным транспортно-технологическим оборудованием. 

Так как основные положения предлагаемой технологии были неоднократно описаны в статьях на «Проатом» [2 – 5], нет необходимости делать это повторно. Больший интерес представляет то, как может быть реализована установка в «железе», а не только показать схему оборудования модульной выпарной установки (Рис.1), описанную на сайте https://infoingenering.ru/ [6]

Рисунок 1 – Схема установки концентрирования ЖРО с использованием технологии механической рекомпрессии пара (MVR) [6] 

Для выделения из ЖРО методом упаривания очищенной воды, нормативный уровень загрязнения которой радионуклидами позволяет сбрасывать её в отрытую водную сеть, предлагается использовать горизонтальный насадочный тепломассообменный аппарат [7], обеспечивающий очистку пара от радиоактивных аэрозолей по схеме, представленной на Рис.2. Этот аппарат может быть выполнен с теми же габаритами, что и барабаны пленочного испарения, и все вместе они могут составлять единый блок выпаривания и очистки пара (Рис.3).

Рисунок 2 – Схема очистки вторичного пара из БПИ в горизонтальном насадочном тепломассобменном аппарате

Рисунок 3 – Блок выпаривания ЖРО и очистки вторичного пара: 1 – барабаны пленочного испарения; 2 – горизонтальный насадочный тепломассообменный аппарат; 3 – насос Рутса; 4 – подача ЖРО на упаривание; 5 – отвод чистого конденсата; 6 – отвод концентрата; 7 – подача греющего пара; 8 – подача вторичного пара на очистку; 9 – подача очищенного пара на сжатие в насос Рутса; 10 – подача чистой флегмы в тепломассообменный аппарат; 11 – отвод загрязненной флегмы для дальнейшего переупаривания; 12 – периодическая сдувка неконденсируемых газов

Вращение барабанов пленочного испарения и насадочного устройства с оптимальной скоростью обеспечивается мотор-редукторами (Рис.4). На этом же рисунке показан бак с чистой водой (флегмой), предназначенной для концентрирования радиоактивных аэрозолей при прохождении через смачиваемые насадки.

Рисунок 4 – Приводы вращения барабанов пленочного испарения и насадочного устройства и бак подачи флегмы в тепломассообменный аппарат 

Для обеспечения непрерывности работы установки, баки исходного раствора, очищенного дистиллята и концентрата ЖРО выполнены в виде одинаковых модулей из двух емкостей, загрузка и выгрузка из которых осуществляется с использованием вакуумной линии (желтая труба вверху) и линии сжатого воздуха (зеленая труба вверху) (Рис.5). Используя электромагнитные клапаны, производится попеременное переключение этих линий, обеспечивающее либо заполнение, либо опорожнение соответствующей емкости.

Рисунок 5 – Модуль из двух емкостей 

Для подогрева ЖРО при подаче в БПИ на упаривание и охлаждения горячего конденсата используется трубчатый теплообменник. Давление в линии сжатого воздуха создается компрессором, а разряжение в вакуумной линии создается вакуумным насосом (Рис.6).

Рисунок 6 – Установка концентрирования ЖРО производительностью 500 л/ч: 1 – блок выпаривания ЖРО и очистки вторичного пара; 2 – насос Рутса; 3 – вакуумный насос; 4 – воздушный компрессор; 5 – емкость для флегмы; 6 – модуль емкостей ЖРО; 7 – модуль емкостей очищенного дистиллята; 8 – модуль емкостей концентрата ЖРО; 9 – теплообменник ЖРО – горячей конденсат

Перед запуском установки концентрирования, жидкие радиоактивные отходы накапливаются в большом баке. На Рис.7 установка концентрирована показана в связке с накопительным баком ЖРО (объем 100 м3) – оранжевый цвет, баком очищенного дистиллята (объем 100 м3) – голубой цвет, и баком сбора концентрата (объем 3 м3) – темно-вишневый цвет.

Рисунок 7 – Установка концентрирования ЖРО производительностью 500 л/ч в связке с накопительной емкостью ЖРО, емкостью очищенного дистиллята и емкостью сбора концентрата ЖРО

В качестве возможного варианта установки переработки ЖРО среднего и низкого уровня активности полученный концентрат ЖРО может собираться не в емкость, а подаваться непосредственно на линию цементирования (Рис. 8).

Рисунок 8 – Установка концентрирования ЖРО производительностью 500 л/ч в связке с линией цементирования концентрата

Линия цементирования концентрата ЖРО представляет собой конвейер из перемещаемых на тележках упаковок, в которых последовательно производится:

·         заполнение цементным компаундом;

·         покрытие поверхности компаунда листовым стеклом;

·         покрытие поверхности листового стекла бентонитовой глиной;

·         покрытие стального короба упаковки стальным листом;

·         герметизация стальной упаковки сваркой.

Из-за высоких дозовых нагрузок для проведения технологических операций по созданию упаковок предлагается использовать промышленные роботы (Рис.9).

Рисунок 9 – Линия создания упаковок с цементным компаундом

Упаковка для оптимального использования объема могильника имеет прямоугольную форму (Рис.10). Корпус упаковки образуется стальным тонкостенным коробом, а также слоями бентонитовой глины и листового стекла, облицовывающими внутреннюю поверхность короба.

Цементирование по заданной рецептуре концентрата ЖРО с получением компаунда может производиться с использованием сменного быстросъемного смесителя непрерывного действия, в который одновременно сливается концентрат и дозируется шнеком цементная смесь (Рис.10).

Рисунок 10 – Установка приготовления цементного компаунда и заполнения упаковки 

Конструкция смесителя (Рис.11) обеспечивает перемещение приготовленного цементного раствора к месту выгрузки в упаковку. Эксцентричное расположение вращающейся конструкции с 3 стержнями, окруженными пружинами, обеспечивает невозможность образования корки на стержнях и на пружинах. Кроме того навивка пружин создает шнековый эффект для перемещения компаунда в сторону выгрузки, создавая при этом давление для продавливания готового цементного раствора через выпускное отверстие.

