proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 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





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. 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

[25/02/2020]     Обращение с реакторным графитом

Возможные решения при выводе из эксплуатации реакторов РБМК

О.В. Бодров, В.Н. Кузнецов, О.Э. Муратов, А.А. Талевлин, Санкт-Петербург – Челябинск – Висагинас

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС связан с необходимостью поиска безопасных технологий: демонтажа, дезактивации, разукрупнения, утили­зации и долговременной изоляции радиоактивных материалов, которые возникли в процессе эксплуа­тации.



Радиоактивный изотоп углерода 14С, возникший при эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР), требует особенно тщательного подхода в выборе технологии долговременной изоляции от живой природы. Он является долгоживущим и биологиче­ски значимым радионуклидом, а это значит, что тех­нологии его перевода в безопасное состояние или долговременную изоляцию должна отвечать крите­риям экологической, социальной, экономической и нравственной приемлемости.

 

История уран-графитовых реакторов

Использование ядерной энергии началось с уран-графитового реактора (УГР) СР-1, который был по­строен в 1942 г. под трибунами стадиона Чикаг­ского университета. С тех пор было разработано множество конструкций реактора с графитовым за­медлителем. Большинство из них – энергетические, исследовательские реакторы для испытаний матери­алов, исследований радиационной стойкости, созда­ния и испытания аппаратуры и оборудования и пр. Значительная часть УГР была специально разра­ботана для наработки оружейного плутония.

Всего в мире было построено 123 УГР:

- реакторы для наработки плутония с воздушным охлаждением: X-10 (Национальная лаборатория OakRidge, США), Windscale Pile (Великобритания) и G1 (Marcoule, Франция) и др.;

- легководные реакторы с графитовым замедли­телем: B, D, F (Хэнфорд США) и российские про­мышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) АДЭ, ЭИ и др. для наработки плутония, а также энергетические реакторы АМБ, ЭГП в России и РБМК в России, Украине и Литве;

- реакторы, охлаждаемые углекислым газом: бри­танские Magnox и AGR, французские UNGG;

- высокотемпературные реакторы с гелиевым ох­лаждением Dragon (Великобритания), THTR (Гер­мания), PeachBottom (США);

- новые разработ­ки УГР ведутся: в Японии (HTTR), Китае (ТRIS-10) и ЮАР (PMBR);

- продолжают экс­плуатироваться в режиме генерации энергии 10 реакторов РБМК-1000 и 3 реактора ЭГП-6 в РФ, 14 реакторов AGR в Великобритании, 4 реактора в Китае и исследовательский реактор UNGG в Бельгии.

Японский высокотемпературный газоохлажда­емый реактор в исследовательском центре Оараи, введенный в эксплуатацию в 1998 г. и остановленный после Фукусимской аварии, проходит обследования для проверки соответствия постфукусимским стан­дартам в области безопасности, его дальнейшая судьба не решена.

Подавляющее большинство УГР, в том числе все промышленные реакто­ры для наработки оружейного плутония (кроме КНДР) остановле­ны и подлежат выводу из эксплуатации.

Таблица 1. Уран-графитовые реакторы в мире

*Реактор HTGR после аварии на АЭС Фукусима был остановлен, начаты работы по обновлению его лицензии для соответствия «постфукусимским стандартам» в области безопасности;

** Количество оставшегося графита в четвертом энергоблоке не определено.

Основная проблема вывода из эксплуатации ядерных установок с УГР связана с необходимостью выбора оптимальных методов обращения с больши­ми объемами отработавшего графита, который зани­мает особое место при обращении с накопленными радиоактивными отходами (РАО). Весь отработавший облученный и радиоактивно-загрязненный графит, получаемый в результате демонтажа УГР, можно раз­делить на две основные группы:

- конструкционный графит, из которого выполне­на кладка реактора;

- графит, образующийся в ходе ремонтов и ликви­дации инцидентов и аварий на реакторах.

Удельная активность реакторного графита явля­ется величиной прогнозируемой и составляет, в зави­симости от срока эксплуатации реактора, от 1,1×1011 Бк/т до 3,7×1012 Бк/т по 14C. Активность извлекаемого при ремонтах графита предопределить невозможно в связи с неоднородностью распределения просы­пей ядерного топлива в реакторном пространстве.

Общая активность графита разделяется на два типа: внутренняя и внешняя. Внутренняя активность складывается из нескольких составляющих:

- радиоактивность технологических примесей,

- накопление в графите 14C, удельная актив­ность которого растет с дозой. Для ресурсных флю­енсов кладки реакторов РБМК-1000 (~2×1022 н/см2) удельная активность14C может достигать 3,7×109 Бк/кг.

К внешним загрязнениям графита относятся про­сыпи продуктов деления и фрагментов ядерного топлива, образующиеся в результате различных ин­цидентов или аварий. Мощность дозы γ-излучения от реакторного графита таких загрязненных блоков на расстоянии 0,5 м может достигать 600 мкЗв/с. По мере удаления от центра локализации такого инци­дента радиоактивность блоков графитовой кладки значительно снижается.

После длительного облучения в реакторе графит не приобретает никаких свойств, которые могли бы ему создать область полезного применения. Учиты­вая удельную активность облученного графита (~1 ГБк/кг), его относят к категории твёрдых РАО средне­го или высокого уровня активности. Кроме того облученный реакторный графит об­ладает следующими специфическими свойствами:

- уникальностью кристаллической структуры и пористостью, которые определяют его физиче­ские свойства и поведение после нейтронного облучения;

- незаменимостью графитовой кладки в течение всего срока эксплуатации активной зоны УГР, и, как следствие, наибольшим из всех РАО набран­ным флюенсом нейтронов;

- неравномерностью как по величине, так и изо­топному составу загрязнения кладки и отдель­ных графитовых деталей;

- загрязненностью кладки долгоживущими био­логически значимыми радионуклидами 90Sr и 137Сs, которые химически более активны и могут замещать в живых организмах стабильные изо­топы 40Ca, 39К, создавая тем самым дополнитель­ное внутреннее облучение;

- дополнительным вкладом в активность графита таких радионуклидов, как 152Eu, 154Eu, 239Pu и др., возникшим в результате аварий и попадания в него фрагментов ядерного топлива;

- пожароопасностью графита и взрывоопасно­стью графитовой пыли;

- высокой удельной теплотой сгорания (~8 ккал/г) и температурой воспламенения ~700°С;

- наличием накопленной «энергии Вигнера», об­разующейся при облучении нейтронами кри­сталлической решетки, которая деформирует­ся, приобретая более высокую потенциальную энергию. Количество накопленной энергии за­висит от потока нейтронов, времени облучения и температуры и может достигать ~2.700 Дж/г, что при одновременном высвобождении теоре­тически может привести к повышению темпера­туры ~ на 1 500°;

- выделением из кладки радиоактивных и токсич­ных газов, таких как 36Cl, 3H.

Вышеперечисленные свойства ОРГ требуют при выводе из эксплуатации комплексного планирова­ния и реализации нескольких взаимосвязанных опе­раций для надежной изоляции от живых систем.

Существует два основных варианта обращения с ОРГ, при реализации которых необходимо учитывать данные свойства этих РАО:

- упаковка некондиционированного ОРГ в кон­тейнеры с последующим захоронением;

- кондиционирование ОРГ (сжигание, включение в инертную матрицу и т.п.) с раздельным удале­нием и последующей утилизацией/захоронени­ем всех полученных фракций РАО.

В настоящее время суммарное количество нако­пленного ОРГ в мире ~260 тыс. т (рис.1). Поэтому про­блема эффективной экологически безопасной ути­лизации облученного реакторного графита является общемировой.

Рис.1. Массы накопленного радиоактивного графита в разных странах при работе УГРов [Павлюк А.О. выставка «АтомЭко 2017», М. Ноябрь, 2017, http:// www.atomeco.org/mediafiles/u/files/2017/materials/06_ATOMEKO_Pavlyuk_A.O..pdf]

В различных странах изучались варианты обра­щения с ОРГ. Общепринятого подхода к безопасной разборке кладки, ее кондициониро­ванию и захоронению пока не найдено. Только у Франции имеются конкретные планы по захоронению графитовых отходов. В Великобритании и во Франции продолжаются исследования, направленные на изучение поведе­ния, локализации и механизмов высвобождения клю­чевых радионуклидов в облученном графите, а также на минимизацию объемов ОРГ для окончательной изоляции.