Рисунок 11 – Конструкция сменного смесителя: 1 – корпус смесителя; 2 – вращающаяся втулка; 3 – стержни; 4 – пружины; 5 – шлицы от проворота корпуса; 6 – эксцентричная полумуфта; 7 –отверстие для выгрузки компаунда; 8 – отверстие для подвода концентрата ЖРО; 9 – отверстие для подвода цементной смеси 

Размеры упаковки таковы, что отработавший сменный смеситель умещается в коробе и в последующем захоранивается в нем вместе с цементным раствором, которым заполняется упаковка.

В смеситель для последующей иммобилизации в компаунде можно подавать также ограниченное количество отработанных сорбентов, включая ИОС.

Рисунок 12– Размещение сменного отработавшего сменного смесителя в упаковке для последующего захоронения

При захоронении упаковки коррозия сравнительно быстро разрушит стальную оболочку, однако сочетание слоев стекла и бентонита обеспечит долговременную защиту от миграции радионуклидов даже после образования многочисленных трещин в стекле, которые будут заполняться бентонитом.

Таким образом, простая и относительно недорогая упаковка может помочь в решении проблемы накопления РАО низкой и средней активности.

 

Заключение

Если предложенные решения по проблеме обезвреживания ЖРО вызовет интерес, то детальную 3D-модель представленной установки можно скачать по ссылке https://grabcad.com/library/facility-for-concentration-and-conditioning-of-liquid-radioactive-waste-1

По всем возникшим вопросам можно обратиться на мой электронный адрес, приведенный выше. Буду рад помочь в реализации предложенной технологии.

 

Список источников

1.       Способ концентрирования жидких растворов, патент RU2488421C1

2.      В.А.Узиков, Новые подходы к технологии переработки ЖРО, 2016 / http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=7167

3.      В.А.Узиков, Безреагентная технология концентрирования ЖРО и других растворов, 2017 / http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=7531

4.      Виталий Узиков, Оптимизация технологии обезвреживания ЖРО, 2019 / http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8711

5.      Виталий Узиков, Инженерные решения проблемы РАО, 2021 / http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9593

6.      Описание Модульной выпарной установки / https://infoingenering.ru/modular-evaporator-unit-2/

7.      Горизонтальный насадочный тепло- и массообменный аппарат, патент RU 2750492 C1

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
О недостатках закона № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами…»

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4
Ответов: 13


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 27 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2023
Уважаемый тов. Узиков, про стекло и глину в контейнере мы с Вами уже дискутировали, повторяться не буду. Для короткоживущих нуклидов это не имеет смысла, т.к. хватает барьеров ПЗРО, а от долгоживущих не поможет. Да и дорого. И, кстати, срезанные углы НЗК придуманы не просто так, а для удобства транспортных операций и эффективного заполнения пустот в могильнике. Но где доочистка дистиллята на сорбентах/смолах?


[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2023
- В верхней части короба имеется стальной выступ, прочностные свойства которого вполне достаточны для трансспортно-перегрузочных операций;- НЗК при захоронении ограничен сроком 300 лет, что не сопоставимо со сроком деградации стекла (бентонит не может деградировать по определению); - максимальный полезный объем НЗК 1,5 кубометра, а его общей объем, за который предприятию  приходится платить за передачу РосВАО, составляет 3,75 м3., то есть 60% своих денежных средств предприятие платит не за захоронение РАО, а за упаковку. Для примера:Ориентировочная оценка стоимости захоро-нения реакторного графита блока АЭС с РБМК вПГЗРО включает:• стоимость контейнера НЗК-150-1,5П с вклады-шем СМ-500 полезным объемом 1,15 куб.м —225 000,00 руб.;• стоимость упаковки графита в контейнер НЗК-150-1,511-60000,00 руб.;• стоимость захоронения 1 куб. м упаковки с РАО,т. е. объема брутто — 684733,50 руб. (в ценах2020 г.) [5].При этом объем брутто контейнера НЗК-150-1,5Правен 3,74 м3.В этом случае стоимость захоронения одногоконтейнера НЗК-150-1,5П без учета стоимоститранспортировки и промежуточного хранениясоставит 2 845 903,29 руб.С учетом коэффициента заполнения контей-нера НЗК-150-5П масса размещаемых в нем гра-фитовых РАО составит около 1,863 тонны.Тогда для захоронения 26000 тонн графито-вых РАО АЭС потребуется 13420 контейнеровНЗК-150-1,5П, а затраты на реализацию этогоА 11 л я Л/|ПС1оЛ££решения составят около 38,2 млрд рублей.