Планы по обращению с графитовыми отходами во Франции были четко определены законом, принятым в 2006 г., который устанавливает целевые сроки для процесса окончательной изоляции.

Стратегия захоронения, одобренная регулирующим органом, заключается в захоронении графитовых отходов в приповерхностном хранили­ще в глинах. Основным критерием этого варианта является экономия затрат, которые оцениваются на порядок ниже, чем в глубокой геологической форма­ции.

В Великобритании большая часть ОРГ находится в действующих или остановлен­ных реакторах АЭС. Эталонная стратегия захоро­нения облученного графита заключается в его раз­мещении в защитных контейнерах в геологическом хранилище. Представлены два проекта вывода из эксплуатации УГР - исследовательского реактора GLEEP и реактора WindscalePile.

 

Роль МАГАТЭ в решении проблемы утилизации реакторного графита

В материалах МАГАТЭ 2010 г., посвященных прогрессу в изучении методов решения проблемы реакторного графита, рассмотрены достоинства и недостатки немедленного вывода УГР из эксплуата­ции. Отмечено, что стратегия вывода из эксплуата­ции определяется исходя из затрат, долгосрочных и краткосрочных. При этом говорится, что скорейший вывод из эксплуатации является ключевым факто­ром, способствующим восстановлению обществен­ного доверия. Поэтому техническое сообщество должно предложить технологические средства для достижения скорейшего и безопасного вывода из эксплуатации.

В 2016 г. МАГАТЭ признало потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и окончательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов. Была под­держана идея создания в Российской Федерации международного центра по отработке безопасных технологий по обращению ОРГ. Такой центр был создан на базе Томского «Опыт­но-демонстрационного центра вывода из эксплу­атации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР). В этом проекте GRAPA (Irradiated GRAphite Processing Approaches) участвуют также Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Целью проекта стало решение широкого круга задач, включая определение свойств графитовых РАО, разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработку, временное хра­нение и захоронение. Это достигается за счет обобщения опыта, полученного разными странами и выполнения НИОКР.

Одним из результатов работы по проекту GRAPA стал отказ от дорогостоящих и неэффективных мето­дов, таких как метод демонтажа графито­вой кладки под водой, принятый ранее во Франции. Существенной особенностью проекта GRAPA яв­ляется нацеленность на технологии полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений и их дальнейшей реализации.

За три года ОДЦ УГР значительно продвинулся в области разработ­ки безопасных технологий демонтажа графитовых кладок и апробации методов характеризации, переработки, дезактивации графита, и «захоронения на месте» уран-графитовых реакторов. Из-за высоких уровней радиоактивности разбор­ка графитовой кладки не может выполняться челове­ком, это должны делать роботы, которые необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потре­буется проектирование и строительство полномас­штабного тренажера с разработкой компьютерных программ и обучением роботизиро­ванного комплекса и операторов.

Учитывая полученные результаты и наличие сформированной команды специалистов, МАГАТЭ планирует продолжить реализацию проектов, направлен­ных на решение проблемы графитовых РАО.

 

Правовой режим обращения с облученным графитом в Российской Федерации

Исходя из норм действующего законодательства облученный графит выводимых из эксплуатации бло­ков АЭС (РБМК-1000) является разновидностью ради­оактивных отходов, так как дальнейшее использования графита не предусмотрено.

В законодательстве Российской Федерации поря­док обращения с радиоактивными отходами регули­руется двумя основными федеральными законами:

- «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ

- «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодатель­ные акты Российской Федерации» №190-ФЗ.

Кроме этого, к нормативным источникам, содер­жащим правовые нормы в сфере вывода из эксплуа­тации ядерных установок и пунктов хранения, можно отнести следующие международные конвенции и фе­деральные законы:

- Конвенцию о ядерной безопасности (Вена 1994);

- Объединенную конвенцию о безопасности об­ращения с отработавшим топливом и о безопас­ности обращения с радиоактивными отходами (Вена 1997);

- ФЗ «О радиационной безопасности населе­ния» №3-ФЗ;

- ФЗ «Об охране окружающей среды» N7-ФЗ;

- ФЗ «Об экологической экспертизе» N174-ФЗ;

- ФЗ «Об электроэнергетике» N35-ФЗ;

Постановления Правительства Российской Феде­рации:

- «О федеральных органах исполнительной вла­сти, осуществляющих государственное управ­ление использованием атомной энергии и госу­дарственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии»;

- «О лицензировании деятельности в области ис­пользования атомной энергии»;

- «Об утверждении положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и пе­речня федеральных норм и правил в области использования атомной энергии».

Кроме того существуют феде­ральные нормы и правила в области использования атомной энергии и санитарные правила в области обеспечения радиационной безопасности, разрабо­танные надзорными органами. На сегодняшний день разработаны Правила безопасного вывода из эксплуатации ядерных уста­новок ядерного топливного цикла (НП-057-04), ядер­ных энергетических установок судов (НП-037-02), исследовательских ядерных установок (НП-028-01), промышленных реакторов (НП-007-98) и др.

Правила вывода из эксплуатации таких ядерных установок и пунктов хранения закреплены в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (НП-001-15) и Правилах обеспече­ния безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции (НП-012-16, утв. Приказом Ростех­надзора от 10.01.2017 № 5).

Кроме этого содержание программы по выводу из эксплуатации блока атомной станции содержится в Руководстве по безопасности РБ-013-2000 «Требо­вания к содержанию программы вывода из эксплуа­тации блока атомной станции» (утв. постановлением Госатомнадзора РФ от 4 ноября 2000 г. № 13).

Исходя из нормативных документов, под выводом из эксплуатации ядерной установки признается дея­тельность, осуществляемая после удаления ядерно­го топлива и ядерных материалов с блока атомной станции (АС), направленная на достижение задан­ного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персо­нала), населения и окружающей среды.

Правила (НП-012-16) устанавливают, что на всех этапах жизненного цикла блока АС, предшествующих его выводу из эксплуатации, эксплуатирующей ор­ганизацией должно осуществляться планирование вывода из эксплуатации блока АС путем разработки концепции вывода из эксплуатации блока АС и ее по­следующего пересмотра (уточнения). Данными пра­вилами также установлена норма о необходимости разработки Концепции вывода для всех энергобло­ков в течение двух лет после вступлений в силу этих правил, то есть не позднее 22.02.2019 г.

На сегодняшний день нормативно закреплено два сценария вывода из эксплуатации АС:

- ликвидация блока АС,

- захоронение блока АС.

Варианты ликвидации блока могут быть реали­зованы двумя альтернативными способами: - «не­медленная ликвидация блока атомной станции»,

- «отложенная ликвидация блока атомной станции».

Ликвидация блока АС - вариант вывода из экс­плуатации блока АС, предусматривающий:

 - дезактива­цию загрязненных радионуклидами зданий, соору­жений, систем и элементов блока АС до приемлемого уровня в соответствии с действующими нормами ра­диационной безопасности и (или) их демонтаж,

- об­ращение с образующимися РАО и другими опасными отходами,

- подготовку площадки выводимого из эксплуатации блока АС для дальнейшего ограниченного или неограниченного использования.

Немедленная ликвидация блока АС - способ реализации варианта «Ликвидация блока АС», при котором работы по демонтажу или дезактивации зда­ний, сооружений, систем и элементов блока АС начи­наются непосредственно после прекращения экс­плуатации блока АС. Например, «Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с РБМК-1000» предусматривает вариант «немедленная ликвидация».

Отложенная ликвидация блока АС - способ ре­ализации варианта «Ликвидация блока АС», при кото­ром работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов блока АС начина­ются после их безопасного сохранения на площадке выводимого из эксплуатации блока АС в течение дли­тельного времени до тех пор, пока содержание в них радиоактивных веществ в результате естественного распада не снизится до заданных уровней.

Захоронение блока АС - вариант вывода из экс­плуатации блока АС, предусматривающий создание на площадке АС системы захоронения РАО.

Исходя из утвержденной в Российской Федера­ции классификации РАО (утв. Постановлением Пра­вительства РФ от 19.10. 2012 г. №1069), все радиоактивные отходы помимо агрегатного состоя­ния и других критериев по опасности разделены на 6 классов. Данная классификация применима только к удаляемым РАО.

В соответствии с «Критериями отнесения радио­активных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам» (утв. Поста­новлением Правительства РФ от 19.10. 2012 г. № 1069) облученный графит энергоблоков АС не может быть отнесен к «особым РАО» и является «уда­ляемыми РАО». Исходя из утвержденной класси­фикации, большая часть облученного графита явля­ются РАО второго класса. По действующему законодательству РАО второго класса необходимо хоро­нить в ПГЗРО.  Однако таких пунктов пока не создано.

 

Природные и антропогенные механизмы образования 14С

Углерод является структурной основой живых ор­ганизмов, экосистем и участвует в круговороте этого элемента в биосфере. В природе присутствуют в ос­новном два стабильных изотопа: 12С (98,892%) и 13С (1,108 %). Из четырех радиоактивных изотопов (10С, 11С, 14С и 15С) только долгоживущий 14С (Т1/2=5.730 лет) пред­ставляет экологическую опасность, включаясь в кру­говорот углерода биосферы. Остальные, имея периоды полураспада от 2,45 сек. (15С) до 20.33 ми­н. (11С), экологически не значимы.

Содержание 14С в природе составляет 10-10 %. Это чистый низкоэнергетический бета-излучатель с мак­симальной энергией частиц 156 кэВ. 14С образуется в естественных и в искусственных условиях в результате нескольких ядерных реакций с участием тепловых нейтронов.

 

Природные механизмы образования 14С

14C постоянно образуется в нижних слоях стратос­феры в результате воздействия вторичных нейтро­нов космического излучения на ядра атмосферного азота. Образование 14С происходит по реакции захвата нейтронов ядром азота,  с последующим испу­сканием протона: 14N (n, p) 14C.

Существуют и другие реакции, создающие в атмосфере космогенный углерод-14, в частности при столкновении нейтронов с ядрами менее рас­пространенного стабильного изотопа 13C, при котором происходит испускание гамма-кванта: 13C(n,γ)14C, а также когда происходит захват нейтро­на ядром атома кислорода и испускание альфа-частицы 17О(n,α)14C. Однако скорость образования по двум последним реакциям многократно ниже из-за меньшей распространенности исходных нуклидов и меньших сечений реакции взаимодействия нейтро­нов с атомами.

Планетарная экосистема с определенным соот­ношением между стабильными и радиоактивными изотопами углерода сформировалась в результате эволюционного процесса в течение миллионов лет. Поэтому революционное изменение (повышение) концентрации антропогенного 14С в природной среде в течение всего нескольких десятилетий — ядерные взрывы и выбросы-сбросы предприятий ядерной энергетики представляют большую экологическую и гигиеническую проблемы.

Скорость образования 14С составляет по разным данным от 1 до 1.5 ПБк/год,  по массе от 8 до 12 кг/год. Среднее содержание природного радионуклида в атмосфере и биосфере остается постоянным: 227 ± 1 Бк/кг углерода.

Общее количество космогенного 14С в биосфере оценивается 8,5 ЭБк. При этом в стратосфере нахо­дится 0,3%, тропосфере - 1,6%, на поверхности Зем­ли - 4%, в верхних перемешивающихся слоях океана - 2,2%, в глубинных слоях океана – 92%, в донных океанических отложениях - 0,4%.

 

Антропогенные механизмы образования 14С

Образование 14С при взрывах

Антропогенный 14С образуется, в основном, по­добно природному, то есть нейтроны (возникающие в большом количестве при взрыве ядерных бомб) по­глощаются ядрами 14N в атмосфере. Количество ну­клидов зависит от типа бомбы (атомная или термоя­дерная), ее конструкции (используемые материалы) и мощности (плотность потока нейтронов). Величина выхода 14С при взрывах по реакции синтеза (водород­ной бомбы) принята равной 0,65 ПБк/Мт, по реакции деления (атомной бомбы) — почти в пять раз меньше (0,12 ПБк/Мт).

16 июля 1945 г. Соединёнными Штатами было проведено первое ядерное испытание в штате Нью-Мексико, на полигоне Аламогордо. Заряд был приблизительно равен 20 килотоннам в тротиловом эквиваленте. С момента взрыва первой атомной бомбы в 1945 г. до всту­пления в силу договора о запрете испытаний ядерно­го оружия в трех средах в 1980 г. было проведено 423 испытания ядерного оружия в атмосфере, образовалось 249,2 ПБк 14С. Всего в мире в трех средах (в атмосфере, под водой и под зем­лей) было проведе­но более 2000 ядерных испытаний.

Максимальная концентрация 14С была зафиксиро­вана в атмосфере в 1963-1964 гг. Она превышала фоновый уровень в 2 раза. К 1978 г. концентрация «бомбового» 14С превышала фоновый уровень в среднем на 30%. Максимум превышения отмечен в районе 30о север­ной и южной широт и минимум в тропиках.

Значительный выброс 14С произошел во время ава­рии на Чернобыльской АЭС, когда в результате взры­ва, по оценкам экспертов, на крыши соседних зданий могло быть выброшено до 300 т реакторного гра­фита, а затем в течение 10 дней продолжалось горение оставшихся 1.500 т реакторного графита. В результа­те горения в биосферу поступил 14С в виде 14СО2 и 14СО.

Образование 14С при эксплуата­ции ядерных реакторов

Этот нуклид образуется в активной зоне атом­ных реакторов любого типа, где существуют мощ­ные потоки нейтронов, которые взаимодействуют с материалами конструкций реактора, с веществом теплоносителя, замедлителя,  системы охлаждения за­медлителя, топлива и имеющимися в них примесями.

В действующих АЭС на территории бывшего СССР (России, Украине, Литве)  используются, в основном, корпусные водо-водяные двухконтурные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200), уран-графитовые одноконтурные реакторы (АМБ-100, АМБ-200, ЭГП-6, РБМК-1000 и РБМК-1500) и реакторы на быстрых ней­тронах (БН-350 и БН-600, БН-800). Первая и вторая группа реакторов аналогичны соответствующим ти­пам зарубежных реакторов (PWR и LWGR) по скоро­сти генерации 14С и его выходу в окружающую среду.

Три реактора РБМК-1000 на Украине и два РБМК-1500 в Литве остановлены и освобождены от ядерно­го топлива. На них выполняются работы по подготов­ке к демонтажу. В России продолжают эксплуатироваться 11 ре­акторов РБМК-1000 и 4 реактора ЭГП-6. Из них один реактор РБМК-1000 и один реактор ЭГП-6 эксплуатируются без генерации энергии. Они окончательно остановлены, ожи­дают выгрузки ядерного топлива и вывода из эксплу­атации.

Отличительная особенность реакторов РБМК — наличие в активной зоне большого количества графитового замедлителя, охлаждаемого потоком азотно-гелиевой смеси. Наличие азота приводит к значительной скорости генерации 14С – 2-3 ТБк/ (ГВтэ/ год) по реакции 14N(n,p)14C, что примерно на порядок больше, чем в реакторах ВВЭР.

В самой графитовой кладке реактора РБМК тоже генерируется радиоуглерод в результате реакции 13C(n,γ)14С, но скорость образования по этой реакции на 5 порядков ниже из-за малой концентрации 13С и меньшего сечения этой ре­акции. Образование радиоуглерода происхо­дит и в результате реакций 15N(n,α)14C, 17O(n,α)14C, а так­же 16O(p,3p)14C. Но эти скорости также незначительны из-за низких концентраций изотопов и небольшого сечения взаимодействия этих реакций с нейтронами.

Образование 14С в УГР в значительной степени за­висит от рабочего тела, охлаждающего графитовую кладку. Так, удельная активность 14С в ПУГРах СХК, продуваемых азотом, в 8-10 раз выше, чем в реак­торах AGR, продуваемых углекислым газом. Кроме описанных реакций образования ра­диоуглерода, происходит активация различных при­месей в графитовой кладке, элементах конструкции реактора и ядерном топливе. Еще один механизм загрязнения графитовой кладки – прямой контакт с другими частями активной зоны реактора.

Радиоуглерод 14С образуется и в ядерном топли­ве. Скорость его образования зависит, главным обра­зом, от концентрации примесей азота в ядерном топливе. При обычном его содержании (0,001-0,002%) скорость образования 14С составляет 0,4-2,5 ТБк/ (ГВт×год), в воде теплоносителя-замедлителя 14С нахо­дится в пределах 0,2-0,5 ТБк/(ГВтэ×год). Наиболее высокие нормализованные выбросы 14С - от 10 до 17 ТБк/(ГВт×год) отмечаются у реакторов на тяжелой воде (PHWR, CANDU).