- спектр радионуклидов не ограничивается коротко - и долгоживущими радионуклидами. Как правило эта смесь с очень разными периодами полураспада; - согласно литературе (Никифоров А. С, Куличенко В. В., Жихарев М. И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985) склонностью к молекулярному уносу обладают два радионуклида - рутений в виде четырехокиси и йод в молекулярной или в виде соединений с органическими веществами, например, метил иодид. Так как все аэрозоли в насадочном аппарате преходят в жидкую форму (флегму), проедположительно что доочистка не потребуется. Хотя конечно это нужно проверять на практике.- и пожалуйста, если Вы задаете профессиональные вопросы , будьте добры представляться, как положено при нормальном общении. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2023
  - В верхней части короба имеется стальной выступ, прочностные свойства которого вполне достаточны для трансспортно-перегрузочных операций;   - НЗК при захоронении ограничен сроком 300 лет, что не сопоставимо со сроком деградации стекла (бентонит не может деградировать по определению);    - максимальный полезный объем НЗК 1,5 кубометра, а его общей объем, за который предприятию  приходится платить за передачу РосВАО, составляет 3,74 м3., то есть 60% своих денежных средств предприятие платит не за захоронение РАО, а за упаковку.   Для примера:   Ориентировочная оценка стоимости захоронения реакторного графита блока АЭС с РБМК в ПГЗРО включает:   • стоимость контейнера НЗК-150-1,5П с вкладышем СМ-500 полезным объемом 1,15 куб.м —225 000,00 руб.;   • стоимость упаковки графита в контейнер НЗК-150-1,511-60000,00 руб.;   • стоимость захоронения 1 куб. м упаковки с РАО,т. е. объема брутто — 684733,50 руб. (в ценах 2020 г.) .   При этом объем брутто контейнера НЗК-150-1,5Правен 3,74 м3.   В этом случае стоимость захоронения одного контейнера НЗК-150-1,5П без учета стоимости транспортировки и промежуточного хранения составит 2 845 903,29 руб.   С учетом коэффициента заполнения контейнера НЗК-150-5П масса размещаемых в нем графитовых РАО составит около 1,863 тонны.   Тогда для захоронения 26000 тонн графитовых РАО АЭС потребуется 13420 контейнеров НЗК-150-1,5П, а затраты на реализацию этого решения составят около 38,2 млрд рублей.   - спектр радионуклидов не ограничивается коротко - и долгоживущими радионуклидами. Как правило эта смесь с очень разными периодами полураспада;    - согласно литературе (Никифоров А. С, Куличенко В. В., Жихарев М. И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985) склонностью к молекулярному уносу обладают два радионуклида - рутений в виде четырехокиси и йод в молекулярной или в виде соединений с органическими веществами, например, метил иодид. Так как все аэрозоли в насадочном аппарате преходят в жидкую форму (флегму), проедположительно что доочистка не потребуется. Хотя. конечно это нужно проверять на практике.   - и пожалуйста, если Вы задаете профессиональные вопросы, будьте добры представляться, как положено при нормальном общении. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2023
Извините, представляться не могу, ибо подписывал приказ о том, что любой кряк в открытой печати должен согласовываться с насяльником/). С Жихаревым спорить не буду, конечно, уважаемый мной человек. Йод почти весь улетает при выпарке, рутений на Аэс, например, не особо актуален. Но дистиллят всегда чистится, на всех предприятиях. И даже если не принимать во внимание третий, он всегда грязноватый, и цезий там, и сурьма и пр. Радионуклиды есть только коротко-и долгоживущие (см ППРФ1069), других пока не придумали, только санитары выделяют ещё до 15 суток полураспада. Нзк используется для исключения переключения персонала. Если гамма не столь сильна - лучше считайте КМЗ. Для упомянутого Вами графита тип контейнера неважен при относительно низкой МЭД, он в любом случае превратится в труху/решето только за один период полураспада


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2023
Есть принципиальная разница между капельно- аэрозольным уносом  в тарельчатых ректификационных колоннах выпарных аппаратов с вынесенной греющей камерой  с потоком пара 8 т/ч (6т/ч ЖРО и 2 (или  1) т/ч – расход флегмы) и  молекулярным уносом  с поверхности барабанов пленочного испарения (патент RU2488421C1).  Если принять во внимание то, что упаривании ЖРО с ПАВ все равно образуются аэрозоли в результате лопания пузырьков, ректификация пара в горизонтальных насадочных тепломассообменных аппаратах (патент RU 2750492 C1) задерживая все аэрозоли на смоченных поверхностях высокоэффективных насадок типа СПН осаждает практически все аэрозоли на флегме.  
 С удивлением узнал, что есть только коротко и долгоживущие изотопы и других пока не придумали.  Возможно в МАГАТЭ фантазеры, но они придумала еще  и заявляют, что РАО делятся также (ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ И ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ АСПЕКТЫ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ МАГАТЭ, ВЕНА, 2005, IAEA-TCS-27, стр. 22): • По периоду полураспада радиоизотопов, которые определяют время,необходимое для их изоляции:- очень короткоживущие (часы, дни),- короткоживущие (месяцы),- среднеживущие (годы),- долгоживушие (столетия и выше).
В,Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Задача переработки ОЯТ очень нужная и значимая. Нужно помнить два факта:
1)Если сотни нуклидов из ОЯТ разделить по отдельным коробочкам, один изотоп в одной коробочке, это будут не отходы а дорогостоящее сырьё. Для самых разных применений в высоких технологиях.
2)Суммарная мощность светящих нуклидов в ОЯТ, особенно после десятилетий выдержки, очень мала по сравнению с тепловой мощностью ядерной энергетики страны где это ОЯТ наработано. Да и светящих нуклидов через десятилетия выдержки совсем немного разновидностей /Цезий-133, Стронций-137 и актиноиды и то не все/. В ОЯТ кислород не радиоактивный, уран-238 в замкнутом ядерном топливном цикле возвращается в реактор, а массы всего остального - совсем немного.
С появлением возможности разбирать РАО на коробочки, в которых по одному светящему изотопу, ядерная энергетика выйдет на качественно новый уровень. 



[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Конечно, если бы развитие науки и радиохимии позволило разделять радиоизотопы при приемлемых затратах, а технология переработки ОЯТ  не увеличивало бы многократно  РАО, основную проблему ядерной энергетики можно было бы считать решенной. Проблема обеспечения безопасности реакторов деления, с моей точки зрения, ничтожно мала по сравнению с проблемой разделения на отдельные нуклиды. Поэтому если такая переработка ОЯТ и станет возможной, то полагаю, что это будет очень и очень нескоро… В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
"Проблема обеспечения безопасности реакторов деления, с моей точки зрения, ничтожно мала по сравнению с проблемой разделения на отдельные нуклиды." - а с моей точки зрения - все наоборот, что и показывает история.


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Из-за наличия запаздывающих нейтронов и вполне реальных отрицательных эффектов реактивности при увеличении мощности реактора, создание безопасного реактора с точки зрения физических эффектов – это вполне реальная и осуществимая задача.  Ядерные аварии на Три-Майл-Айленд, Чернобыле и Фукусиме – это грубейшие ошибки персонала и проектировщиков систем безопасности, однако это не значит, что реактор деления невозможно сделать безопасным. Разделение же радионуклидов из ОЯТ невыполнимая задача хотя бы потому, что осколки урана, даже представляющие один и тот же химический элемент являются совершенно разными излучателями, но с одними и теми же химическими свойствами.   В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2023
 
  • Из-за наличия запаздывающих нейтронов и вполне реальных отрицательных эффектов реактивности U-235 при увеличении мощности реактора, создание безопасного реактора с точки зрения физических эффектов – это вполне реальная и осуществимая задача.
  • Без указания единственного безопасного делящегося изотопа – U-235, это высказывание ложно.
  • Это высказывание верно для реакторов, работающих на ядерных материалах, имеющих монотонное снижение сечения деления в рабочем диапазоне температур. Для урана-235 монотонное снижение до температуры ~3500*C (энергия термализованного нейтрона 0,2 эВ), для плутония-239 и плутония-241 до температуры ~1700*С (энергия термализованного нейтрона 0,1эВ). [Графики сечений деления ARNL, 1959. Справочник Физические Величины, 1991]
  • Сравнение двух графиков приведено в статье Википедии [Ядерное эффективное сечение]. Такое графическое наложение графиков показывает принципиальную разницу урана-235 и плутония-239. Первый – ядерно-безопасен, второй – чрезвычайно ядерно-опасен в случае потери охлаждения. 
  • Принципиальная разница этих двух температур для высокотемпературного топлива (температура плавления диоксидов PuО2 и UО2 2400-2800*С) заключается в том, что диоксид урана полностью разрушится до начала взрывной реакции, а диоксид плутоний после начала взрывной реакции. Целых 700*С подъёма температуры ТВС с плутонием будут находиться в неизменном виде, в то время как сечение деления будет сначала безразлично к температуре, а затем начнёт расти.
  • На монотонном снижении основывается вся ядерная безопасность не только РТН, но и РБН, так как большое количество делений в быстрых реакторах приходится на область монотонного снижения сечения деления по закону √1/v. Строго на быстрых нейтронах - реактор неуправляем.
  • Плутоний-239 (и плутоний-241) ядерно-опасен и в области быстрых нейтронов. Сечение деления за интегралом у Pu-239 растёт с температурой, а у U-235 снижается. На фоне миллионов градусов это малозаметно, но рост сечения деления с энергией нейтрона, а не снижение, означает развитие неконтролируемой ядерной реакции.
  • Наличие запаздывающих нейтронов безусловно важно для управления реактором, но оно второстепенно (или равноценно) по отношению к отрицательному температурному эффекту реактивности. Даже на уране-235 можно создать условия проведения ядерной реакции, когда запаздывающие нейтроны не работают (Хиросима).
  • Идеологи Прорыва популярно объясняют, что только реактор с запасом  реактивности менее бета имеет право называться естественно безопасным. Я добавляю – в интервале температур, когда средняя энергия термализованного нейтрона ниже 0,1 эВ. То есть при условии, когда реальные эффекты реактивности отрицательны для плутония. 
  • В пике 0,3 эВ, Pu-239 имеет реактивность в 7 раз больше, чем при 0,025 эВ. При этой температуре плавится нитрид плутония и начинает разлагаться на компоненты. Таким образом, БРЕСТ, в случае перегрева активной зоны с закипанием свинца (1750*С при обычном давлении), и разогревом нитрида плутония-урана до 2650*С, реактивность БРЕСТ на порядки превысит безопасную бета. 
  • СМ
 


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Цитата: "если бы развитие науки и радиохимии позволило разделять радиоизотопы при приемлемых затратах, а технология переработки ОЯТ не увеличивала многократно РАО, основную проблему ядерной энергетики можно было бы считать решенной" 

На Западе существует негласный запрет для университетских лабораторий, например, пристраивать современные эффективные лазеры на красителях с перестраиваемой длиной волны, под селективное испарение того или иного изотопа. Даже стабильного, не то что радиоактивного из состава ОЯТ.

Боятся, что технология развиваемая для селективного "разбирания" кучи из сотни изотопов ОЯТ - может гораздо проще быть применена к производству делящихся и специальных /Li6, B10, дейтерий/ материалов для ядерного оружия. 

Могу ошибаться как сейчас обстоит дело - но предыдущие 50 лет ни на исследования связанные с быстрыми реакторами, ни на разделение изотопов, массовую аудиторию на Западе не подпускали: ни один грантодатель ни копейки не давал на столь "чувствительные" дела. Наоборот начинателей-энтузиастов всячески разоряли и гнали подальше от этой темы чтоб никто этим не занимался. 

Что касается российских учёных, их попыток при скудных отсталых ресурсах поверхностно копать тему - сложилось впечатление, что Западу от них не нужно ничего кроме "nonproliferation": только это зничимо, а ничего другого уважаемым Западным коллегам от нас не нужно. 

Вывод:

по цитированной проблеме мало успехов не из-за ее нерешаемости, а из-за того что целенаправленно копать не позволяют из опасений что теми же методами гораздо проще произвести оружейные материалы чем решить задачу переработки ОЯТ и РАО.





[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Я отлично представляю, что подумают о написанном выше реальные специалисты радиохимики, разрабатывающие технологии обращения и работающие непосредственно с ОЯТ. Они даже не будут вступать в дискуссию – это не их уровень. Чтобы рассуждать о переработке ОЯТ, нужно иметь хотя бы самое приблизительное представление, какие проблемы при этом возникают, а не фантазировать. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
Цитата: " отлично представляю, что подумают о написанном выше реальные специалисты радиохимики, разрабатывающие технологии обращения и работающие непосредственно с ОЯТ. Они даже не будут вступать в дискуссию – это не их уровень. Чтобы рассуждать о переработке ОЯТ, нужно иметь хотя бы самое приблизительное представление, какие проблемы при этом возникают"

Согласен, однако обусловлено это следующими факторами:

1)

Традиционный в СССР/России подход к неплутониевым компонентам ОЯТ и РАО состоит в том, чтоб не только избавиться от них максимально дёшево и быстро, желательно силами сотрудников основных производств но не отвлекая их трудовые усилия надолго "на ерунду". 

2)
Раньше не принято было рассматривать ОЯТ и особенно РАО как ценное сырьё. Избавиться быстро и дёшево с привлечением минимальных трудовых сил и технических средств - всё что требовалось.

3)
Обратим внимание, что ОЯТ даже в случае ВВЭРов весьма концентрированное, малые массу и объём имеет, а после удаления урана-238 и кислорода остаётся совсем маленькая масса фиссиума и актиноидов.

4)
Более того: при длительной десятки лет выдержке, светящих изотопов остаётся немного разновидностей /даже кобальт-60 в 1000 раз распадается/, остаются в основном актиноиды. 

5)
Чтоб остаток испарить сфокусированным излучением лазера с испарением в вакуум - совсем немного энергии требуется. Дело лишь за тем, чтоб создать избирательные лазеры нужных длин волн и подобно центрифугам, усиливать каскадом разделительный эффект. 
Что-то может быть проще отделить центрифугированием для элементов у которых есть летучие фториды. Что-то  /химэлементы/ даже перегонкой с плавным нагревом: медленно повышая температуру испарения в вакуум, сначала выкипают из смеси легколетучие, затем - тугоплавкие элементы.