Обобщая вышеизложенное, можно сказать, что радиоактивность облученного графита в УГР обу­словлена следующими процессами:

- активацией примесей в графите (доминирую­щие нуклиды 3Н, 14С, 60Со, 36Сl);

- загрязнением поверхностей графитовых изде­лий продуктами активации, например 14С из про­дувочного азота и контактами с другими загряз­нёнными 60Со, 55Fe и 3Н деталями реактора;

- загрязнением поверхностей графитовых изде­лий ядерными материалами и продуктами деле­ния топлива в результате инцидентов с просыпя­ми топлива и др.

Образование 14С при перера­ботке ОЯТ ядерных реакторов

Радиоуглерод 14С является одним из компонентов в выбросах предприятий по регенерации ядерного топлива. По существующей оценке, в отработавших ТВЭЛах содержится до 66% 14С, образовавшегося в результате нейтронной активации примесей топлива и теплоносителя. При переработке ТВЭЛов максимальное выделе­ние 14С происходит в первые 12 часов после их рас­творения. При переработке твэлов массой 1.500 т/год выбросы 14С составляют 18,5 ТБк/год. Завод по переработке твэлов легководных реак­торов вырабатывает 14С в объеме 0,46 ГБк/(МВт×год), а твэлов высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением - 2,5 ГБк/(МВт×год).

Предполагалось, что к 2000 г. концентрация 14С удвоится, причем соотношение радиоактивного углерода к стабильному 14С/12С уменьшится за счет более высоких скоростей образования стабильного изотопа при сжигании ископаемых углеводородов. Таким образом, ежегодный мировой рост сжига­ния ископаемых углеводородов нивелирует негатив­ные последствия от выброса радиоуглерода 14С атомной промышленно­стью и его включение в биологические системы и генетические молекулы. Вместе с тем рост выбросов 14С и 12С в атмосферу в виде СО2 способствует повы­шению средней температуры на планете и подрыву механизмов воспроизводства привычной среды оби­тания.

 

Влияние радиоуглерода 14С на живые организмы

Несмотря на чрезвычайно низкое содержание радиоуглерода 14С в биосфере (доля радиоактивного углерода при естественном уровне радиации соот­ветствует примерно одному атому на триллион (1012) атомов всего углерода), увеличение его концентра­ции может иметь существенные негативные последствия.

Участвуя в обменных процессах вместе со ста­бильным углеродом, 14С проникает во все органы, ткани и молекулярные структуры живых организмов. Воздействие радиоуглерода на ДНК и РНК биоло­гических объектов связано с действием бета-частиц и ядер отдачи азота, возникающих в результате рас­пада по схеме 14С->14N. Явление радиоактивной отда­чи связано с тем, что, выбрасывая альфа-частицу, сам атом отскакивает в обратном направлении, сталкива­ясь с встречающимися на пути молекулами и выби­вая из них электроны.

Кроме того, повреждающее действие связано с изменением химического состава молекул за счет превращения атома углерода в атом азота. Подобные превращения в генетических структурах клетки при­нято называть трансмутациями, а вызванные ими ге­нетические эффекты – трансмутационными. В организме человека ежегодно происходит около 4 млрд трансмутационных эффектов, связанных с 14С (сотни ежесекундно). При этом считается, что подобные повреждения ДНК с трудом или вовсе не восстанавливаются систе­мой клеточной репарации и являются необратимыми.

Повреждения ДНК, вызванные ядерными превращениями 14С->14N, могут инициировать потерю генетической информации со ско­ростью ядерного распада радиоуглерода, являясь ничем иным, как ядерно-биологическими часами, от­меряющими продолжительность жизни.

Факт высокой генетической значимости транс­мутационного превращения 14С, включенного в мо­лекулы ДНК, теоретически обоснован и эксперимен­тально доказан. Эффект проявляется и в области малых доз, близких к уровню доз от естественного радиационного фона.

Вариации концентрации радиоактивного углеро­да в атмосфере в последние столетия показали, что доминирует всплеск в период 1945-1963 гг., вы­званный испытаниями ядерного оружия. После принятия моратория на взрывы ядерных устройств в атмосфере пошел спад концентрации, продолжающийся до настоящего вре­мени.

Реакция мужской и женской смертности показала, что последствия всплеска концентрации 14С достига­ют своего максимума для мужского населения через 6-7 лет, а женского - через 25 лет. Очевиден идентичный профиль параболических кривых, что дополнительно указывает на общую причину повышенной смертности мужчин и женщин в соответствующий исторический период, несмотря на различие в координатах максимума.

Надежная изоляция реакторного графита от биосферы при выводе из эксплуатации УГР является важным критерием безопасности и успешности вывода из эксплуатации всех реакторов этого типа, в том числе РБМК.

 

Стратегии обращения с уран-графитовыми реакторами после их окончательной остановки

Проектирование выводимых в настоящее время УГР проходило в СССР в 1960-е гг. без концептуальных проработок пла­нов их будущего вывода из эксплуатации, демонтажа и долговременного решения проблем обращения с РАО, в том числе облученного реакторного графита.

Долговременна­я стратегия по безопасному обращению с РАО и ОЯТ сложнее, чем это казалось ранее. И эта пробле­ма имеет не только технологическое, но и социально экологическое, экономическое и нравственное из­мерение. Универсальное решение пока не найдено, поэтому «отложенный вариант» является самой распро­страненной стратегией.

Существуют три варианта концепций прекраще­ния эксплуатации энергоблоков АЭС: «консервация», «захоронение» и «ликвидация», которые соответству­ют трем стадиям по классификации МАГАТЭ: «сохра­нение под наблюдением», «ограниченное использование площадки», «неограниченное использование площадки». В США эти три способа именуются как «безопасное хранение», «захоронение на месте» и «удаление». Рассмотрим варианты стратегий обра­щения, которые предлагаются на текущий момент.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «захоронение на месте»

Специфика такого решения вы­вода из эксплуатации уран-графитовых реакторов вызвана тем, что реактор эксплуа­тировался под землей на глубине 20 м. Кроме того, графитовая кладка реактора загрязнена тран­сурановыми радионуклидами, попавшими туда в результате аварий, связанных с разрушением оболочек твэлов и технологических каналов. Было принято решение о том, что этот объект мо­жет быть отнесен к категории «особых РАО» и выводиться в соот­ветствии с “Концепцией вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте”, утвержденной 28.12.09.

Это стало первым опытом вывода из эксплуата­ции по сценарию «захоронение на месте» реактора ПУГР ЭИ-2, проработавшего 32 года в ЗАТО Северск Томской области. Данный двухцелевой реактор исполь­зовался для наработки плутония и для централизо­ванного отопления города с населением 100 тыс. человек. Проект был  реализован в 2011-2015 гг. После удаления ОЯТ и приведения реактора в ядерно-безопасное состояние были проведены сле­дующие мероприятия:

- демонтировано все неактивное оборудование;

- нижняя часть реактора забетонирована гидро­изоляционным бетоном, что обеспечило допол­нительное укрепление основных несущих кон­струкций;

- боковые металлоконструкции заполнены бето­ном;

- с помощью специально разработанного изоля­ционного материала на основе композиции глин и минералов месторождений сибирского регио­на была изолирована графитовая кладка, распо­ложенная на 20 м ниже уровня земли;

- изоляционным материалом заполнены все прое­мы в бетонной шахте реактора и полости реакторного пространства;

- верхняя часть реактора закрыта с помощью же­лезобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны и герметизирована изоляционным материалом;

- дезактивированы все помещения и демонтиро­вано здание над реактором;

- РАО от демонтажа и дезактивации строительных конструкций подготовлены к захоронению.

Толщина барьера над кладкой - 5 м, под ней - 6 м, по периметру – 12 м.

Всего в пределах шахты реактора использовано 4,5 тыс. м3 глиняных смесей, за пределами шахты ре­актора - 36,6 тыс. м3;

На поверхности земли создан барьер из природ­ных материалов (глина, песок, щебень). Объем мате­риала для сооружения барьера на поверхности – 86 тыс. м3;

Сооруженный объект имеет статус пункта кон­сервации особых радиоактивных отходов (ПКОРАО). Предусмотрен длительный мониторинг, впослед­ствии – перевод в ПЗРО.