А разделённое ОЯТ на изотопы - весьма ценное сырьё.
Плутоний-238 для электроснабжения марсоходов используется. Есть в ОЯТ стабильные нерадиоактивные осколки: не только редкоземельные, но и платиновой группы химэлементы. В ОЯТ быстрых реакторов - химэлементов платиновой группы будет больше чем в ОЯТ тепловых. 

А цирконий, оболочек ТВЭЛ ВВЭРов, если отделить радиоактивный изотоп, можно использовать повторно или при высокой степени очистки - направить в  обычные нерадиоактивные технические применения.





[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
 
  • Будучи на практике в Шевченко (1983), запомнил информацию, что каскад испарителей-опреснителей БН-350 очень экономно расходует энергию, за счет грамотно организованного противотока. В итоге, расход тепла на получение 1 куба дистиллята в 27 (двадцать семь) раз меньше, чем при упаривании в одноступенчатом аппарате.
  • Каскад не имеет вращающихся механизмов, поэтому прост и надёжен в эксплуатации, и для меня является (недосягаемым) образцом выпарного оборудования.
  • Там же были и другие источники тепла – Солнце и Ветер (классическая однократная перегонка с очень небольшим захватом капельной воды), которые в сутки испаряли до 4 см воды в заливе Карабас-Гол. Залив в то время превратился в высохшее соляное озеро, из которого ветер разносил соляную пыль на сотни километров. При нас бульдозеры засыпали водопад, через который в залив вытекал Каспий – чтобы прекратить резкое падение уровня Каспия. Затем, по необъяснимым наукой причинам Каспий вдруг начал резко поднимать уровень, и сегодня выше на 3 метра, чем в 1983.
  • Рядом со зданием СМ-3 находится здание, где дистиллированная вода подается по трубам в каждую комнату. Аппарат для дистилляции имеет СОР около 6 (намного меньше, чем 27). Обслуживает его один человек, у которого ещё несколько других обязанностей. Также ничего не вертится, кроме питающих насосов и вентилей. Работает без нареканий с 1962 года, раз в 10 лет меняют пятачки на вентилях.
  • Плёночные вращающиеся испарители, одноступенчатые, в том числе с вакуумом, также есть на этом здании. У испарителей есть паспортные данные. Реально получить сухую соль при температуре ниже +50*С.
  • Стоимость плёночных вращающихся испарителей раз в 100 превышает стоимость аппарат-дистиллятор, при равной мощности. КПД не более 30%, то есть прожорливей испарителей БН-350 также раз в 100. Стоимость продукции первого 2-4 копейки/литр, стоимость продукции второго – от тысячи за килограмм сухой соли (советские деньги). Средний срок службы – от месяца до трех месяцев.
  • Обратите внимание – вакуумный плёночный испаритель не используется для получения дистиллята (это побочный продукт) – его задача получить сухие соли, которые невозможно получить при температурах выше 100*С – кристаллогидраты, органические соединения и др.
  • Что касается упаривания ЖРО, то с 1972 года в НИИАР только подземная закачка всех видов ЖРО, кроме ядерно-опасных материалов – которые являются материалом строгого учёта и ценным сырьём для будущих поколений. Технология удаления РАО на большие глубины не имеет альтернативы, и используется на всех комбинатах РТ. Если бы не полигоны подземной закачки, то НИИАР был бы закрыт при первых проявлениях перестройки и гласности.
  • Единственный вариант применения испарителей при обращении с ЖРО – это увеличение очень низкой концентрации радионуклидов в растворе до уровня, который используется при цементации, но это гипотетическая ситуация. При переработке ОЯТ таких растворов нет, кроме того, в этих растворах всегда (тритий) тритиевая вода, которую можно только разбавить до безопасного уровня (заводы РТ Франции разбавляют и сливают в Атлантику - это единственная реальная альтернатива подземному захоронению ЖРО).
  • Для отходов пирохимии не нужно ничего упаривать (если это пирохимия, а не блеф от учёных-пирохимиков). Сами понимаете, что такое вода рядом ядерно-безопасным пирохимическим оборудованием. Сухие РАО смешиваются с сухими смесями, и из них сплавляется синтетический камень (современный синрок), гарантирующий хранение многие тысячелетия, или стекло (прошлый век).
  • В основном используется обратная задача – разбавление до уровня (сухими материалами), разрешенного для каждой из матрицы иммобилизации (от 10^15 до 10^18 суммарных альфа-распадов/м3, не путать с Бк или Ки).
  • СМ
 


[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
 
  • Не нужно умалять роль ядерной энергии и знаний ядерной физики. Ядерная энергия, в пересчёте на один атом, в миллионы раз мощнее других видов энергии, и это определяет её чрезвычайный уровень опасности. Реактор, даже бакового типа, может стать причиной ядерно-радиационной аварии. Безо всякой радиохимии, любой реактор современной АЭС взлетит на воздух, если не хватит мощности охлаждения.
  • С точки зрения права, для ОИАЭ действует презумпция виновности – в ядерно-радиационной аварии виноват ОИАЭ. Это и научный руководитель, и конструктор, и строитель, и оператор, и пожарный, и особист (охрана). Неважно, что на АЭС упал самолёт, ракета, бацилла, вирус. Важно, что не предусмотрена защита от такого воздействия. Неважно, от большого ума или от недомыслия произошла авария. Важно, что источником обширного радиационного загрязнения может быть только АЭС.
  • АЭС – это оружие массового поражения, неправильное обращение с которым приводит к фатальным последствиям для страны или региона. Создать безопасный реактор, даже в условиях использования в мирное время, невозможно. Наши деды смогли создать ядерный реактор в условиях мировой войны, при постоянной угрозе тотального разрушения.
  • Любая радиационная авария имеет несколько причин, и самая первая – факт наличия опасного производства.
  • СМ
 