Преимущества способа «захоронения на месте»:

- отсутствие необходимости изъятия высокоак­тивных РАО для последующей упаковки, транс­портировки и захоронения;

- относительная дешевизна из-за отсутствия не­обходимости разукрупнения фрагментов реак­тора и последующего раздельного захоронения РАО в зависимости от класса опасности;

- относительно низкие дозовые нагрузки на пер­сонал в сравнении с вариантами разукрупнения и транспортировки фрагментов реактора.

Недостатки способа «захоронения на месте»:

- сложности изъятия и перезахоронения объекта в случае нарушения барьеров безопасности;

- близость грунтовых вод, опасность выщелачива­ния и опасность поступления 14С в водные гори­зонты питьевого водоснабжения.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «зеленый курган»

Концепция «зеленый курган» по выводу из экс­плуатации АЭС разработана и запатентована АО «НИКИМТ». Рассмотрим возможности её реализации для выво­да из эксплуатации двух уран-графитовых реакторов Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500 мощно­стью по 1.500 МВт каждый.

Осложняющим обстоятельством при выводе из экс­плуатации энергоблоков с реакторами РБМК является боль­шая масса облученного графита в каждом реакторе (1.800 т), содержащего помимо биологически значи­мого 14С значительные загрязнения трансурановыми элементами.

Учитывая высокую удельную активность 0,3-1,0 ГБк/кг графитовой кладки, в том числе ~130 МБк/кг по изотопу 14С, заслуживает внимания рассмотрение концепции «зеленый курган», которая не требует работ по демонтажу верхней биологической защиты (стального барабана высотой 3.0 м, заполненного уральским щебнем). Не потребуется доступ к графитовой кладке, ее разбор­ка, сортировка графитовых блоков по уровню актив­ности, их загрузка в контейнеры и транспортировка для кондиционирования и захоронения.

Можно ожидать, что стоимость реализации кон­цепции «зеленый курган» для Игналинской АЭС будет существенно менее затратной, чем альтернативный вариант глубинного захоронения, который необходимо ре­ализовать в геологически приемлемом месте. Вариант «зеленого кургана» в виде подземного захоронения на месте реализован на Сибирском химическом ком­бинате в ЗАТО Северск Томской области для двухцелевого ПУГР. Вариант «захоронение на месте» предусмотрен также для реакторов АДЭ, АДЭ-2 и АДЭ-3, размещен­ных в подземном пространстве на глубине 250 м на ГХК в ЗАТО Железно­горск Красноярского края.

В отличие от РБМК России и Украины графитовые кладки реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС располо­жены на 6,0 м выше рельефа местности на отметке +8,4 м на многокилометровой плите из кембрий­ской глины. Такое размещение реактора позволяет рассмотреть концепцию захоронения реакторов Игналинской АЭС на месте, по запатентованной НИ­КИМТом технологии «зеленый курган». При этом ве­роятность выщелачивания радионуклидов в «зеле­ном кургане» грунтовыми водами на высоте третьего этажа жилого дома в ближайшие столетия маловеро­ятна.

Использование специально разработанного кон­серванта «F» [М.А. Туктарови др., 2016 http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585] для защиты графита и металлокон­струкций от контакта с кислородом, является важным аргументом в пользу принятия концепции «зеленого кургана».

Дополнительным фактором в пользу этого вари­анта захоронения является наличие в изобилии под­ходящих глин и кварцевого песка в районе располо­жения Игналинской АЭС.

Заливка консервантом «F» полостей реактора и его металлоконструкций, обеспечит защиту металла от коррозии и изоляцию радионуклидов на период до 300 лет, когда распадутся короткоживущие радиону­клиды. В течение этого времени можно рассчитывать на прогресс науки и появление более безопасных технологий утилизации и возможности использова­ния ОРГ в народном хозяйстве. В ближайшие 70-100 лет облученный графит может быть без особых сложностей извлечен из кур­гана и использован.

По существующим оценкам хранение ОРГ на ме­сте в 2-3 раза дешевле, чем «грязная и пыльная» дистанционная его разборка, облучение персонала, по­вышение риска загрязнения природы биологически значимым 14С, а также 36Cl, 3Н и другими радиоактив­ными изотопами. В рамках подготовки энергоблоков РБМК-1500 к захоронению на месте требуется предварительно уменьшить его высоту от отметки +50,0 до +25,2 м (пол реакторного зала). Для этого необходимо предварительно демонтировать шатер-крышу, сталь­ные стеновые колонны с навесными железобетонны­ми панелями. Часть этих железобетонных панелей можно уложить на поверхности пола реакторного зала для защиты от падения летательных аппаратов и других несанкционированных действий сверху.

Преимущества концепции «зеленый кур­ган»:

- не требуется выполнять работы по демонтажу, разукрупнению, дезактивации, транспортиров­ке в хранилища оборудования и металлокон­струкции реактора;

- нет необходимости демонтажа технологических и других каналов реакторов, а также разборки, кондиционированию, упаковки и транспорти­ровки для захоронения в глубинном геологиче­ском хранилище 3.600 т графитовой кладки двух реакторов;

- не требуется строительство дорогостоящего глу­бинного геологического могильника для долго­живущих РАО; все высокоактивные и долгоживу­щие РАО в защитных контейнерах размещаются в освобожденных от ОЯТ приреакторных бассейнах выдержки и других помещениях блоков;

- исключается выполнение работ с взрывоопас­ной графитовой пылью и загрязнение биосферы опасными радионуклидами 14С, 36Cl, 3Н, содержа­щимися в графите, значительно снижаются дозо­вые нагрузки на персонал;

- не потребуется финансирования перечислен­ных выше работ;

- в окрестностях Игналинской АЭС имеются боль­шие залежи кварцевого песка для бесполосного заполнения внутренних помещений блоков с упаковками РАО, а также кембрийских глин для заливки конструкций энергоблоков снаружи и последующей засыпкой грунта с укрепляющей растительностью;

- два зеленых кургана высотой 80.0 м и диаметром в основании 200,0 м на месте двух энергоблоков РБМК-1500 Игналинской АЭС могут стать экологически, экономически и социаль­но-приемлемым решением проблемы вывода из эксплуатации ИАЭС.

Недостатки концепции «зеленый курган»:

- передача ядерного наследия потомкам;

- необходимость физической защиты «зеленых курганов» от несанкционированного доступа, обеспечение комплексного экологического мо­ниторинга в районе их размещения.

Варианты вывода из эксплуатации УГР с демонтажом графитовой кладки

В случае принятия решений выво­да из эксплуатации УГР без «захоронения на месте» или «зеленого кургана», ключевой задачей становит­ся демонтаж и обеспечение эффективных технологий обращения с облученным радиоактивным графитом.

При демонтаже УГР происходит целенаправлен­ное разрушение проектных защитных барьеров без­опасности. В результате возрастают риски выноса за пределы энергоблока радиоактивных веществ в твердом, жидком и газообразном состояниях, а также в виде аэрозолей. При демонтаже необходимо учитывать свойства облученного реакторного графита, которые возникли при длительной эксплуатации реактора.

При ресурсных флюенсах ~2×1022 н/см2 теплопро­водность графита остается на низком уровне, а меха­ническая прочность снижается. Графит химически взаимодействует только с чрезвычайно сильными реагентами, например, с концентрированной азотной кислотой.

Облученный графит удовлетворяет большинству общих требований, предъявляемых к твердым РАО, пригодным для захоронения. Однако, оценка приобретенной активности гра­фитового замедлителя и других графитовых деталей, применяемых в ядерных реакторах, показывает, что облученный графит не может быть принят на захоро­нение без предварительной обработки. Такая обра­ботка перед захоронением должна обеспечивать его изоляцию от экосферы на весь период сохранения им потенциальной опасности - на десятки тысяч лет.

Прямое захоронение графитовых отходов

Выбор стратегии захоронение на месте, захо­ронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) - определяется рядом техни­ко-экономических факторов, в том числе, располо­жением ядерной установки.

Для непосредственного захоронения в ПЗРО рас­сматривались как приповерхностные хранилища, так и глубинные геологические формации. В соответствии классификацией РАО, большая часть облученного графита (графит кладок УГР) относится ко 2 классу РАО, который подлежит захоронению в глубоких геологи­ческих формациях без предварительной выдержки в целях снижения их тепловыделения.

Аварийный графит, содержащий просыпи ОЯТ, неоднороден по своему загрязнению. При сортиров­ке и его выделению в процессе демонтажа графито­вой кладки УГР аварийный графит будет относиться к классу 1 и также подлежит захоронению в глубинных ПГЗРО.

Сменные графитовые изделия подвергались об­лучению в течение значительно меньшего времени (5-15 лет) по сравнению с блоками кладки (~45 лет), поэтому их удельная активность ниже и находится в прямой зависимости от времени облучения.

Применительно к графиту энергетических УГР оцениваемая масса удаляемого графита класса 1 (аварийный графит) составит 1.500 т, класса 2 – 22.000 т (кладка), класса 3 (втулки, кольца и др.) – 7.500 т.

В графитовых кладках в местах локализации ча­стиц облученного топлива в период выдержки до трех лет спектр γ-излучения облученного графита определяется короткоживущими осколками деления 134Cs, 144Ce, 106Ru, 155Eu и др., в последующий период от 3 до 50 лет – радионуклидами 60Co, 137Cs и 155Eu. В этот период высокий уровень гамма-фона реак­торов обусловлен, главным образом, высокоэнерге­тическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60Co (Т 1/2 - 5,27 года).

Согласно расчетным данным НИЦ «Курчатовский институт», мощность дозы от графитового блока по­сле 10 лет выдержки достигнет транспортного крите­рия (рис. 2), то есть ограничения по мощности дозы при перевозке упаковок с графитовыми РАО. Это позво­лит обращаться с графитом более безопасно и менее затратно.

Рис. 2. Мощность эквивалентной дозы излучения от графитово­го блока после 10 лет выдержки достигает допустимого значения для транспортировки

Локальные концепции вывода из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 предусма­тривают варианты демонтажа (немедленного или отложенного) реакторных установок с упаковкой графитовых отходов в контейнеры и их вывозом на захоронение. Для приповерхностного и глубинного захоронения были разработаны специальные контей­неры.

Утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы­

С целью уменьшения объема графитовых отхо­дов для окончательной утилизации рассматривался вариант их сжигания с последующим захоронением золы. Для обычного процесса сжигания было уста­новлено, что соотношение графита к золе составляет ~160, поэтому общий объем РАО, подлежащего захо­ронению, будет значительно меньше по сравнению с исходным облученным графитом, хотя зола будет от­носиться к более высокой категории отходов.

Для горения графита требуется предварительный разогрев всей его массы до температуры не ниже 300°С, а интенсификация горения наступает при 1.200-1.300°С.

Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает следующие проблемы:

- трудность сжигания реакторного графита в свя­зи с его качеством;

- выделение радиоактивных газов, в частности, 14C, 36Cl и остаточного 3H;

- переработка и иммобилизация золы, в которой сконцентрированы радионуклиды;

- необходимость измельчения графита на доста­точно мелкие фрагменты перед сжиганием, исключив при этом выход пыли в окружающую среду.

Для исключения выбросов в окружающую среду остаточных радиоактивных газов система сжигания графита должна быть оборудована эффективной си­стемой фильтрации, состоящей из предварительного фильтра, обратного промывного фильтра и воздуш­ного фильтра высокой эффективности для улавлива­ния всех радиоактивных частиц и аэрозолей.

Утилизация после иммобилиза­ции в инертной матрице

Кроме прямого захоронения облученного гра­фита рассматриваются варианты его иммобилизации в различных инертных матрицах, в качестве которых использовались такие материалы, как: цемент, полимеры, смолы, битум, стекло, керамика. Наиболее детально были изуче­ны цемент и минеральные матрицы.

Цементный раствор готовился из трех частей доменного шлака и одной части портландцемента. Измельченный графит перемешивался с цементным раствором, смесь разливалась в 200-литровые ме­таллические бочки. Для демонстрации приемле­мости компаунда для окончательного захоронения оценивались: механически прочность, сохранность формы, химические свойства, радиационная стой­кость, термическая стабильность и стойкость к уда­ру. Использование цементной матрицы согласуется с критериями приемлемости РАО для захоронения.

Специалистами ГНЦ ФЭИ им. А.И.Лейпунского был предложен интересный метод иммоби­лизации графита, загрязненного ураном и актини­дами. После измельчения графит перемешивается в стехиометрических пропорциях с порошками Al и ок­сидов Y, Ce, Ti. Затем в герметичных стальных контейнерах проводится их вы­сокотемпературный синтез, в процессе которого атомы Y могут быть замещены атомами урана и актинидов. Компаунд, в структуре которого заблокированы 14C и все значимые изотопы, представляет собой стабиль­ный инертный композиционный материал плотностью ~4 г/см3, готовый к захоронению. Эта технология считается экологиче­ски безопасной.

Утилизация после покрытия и пропитки

Целью покрытия и пропитки является иммоби­лизация графитовых отходов и защита их от воз­действия окисляющих газов или влаги. Эпоксидная смола считается лучшим по сравнению с другими ма­териалом, причем отверждение происходит в тече­ние нескольких дней при температуре окружающей среды, что исключает необходимость термообработки. Испытания на прочность при сжатии показали улучшение коэффициента Пуассона примерно в 1,7 раза по сравнению с чистым графитом. Это важный результат, характеризующий снижение риска по­вреждения графита при хранении.

Испытания на выщелачивание показали сниже­ние скорости выщелачивания до двух порядков для основных изотопов. Данный метод способен эффек­тивно иммобилизировать подавляющее большин­ство присутствующих радионуклидов и обеспечить защиту окружающей среды от возможного повреж­дения контейнеров при хранении.

 

Заключение и выводы

При выводе из эксплуатации УГР безопасное об­ращение и долговременная изоляция графита, отра­ботавшего в активной зоне, становится серьезным вызовом.

На сегодняшний день отсутствуют общепризнан­ные в мировой практике решения по обеспечению безопасной изоляции отработавшего реакторного графита на все время, пока он будет представлять опасность - 10 периодов полураспада 14С, то есть 57.300 лет.

Двукратное повышение концентрации экологи­чески и генетически значимого радиоуглерода 14С в атмосфере в период массовых испытаний ядерного и термоядерного оружия к началу 1960-х гг. проде­монстрировало реальность его глобальных негативных последствий для природы и людей, воздействуя на генети­ческий аппарат.

Существуют риски дополнительных локальных загрязнений 14С вблизи действующих АЭС, которые способны привести к негативным последствиям в районе их размещения.

Реактор РБМК-1000 первого энергоблока ЛАЭС стал первым из 11 российских энергоблоков этого типа, на котором будут отрабатываться техно­логии безопасного вывода из эксплуатации, в том числе обращения с 1.798 т облученного реакторного графита, содержащего 14С.

Оператором ЛАЭС принята стратегия немедлен­ного демонтажа, рекомендованная МАГАТЭ, которая обеспечит возможность использование опыта экс­плуатационного персонала станции, экономически более оправдана и соответствует ожиданиям общественности.

Кроме того, принята «дорожная карта» по созда­нию на ЛАЭС опытно-демонстрационного инженер­ного центра (ОДИЦ) по выводу из эксплуатации энер­гоблоков АЭС с реакторами канального типа.

Важно, чтобы при наработке такого опыта по выводу из эксплуатации в условиях повышенных рисков негативного воздействия на среду обитания, учитывались следующие особенности места разме­щения ЛАЭС:

- Балтийское море – среда обитания, находящая­ся под защитой в соответствии с «Конвенцией по защите мор­ской среды района Балтийского моря» 1992 г. (Хельсинкской конвенцией);

- Финский залив – водоем высшей рыбохозяй­ственной категории;

- в радиусе 1 км от выводимой из эксплуатации ЛАЭС работают более 8.000 человек;

- в районе сосновоборского ядерного кластера и в г. Сосновый Бор обнаружено генотоксическое воздействие, в результате которого семена сосен имеют тяжелые цитогенетические повреждения, процент этих статисти­чески значимых результатов в районе ЛАЭС в 3 раза, а в г. Сосновый Бор в 2 раза выше, чем в контрольной точке отбора семян сосен в райо­не пос. Большая Ижора (30 км от ЛАЭС в сторону Санкт-Петербурга).

Решения, принимаемые при выводе из эксплуатации ЛАЭС, могут затраги­вать социальные, экологические, экономические и нравственные интересы различных сторон и буду­щих поколений. Это необходимо учитывать при работе Опытно-демонстрационного инженерного центра, который создается на базе ЛАЭС.

Принципиально важно, чтобы такой ОДЦ аккуму­лировал не только технологический опыт вывода из эксплуатации, обращения с реакторным графитом, но и опыт взаимодействия со всеми заинтересован­ными сторонами: властями всех уровней, органами местного самоуправления, независимыми эксперта­ми, экологами, а также заинтересованной общественностью.