[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2023
 
  • В периодической таблице 90 природных элементов, а в таблице радионуклидов более 2000. Из них около 15 дозообразующих радионуклидов.
  • Радиохимия может выделить из ОЯТ любой химический элемент, от водорода до калифорния. Физико-техника может разделить (относительно) стабильные изотопы любого элемента, но химическими методами лишь изотопы водорода и лития.
  • В этих рассуждениях есть немало софизма.
  • Читаем в рекламе мирного атома: В ОЯТ АЭС много ценных компонентов – Pu-238, Pu-239, H-3, U-235.
  • Однако:
  • Плутоний-238 получают десятками килограмм, но вовсе не из ОЯТ АЭС. Плутоний-239 получают сотнями тонн из облучённого урана, но не из ОЯТ АЭС. Тритий получают десятками килограмм из лития, облучённого в реакторе, а не из ОЯТ. Уран-235 получают тысячами тонн из природного урана, все изотопы которого радиоактивны, а не из ОЯТ АЭС.
  • Получить все вышеперечисленные ценные радионуклиды из ОЯТ АЭС невозможно.
  • Из ОЯТ АЭС радиохимией возможно выделить плутоний, но это будет смесь из 4-6 радионуклидов. Из ОЯТ АЭС возможно выделить водород, но это будет смесь протия, дейтерия и трития. Из ОЯТ АЭС можно выделить уран, но это будет смесь изотопов урана – 232+233+234+235+236+238.
  • Возможно ли разделить изотопы плутония ОЯТ АЭС, урана ОЯТ АЭС, водорода ОЯТ АЭС? Сегодня это невозможно. Когда будет возможно – этого никто не знает, но обычно называют горизонты за пределами 21 века. Сегодня промышленные технологии делят изотопы на 2 фракции, а на 4-6 фракции делят лишь нано и микрограммы.
  • Сегодня более актуален вопрос – для чего это выделение и разделение нужно?
  • Для военных целей – не нужно, есть на порядки более дешёвые технологии. Для производства электроэнергии – плутоний не подходит, дейтерий и тритий не подходит, уран-234, 236, 238 не подходит.
  • Самая распространённая мировая концепция обращения с ОЯТ АЭС – выдержка, с предполагаемым последующим захоронением без вскрытия (без разгерметизации) ОТВС.
  •  СМ
   


[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2023
Спасибо, Сергей,  за квалифицированные  объяснения радиохимика по переработке ОЯТ,  но я о другом. Описанная выше установка – это ни разу не про опреснение.  Это про то, что из ЖРО нужно получать  солевой концентрат 600-800 г/л, который экономически оптимален (Гупало и др.) для цементирования. На станциях до таких значений  в выпарных аппаратах с вынесенной греющей камерой не концентрируют  из-за повышенного солеотложения на теплообменных трубках и невозможности хранить  такой концентрат в емкостях из-за превращения выпадающего осадка в  камень. Поэтому концентрируют вполовину меньше, а потом концентрат доупаривают до состояния солевого плава в установка глубокого упаривания УГУ-500 и заливают в бочки.  Однако , опять же по причине солеотложения в теплообменных трубках этого аппарата качественного продукта (солевого камня) не получается, а сверхонценрированый солевой раствор быстро разъедает стальные  бочки с РАО – и проблема только нарастает.  Эти полу разрушившиеся бочки  (самым грубым образом нарушая существующие нормы и требования по иммобилизацию РАО в матрицы)  захоранивают в НЗК-150, у которых гарантия максимум 300 лет – и это уже проблема будущих поколений. В УГУ-500 тоже можно доупаривать ЖРО не до солевого плава, а до концентрации 600-800 г/л, однако  при этом приходится постоянно промывать теплообменные трубки раствором азотной кислоты,  что существенно увеличивает объемы вторичных ЖРО.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 20/03/2023
А где же вечная лампа?


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2023
Цитата: "Плутоний-238 получают десятками килограмм, но вовсе не из ОЯТ АЭС. Плутоний-239 получают сотнями тонн из облучённого урана, но не из ОЯТ АЭС. Тритий получают десятками килограмм из лития, облучённого в реакторе, а не из ОЯТ. Уран-235 получают тысячами тонн из природного урана, все изотопы которого радиоактивны, а не из ОЯТ АЭС."
Вы правы, Дементий, и это ещё раз подтверждает, что современная атомная энергетика находится на самых ранних стадиях развития.  Когда ещё не достигнуты важнейшие технические применения ядерной энергии, однозначно разрешённые физикой:
1)Использование ядерной энергии, делящихся материалов а термоядерного горючего как транспортного энергоносителя /за исключением военных кораблей, ледоколов и АПЛ/ для ракетного движения при пилотируемых полётах в космосе.
2)Не сделано в промышленном масштабе расширенное воспроизводство плутония в быстрых реакторах.
3)Не созданы термоядерные электростанции.
4)Не научились разбирать ОЯТ ядерных реакторов на отдельные изотопы.
5)Из имеющихся в природе 62 много-изотопных химических элементов, освоено промышленное разделение только 6 штук: дейтерий, гелий-3, литий-6, бор-10, азот-15 для нитридного топлива быстрых реакторов, уран-235. Все эти 6 относятся к природным 23 двух-изотопным химэлементам, когда надо отделить малую примесь ценного изотопа от второго сорного изотопа. 
Ни один из 39 природных мульти-изотопных /три изотопа и более/ в промышленном масштабе не производится: когда целевой изотоп надо отделять и от более тяжёлых, и от более лёгких сорных изотопов. Так прямо в реактор сорные изотопы и кладут в виде сплавов, хоть они там выедают нейтроны и создают долгоживущую активность.
6)Практически почти не освоены более прямые разновидности способов преобразования энергии ядра в электричество, кроме как через водяной пар. 
Список можно продолжить.





[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 21/03/2023
  • 1) Транспортные реакторы для кораблей - реальность, для пилотируемых самолётов и космических кораблей - доказана невозможность. Вместе рассматривать эти типы РУ нельзя.
  • 2) Плутоний для мирных целей возможен только в варианте теплоносителя до 120*С, что хотел сделать Ферми в 1946-1951, но в военных целях. Сахаров и Тейлор (с благословления Ферми) решили задачу намного быстрее, и в тысячу раз дешевле. 
  • Мирный ЗЯТЦ на плутонии - безопасно - это низкотемпературный пар до 150*С второго-третьего контура, с КПД-э 10-20%. Причина - нельзя приближаться к пику 0,3 эВ нечётных изотопов Pu-239 и Pu-241, нельзя делать высокотемпературное топливо для БН и БРЕСТ. У топлива из плутония нет естественного, внутренне присущего свойства, обеспечивать ядерную безопасность. Риск перейти на мгновенные нейтроны возникает при запасе реактивности более более 0,62%, а для бридера нужно минимум 15%. 
  • Чем выше КВ, тем ниже разрешенная температура теплоносителя бридера. Насколько понимаю техническое решение Ферми о применении ртути, то он предполагал, что температура хэви метал в АЗ военного бридера будет не выше 100*С. Такое тепло пригодно разве что для тепличного хозяйства, об электричестве речи не было. Но, повторюсь, военная задача для Бридера полностью снята в 1953. 
  • 3) Материаловедение ТЯ сложнее, чем материаловедение Бридера. Материалов нет. Корпус придется менять через 2-3 года, а это на порядки дороже, чем сменить твэл с 8% выгорания т.а.
  • 4) Сказка физиков-ядерщиков, точнее физиков-атомщиков. В том числе и про высоко-селективный лазер. 
  • Калютрон (громадный МС) тратит больше энергии на разделение изотопов, чем получается при делении. Если для двойного разделения в центрифуге процесс имеет энергетическую выгоду 50-100 раз, то для многоканального разделения в масс-спектрометре менее 0,5. Гипотетически, если есть очень дешевая и невостребованная первичная энергия, можно получить экономическую выгоду. Но это из серии спирт продали а деньги пропили. 
  • 5) Всё верно.
  • 6) Это коренная проблема мирной атомной энергетики. За 70 лет АЭС отстали в КПД-э от современной дровяной паровой турбины в полтора раза, а от КПД-э газо-паровой турбины в 2 раза. Цена УМ АЭС выше в 10-30 раз. 
  • Сегодня АЭ решает второстепенные задачи, не понимая, что без решения основных задач перспективы равны нулю. Необходимо возвращаться в НИОКР 50-х - 60-х годов, и пересматривать выводы сказочников-академиков. Иначе современный турбо-паровоз полностью вытеснит АЭС в производстве электроэнергии.
  • В оправдание АЭ можно сказать, что современная фотовольтаика появилась благодаря атомным проектам, и солнечные панели - фактически детище ультра-современной атомной энергетики. Таким образом, проблема генерации бесконечной электроэнергии решена, но решение неприятно для АЭС. 
  • Продолжаю список.
  • 7) Аккумуляторы энергии любого типа. Не обязательно должна аккумулироваться электроэнергия, возможно любая система накопления-выдачи энергии. 
  • Эксперимент с Чернобылем из этой серии - почему не использовать аккумулированную энергию остывающей АЭС для расхолаживания? Это крайне важно с большинства точек зрения - автоматизации после аварийного отключения, потеря персонала, не нужно аварийные источники питания. 
  • Ещё во времена Фейнберга ставили такую задачу, но колоссальный избыток "дров" в России заглушил эту проблему. 
  • Самая большая нерадиационная проблема АЭС - это невозможность генерировать электроэнергию по требованию потребителя. Нет маневрирования мощностью. Генерация АЭС не может быть самостоятельной. Если создать аккумулятор для АЭС на 24 номинал-часа, то это будет прорыв в 2-3 раза. Если создать аккумулятор для АЭС на 7 номинал-суток, то АЭС могут обеспечивать 100% электроэнергии на планете. 
  • СМ


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 26/03/2023
Цитата: "
  • Транспортные реакторы для кораблей - реальность, для пилотируемых самолётов и космических кораблей - доказана невозможность. Вместе рассматривать эти типы РУ нельзя"
Уважаемый Демннтий,Ваши знания по радиохимии трансурановых химэоементов и по технологии "горячих камер" находятся на передовом мировом уровне.
Однако в части физики реакторов то, что Вам рассказывали 50 лет назад, начинает в отдельных нюансах быть пройденным этапом развития техники.
Про космические ракетоносители 50 лет говорили, что ракета в атмосфере Земли не может лететь хвостом вперёд, что невозможны многоразовые ракеты. Однако затем появился Илон Маск, привлёк методы численного моделирования и доказал - сначала расчётом а затем и "в металле" на практике - что многоразовые ракеты осуществимы. 
Те кто говорили что многоразовые ракеты невозможны - руководствовались доводами имеющими характер "экспертных оценок на основе общих представлений". Получается, что такой подход - без детальной проработки вопроса - приводит к грубо ошибочным выводам. Неосуществимое - выглядит при беглом рассмотрении осуществимым, а осуществимое - забраковывается без оправданных оснований.
Доказана в 1970-е осуществимость ЯРД. Типичная критмасса 5 килограмм урана-235 или 1 килограмм плутония-239. Типичная пропорция при скорости истечения водорода 10 км/сек: 1000 тонн водорода на килограмм осколков деления. При КПД выжигания делящегося материала 40% нужно вывести на низкую орбиту бак жидкого водорода: массой 2000 тонн в случае U235 и массой 400 тонн в случае Pu239.
Для сравнения: в этом году Россия выводит на низкую орбиту за год 200 тонн: 2 "Протона", 1 "Ангара А5" остальные 17 "Союзы" прототип которого "Р-7" вывел первый спутник в 1957 году. 
США, мировой лидер, выводят за год 1000 тонн на орбиту. Если будет создан полностью многоразовый 'Starship', сможет идти речь о выводе миллионов тонн грузов в год в пересчёте на низкую околоземную орбиту. Тогда цифры масс баков водорода - определяемые критерием сжигания в осколки деления порядка половины от минимальной критмассы - станут вполне "подъёмными" и ЯРД начнут использовать.


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 27/03/2023
  • ДВ
  • Беспилотный ядерный ракетный двигатель возможен, и про это известно с конца 1950-х годов. Однако, с 1963-65 года действует запрет на испытание ядерного оружия под водой, в атмосфере и космосе, и до сих пор ни один из злоумышленников не преступил этот запрет. 
  • Все программы испытаний ЯРД были остановлены в 1965. Как Вы понимаете, без испытаний можно оперировать только измышлениями. Политики остановили полёт научной мысли в космос - можно так выразиться. 
  • Пилотируемый воздушный или космический корабль подразумевает наличие на борту человека (пилота - от него образовано прилагательное пилотируемый). Пилот находится в 30-40 метрах от активной зоны ядерной реакции, при которой за ~2 минуты делится 1 кг актинида. 2 минуты облучения - это практически мгновенно, и можно сравнить с дозой при взрыве в Хиросиме. 
  • Для сравнения, в реакторе АЭС мощностью 1 ГВт-э, 1 кг актинида делится за 8 часов. Мощность в ЯРД выше в 240 раз, а удельная мощность выше в 20 миллионов раз. 
  • Человек кратковременно может выдержать 7-10 g, и это также большое ограничение для пилотируемых полётов. Для атомной тяги и 10 000 g не предел. 
  • В школьные годы я верил, что аннигиляционный ракетный двигатель появится в ближайшее время. По сравнению с АнРД, ЯРД выглядит черепашкой против гепарда. Поэтому давно отношусь к ЯРД, как к экстремально радиационно-опасной установке, давно устаревшей модели, не имеющей перспектив в мирном применении. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 26/03/2023
Цитата: " 
  • Мирный ЗЯТЦ на плутонии - безопасно - это низкотемпературный пар до 150*С второго-третьего контура, с КПД-э 10-20%. Причина - нельзя приближаться к пику 0,3 эВ нечётных изотопов Pu-239 и Pu-241, нельзя делать высокотемпературное топливо для БН и БРЕСТ. У топлива из плутония нет естественного, внутренне присущего свойства, обеспечивать ядерную безопасность. Риск перейти на мгновенные нейтроны возникает при запасе реактивности более более 0,62%, а для бридера нужно минимум 15%. "
Прогресс технологии позволяет обойти эти препятствия.Оценка была актуальна 60 лет назад при тогдашних методах работы. 
Можно сделать плутоний-графитную активную зону, выходяшую на критичность только при нагреве внешним нагревателем до 2000 Цельсия. При комнатной температуре реактор в глубокой подкритике. 
Плутоний-239 имеет резонанс 0,29 эВ что соответствует 3365 Кельвинам, ниже температуры плавления вольфрама. Выше этой энергии сечение резко падает, то есть возможно авторегурирование. Может быть сделана температура нейтронного газа в полтора раза большей температуры графита, получаются 2000 Цельсия при которой возможна долговременная прочность. 
Вопрос в том - и это должно быть численно смоделировано - чтоб ТВЭЛы не потрескались при разгоне на мгновенных нейтронах при выходе на рабочий режим. Время жизни нейтронов в разбавленной активной зоне весьма велико, порядка миллисекунды, в принципе это осуществимо. 
Но если у Вас вся космонавтика "на всё про всё", на все разнородные задачи в сумме, выводит на орбиту 200 тонн в год - считать было бесполезно, так как на один ЯРД нужен бак водорода в разы больше если хотим переводить в осколки высокий процент делящегося материала. 
Необходимо отметить, что выводимая Россией масса год к году снижается. СССР перед Горбачёвым выводил 100 ракетоносителей в год из которых до десятка "Протонов". РФ, в годы когда была "космическим извозчиком" иностранных полезных нагрузок, запускала до 60 ракет в год из которых до 12 были "Протоны" / 705 тонн на старте, до 23 тонн на низкой орбите/. В следующие годы будет по одной "Ангаре А5" в год и десяток-полтора "Союзов" /300 тонн на старте, 8 тонн на низкой орбите/. 
Что касается быстрого выхода реактора на номинальную мощность с разгоном на мгновенных нейтронах: реакторы АПЛ обладают такой возможностью но методика за счёт чего это делается - в учебниках не отражена в связи с секретностью. 



[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 26/03/2023
Ну а как там "вечная лампа " Андреа Росси. Канула в лету?


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 27/03/2023
  • Реактор АПЛ
  • Основная проблема топлива АЭС имеет советское название термокачка - резкий нагрев и охлаждение. Резкое изменение температуры разрушает керамику, крошки очень твёрдой керамики попадают в зазор таблеток и трубок твэл, прокалывают трубку изнутри, и радиоактивность выходит в теплоноситель. 
  • Проблема решается геометрией твэл - диаметр 14 мм разрушается за 10 циклов нагрева-охлаждения, диаметр 1 мм выдерживает 1000 циклов. 
  • Второе решение - кермет, то есть композиция порошка диоксида урана и мягкого нейтронно-прозрачного коррозионно-стойкого металла. 
  • Третье решение - плоский твэл, или любая фигура в сечении оболочки, сильно отличная от кольца. Оболочка лишь изгибается при распухании топлива, разрывных усилий нет, выдерживает 100% выгорания т.а. 
  • И конечно, комбинация из этих трех решений. 
  • Период реактора в 1 минуту означает, что за 3 минуты мощность увеличивается в ~20 раз (число е в третьей степени). Если реактор был на мощности 5%, то через 3 минуты выходит на номинал 100%. 
  • Ядерная физика процесса проста и разрешает такой рост мощности. Увеличение расхода теплоносителя технически просто. Главное - чтобы само топливо не разрушилось при таком резком изменении мощности. 
  • Как ведёт себя керамика при резкой смене температуры, мы с "коллегами" изучали в детском саду. Когда дворник жёг костёр, туда попали стеклянные пузырьки из-под микстуры. Аккуратно засовываешь прутик в горлышко, и бросаешь в ведро с водой. Слышно лёгкое шипение, немного шума-гула. После выливания воды из ведра, на дне лишь мелкий порошок. Никто из экспериментаторов не пострадал. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 28/03/2023
Видео этой 3D модели установки концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов можно посмотреть по ссылке https://www.youtube.com/watch?v=B-1aFs_Q7RY


[ Ответить на это ]


Re: Установка для концентрирования и кондиционирования жидких радиоактивных отходов (Всего: 0)
от Гость на 03/04/2023
Анимацию работы барабана пленочного испарения можно посмотреть по ссылке

https://www.youtube.com/watch?v=ixOCDITfvcc
А анимацицию горизонтального тепло- массобменного насадочногого аппарата по ссылке 
https://www.youtube.com/watch?v=Kh0edUEBQvo



[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.23 секунды
Рейтинг@Mail.ru