 

Полную версию доклада см. на http://decommission.ru/2019/12/27/doklad_grafit/

 

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


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.72
Ответов: 25


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 45 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2020
Кириенко, Лихачеву, Комарову -  каждому по отдельному  экземпляру.


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Неужели они могут что-то понять? Это невозможно. Так что посылка им этой статьи - напрасный труд


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Обязательно пошлем Кириенко и т.п. Кроме того, планируем провести пресс-конференцию в СПб. Скорее всего она будет 17 марта.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Обязательно пошлем Кириенко и т.п. Кроме того, планируем провести пресс-конференцию в СПб. Скорее всего она будет 17 марта. Будет и англоязычная версия доклада. Олег Бодров


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2020
Графит ещё может вновь обрести актуальность для ядерных ракетных двигателей нагревающих водород.
В контексте стационарной энергетики в меньшей мере. Был замысел следующим поколением вместо РБМК делать шестигранную графитовую ячейку в которой основное замедление нейтронов происходило бы в водороде кипящей воды. Графит имел бы роль поокладки между технологическими каналами канального реактора.
Ячейка графита в сечении - изнутри круг снаружи шестигранник. Такой реактор по сравнению с РБМК имел меньшую объёмную долю графита, и даже без поглотителей характеризовался бы отрицательным паровым коэффициентом реактивности. 
По коэффициенту воспроизводства плутония, то есть топливоиспользованию он преимуществ не имеет, поэтому решено было строить только ВВЭРы и быстрые реакторы а графитовое направление закрыли.
В ядерных ракетных двигателях графит может обрести вторую жизнь. 


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2020
Интересно отметить, что изначально графит складывали в активную зону ради того, чтобы сделать достигающий критичности реактор на природном уране.На природном критичность достигается на трёх природных материалах: на тяжёлой воде, на бериллии и на графите.
Впоследствии из желания удлинить топливную кампанию, в них началии применять слабообогащённый уран. Однако легководный реактор при обогащении 235-го полтора процента и выше, отлично работает без всякого графита.
Польза графита стала только в возможности сделать канальный реактор вместо корпусного, то есть возможности задействовать любой машиностроительный завод а не толтко сверхкрупнотоннажный каких в стране единицы. Поскольку корпуса нет а давление 70 атмосфер держат циркониевые трубы каждого из 1693 технологических каналов. 
В принципе графит позволяет высокотемпературный газотурбинный цикл но это полная смена материалов и небольшой выигрыш в КПД. При этом плутлний-240 имеет сильнейший низколежащий резонанс в нейтронном сечении, и как КВ так и качество изотопного состава плутония от этого снижаются.
Таким образом, ставить крест на графите преждевременно: это лучший материал для снижения габаритов ЯРД доя пилотируемых полётов на Марс и кию кольцу астероидов. 



[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Cтавить крест на графите может и преждевременно, но на всех РБМК и на их родном отце НИКИЭТе давно пора было крест поставить. Только жадность человеческая к извлечению сверхдоходов до сих пор не позволяет здравомыслящим это сделать.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2020
В таблице ошибочно указано 31 УГР в России. 
В целом статья интересная, обзорная. Но хотелось бы больше конкретных количественных данных по воздействию 14С на организм человека после ядерных взрывов, и после работ с облученным графитом. В частности интересен опыт работ на 1 блоке ЛАЭС. Этот опыт хотелось бы увидеть подробнее. Авторы справедливо указали на опасность при выводе 1 блока ЛАЭС, хотелось бы подробнее о всех возможных рисках, в том числе экологических, социальных, если люди в результате критического повышения 14С в воздухе потеряют здоровье, недвижимость, работу.


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
«Недостатки способа «захоронения на месте»: - близость грунтовых вод, опасность выщелачива­ния и опасность поступления 14С в водные гори­зонты питьевого водоснабжения»! Особенно если учесть что геохимических барьеров при миграции 14С НЕТ! Приводимые А.О.Павлюком значения коэффициентов распределения для 14С – грубая ошибка


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
По поводу последствий поступления радиоуглерода в атмосферу и его последствиях для человека можно почитать статьи А. Германского здесь  http://gealeksandr.narod.ru/ [gealeksandr.narod.ru] Олег Бодров 


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2020
Цитата:
"В таблице ошибочно указано 31 УГР в России."

Сколько их на самом деле? Приблизительно так:
* 11 энергоблоков РБМК-1000 из которых 10 действующие;
* 4 маломощных графитовых действующих на Билибинской АЭС;
* 4 военных графитовых на природном уране в Челябинске-40 (Озёрске);
* 5 военных графитовых на природном уране в Томске-7 (Северске);
* 3 военных графитовых на природном уране в Красноярске-45 (Железногорске);
* 1 Первая АЭС в Обнинске;
* Реактор Ф-1 сделанный Курчатовым но это музей, кощунственно его в список зачислять;
Итого: 29-1 = 28 штук.

Может быть ещё что не учтено? Энергоблок №5 Курской АЭС, готовый на 95% но никогда не работавший и не облучённый может быть учли? Тогда 29.
И ещё импульсные апериодические само-гасящиеся реакторы были сделаны из графита несколько штук. Может быть их учли? В первом приближении, цифра 31 близка к истине.



[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
«...31 близка к истине...» — если считать военные реакторы, то нужно и в других странах считать. По-моему авторы просто ошибочно поставили все энергетические, включая ВВЭР.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Ещё 2 Белоярских.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
И на "Маяке" не 4, а 5, ИТОГО -31 !


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 02/03/2020
Указано правильно, в России 31 УГР:11- РБМК-10004 - ЭГП-62 - АМБ на Белоярской АЭС5 - на Маяке5 - в Северске3 - в Железногорске1 - в Обнинске


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
странно выглядит тезис об уменьшении объема захораниваемых отходов при сжигании ОРГ "С целью уменьшения объема графитовых отхо­дов для окончательной утилизации рассматривался вариант их сжигания с последующим захоронением золы." А куда девать радиоуглерод в виде СО2, который образуется в 3,5 раза больше по весу, чем исходный графит? если перевести его в карбонат, то это еще двукратное увеличение по весу


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Коллегам привет! 
У меня три вопроса, возможно, риторических, т.к. на ответы не надеюсь.
1. Правильно ли я понял, что вы не против опыта СХК и ГХК захоронения реакторов на месте, а также не против идеи  "зеленого кургана"???????
В вашей статье по этим вопросам доводов "за" больше, чем "против".
2. В статье написано:  "При этом ве­роятность выщелачивания радионуклидов в «зеле­ном кургане» грунтовыми водами на высоте третьего этажа жилого дома в ближайшие столетия маловеро­ятна".
Кто и где это посчитал????????????
3. Все, кто у нас пишет про графит, почему-то не пишут про опыт американцев помещать реакторы в коконы на 70 лет. 
Вопрос: почему в вашей статье не написано про опыт США в решении проблемы реакторного графита???????????
С уважением. -Серебряков


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
По поводу захоронения реакторов у нас и американского опыта в Проатоме мной 20.06.2019   была опубликована статья:  "О недопустимости захоронения ядерных реакторов на месте" http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8666
В этой статье сделан вывод:
"Наши сперли у американцев конструкцию атомной бомбы, но на опыт американцев по реабилитации оборонных предприятий плюют с высокой колокольни. Разница состоит в том, что для бомбы надо много ума, и если бы бомба не взорвалась, то головы просто бы полетели. А вот пакостить на своей земле ума вообще не надо, бояться за головы не приходится, более того, пакость приносит большие деньги и любовь начальства. Только безумцы могли додуматься захоранивать облученный графит и просыпи ОЯТ в неприспособленных для этой цели реакторах".
-Серебряков


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Я поддерживаю суть позиции Б.Е. Серебрякова: захоранивать реакторы на месте их эксплуатации нельзя.

Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Цена вывода из эксплуатации обычного легководного блока $1000/МВт, графитового (как показывает литовский опыт) $1500/МВт. Что-то мне подсказывает, что ЛАЭС не будет торопиться с выводом 3/4 блоков, а 1/2 просто законсервируют.
Плохое решение, но если от большого ума начнут жечь графит, будет ещё хуже.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 29/02/2020
Господину Комлеву. А где Ваши аргументы? На 100-20 лет -это не захоронение ОРГ , а безопасное и контролируемое хранение над уровнем земли,на отм +8, 4 м и под слоем специально подготовленной глины, покрытой грунтом с зелеными насаждениями от размыва дождевой водой. От пожара и выхода радионуклидов графит реактора законсервирован эпоксидной смолой.В. Кузнецов


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 29/02/2020
"На 100-20 лет -это не захоронение ОРГ , а безопасное и контролируемое хранение над уровнем земли,на отм +8, 4 м и под слоем специально подготовленной глины, покрытой грунтом с зелеными насаждениями от размыва дождевой водой. От пожара и выхода радионуклидов графит реактора законсервирован эпоксидной смолой.В. Кузнецов"


Ваши цитаты из статьи:

1. "На сегодняшний день нормативно закреплено два сценария вывода из эксплуатации АС:- ликвидация блока АС,- захоронение блока АС."
2. "Захоронение блока АС - вариант вывода из экс­плуатации блока АС, предусматривающий создание на площадке АС системы захоронения РАО".
3. "облученный графит энергоблоков АС не может быть отнесен к «особым РАО» и является «уда­ляемыми РАО». Исходя из утвержденной класси­фикации, большая часть облученного графита явля­ются РАО второго класса. По действующему законодательству РАО второго класса необходимо хоро­нить в ПГЗРО".

4. "Вывод из эксплуатации УГР по концепции «захоронение на месте»"

5. "Вариант «зеленого кургана» в виде подземного захоронения на месте реализован на Сибирском химическом ком­бинате в ЗАТО Северск Томской области для двухцелевого ПУГР. Вариант «захоронение на месте» предусмотрен также для реакторов АДЭ, АДЭ-2 и АДЭ-3, размещен­ных в подземном пространстве на глубине 250 м на ГХК в ЗАТО Железно­горск Красноярского края".

6. "размещение реактора позволяет рассмотреть концепцию захоронения реакторов Игналинской АЭС на месте, по запатентованной НИ­КИМТом технологии «зеленый курган»"

7. "Дополнительным фактором в пользу этого вари­анта захоронения является наличие в изобилии под­ходящих глин и кварцевого песка в районе располо­жения Игналинской АЭС"

8. "В рамках подготовки энергоблоков РБМК-1500 к захоронению на месте требуется предварительно"

Уважаемый Владимир Николаевич! Пожалуйста, хотя бы, не меняйте принципиально в процессе изложения своих мыслей и их обсуждения терминологию - с "захоронение" на "хранение". И вспоминайте многочисленные аргументы "против" ( в том числе, и мои) при обсуждении Ваших прежних статей. С Вами, к сожалению, становится трудно разговаривать каждый раз не только "с нуля", но и из-за резких поворотов к новой проблеме - "хранение".

Всего доброго,Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 29/02/2020
"Уважаемый Владимир Николаевич! Пожалуйста, хотя бы, не меняйте принципиально в процессе изложения своих мыслей и их обсуждения терминологию - с "захоронение" на "хранение". И вспоминайте многочисленные аргументы "против" ( в том числе, и мои) при обсуждении Ваших прежних статей. С Вами, к сожалению, становится трудно разговаривать каждый раз не только "с нуля", но и из-за резких поворотов к новой проблеме - "хранение"."



Для ясности

Статье я третьим по очереди поставил оценку "отлично". Хотя уже ранее высказал и другое замечание к ней. " Отлично" - прежде всего, за попытку комплексно обозначить проблему.

Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
Уважаемые господа, Комлев и Серебряков. О захоронении на 57 000 лет говорить некорректно. Здесь речь может идти,только о временном, контролируемом хранении до появления безопасных технологий ликвидации радиоактивности, а они уже появляются, это трансмутации и компактные ускорители протонов на обратной волне, производство которых сегодня запрещено из-за их двойного назначения. А использование патентованного компонента "F" для исключения временного контакта графита с кислородом Вами не рассматривается. Это и есть окукловывание, но не по американски, а по русски. В. Кузнецов.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
"О захоронении на 57 000 лет говорить некорректно".


Уважаемый Владимир Николаевич!


1. Если только про интервал времени, как Вы пишете, то почему "некорректно"? Швеция, Финляндия и другие вполне уверенно и корректно идут к безопасному геологическому захоронению на сотни тысяч лет. Мало кто их доводы оспаривает.


2. Приведенные ранее цитаты из Вашей с коллегами статьи свидетельствуют - Вы писали, что речь может идти о захоронении. Не меняйте принципиально свою позицию после первых же комментариев - знать она слаба!


Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 09/03/2020
Уважаемый г-н Комлев. Возможно ранее я где-то пропустил выражение "захоронение ОРГ", это моя ошибка. При многотысячной продолжительности распада не разумно говорить о захоронении. Передавать проблему далеким потомкам -это ненадежно и не позволительно. Следует иметь ввиду контролируемое хранение в ожидании развития науки и получения возможности трансмутации р/а элементов в не р/а с помощью получения новых , разрешенных мировым сообществом, технологий. В. Кузнецов.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
На месте захоранивать нельзя. А где можно? В какой регион Вы предлагаете вести это добро и спросили ли Вы местных жителей?


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
спросили ли Вы местных жителей?


А про "зеленые курганы" спросили у местных жителей? Если Росатом об этом спросит, ему очень трудно будет рассказывать "местным жителям" о новых АЭС рядом с ними.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
"На месте захоранивать нельзя. А где можно?"



На этот вопрос неоднократно отвечал. Только из того, что известно мне, для ВАО и САО можно было бы предложить Краснокаменск и Печенгу. По части опроса граждан, извините, не моя обязанность и не по моему карману.


Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 29/02/2020
 "По части опроса граждан, извините, не моя обязанность и не по моему карману".

http://www.ecovestnik.ru/index.php/2013-07-07-02-13-50/kommentrij-specialista/2784-ob-issledovanii-i-kriteriyakh-vybora-mesta-zakhoroneniya-radioaktivnykh-otkhodov. [www.ecovestnik.ru]

Интересующимся опросом граждан Печенгского района рекомендую для начала ознакомиться с результатами работы российско-финско- норвежских социологов конца прошлого века.

Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Спасибо, Борис Ефимович, полностью согласен с Вами, хоронить нельзя. Полагаю, что должно быть долговременное хранение с контролем инженерных, природных барьеров безопасности, а также комплексного экологического мониторинга  в районе такого хранилища. Реализованный вариант в Северске неприемлем, поскольку реализуется по принципу "закопать и забыть". Олег Бодров


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Уважаемый Борис Ефимович!1. Я, как один из авторов доклада, считаю, что опыт захоронения реактора на СХК - плохая идея, которая могла быть реализована только в варианте долговременного хранения с мониторингом инженерных, природных барьеров и комплексного экологического мониторинга независимых от Росатома экологов. И это процесс мониторинга должен быть прозрачным для общества и осуществляться за счет регионального фонда, куда должен платить в том числе и Росатом. Авторы не ставили цели дать готовое решение проблемы утилизации. Цель - показать существующие и гипотетические варианты для детального обсуждения в регионе размещения реакторов РБМК. Доклад - импульс для такой дискуссии с участием заинтересованных сторон, в том числе региональных, муниципальных властей, независимых экспертов, общественности. Планируем такую дискуссию в конце мая - начале июня. Хотелось бы Вас, Борис Ефимович, видеть среди усчастников этих обсуждений.2. По поводу отсутствия выщелачивания в Зеленом Кургане - это экспертная гипотетическая оценка.  3. Буду признателен за ссылку про американский опыт решения проблемы графита. Пришлите пожалуйста. Адрес Вам известен. Олег Бодров


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Это действительно странный вариант утилизации графита. Но это не абстракция, а реальный опыт. Авторы доклада привели данные по всем доступным нам вариантам, которые предлагались и реализовывались. Олег Бодров


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
1. "Авторы не ставили цели дать готовое решение проблемы утилизации. Цель - показать существующие и гипотетические варианты для детального обсуждения в регионе размещения реакторов РБМК".

2. "Авторы доклада привели данные по всем доступным нам вариантам, которые предлагались и реализовывались".



Да, уважаемый Олег Викторович! В приведенных цитатах отражена сила доклада. Но, недоработка есть. В докладе приведены два крайних варианта возможного захоронения: захоронение на месте и в специальных ПГЗРО, создаваемых с нуля. Отсутствует промежуточный вариант - адаптация под ПГЗРО готовой горной, социальной и прочей инфраструктуры. Конкретная такая инфраструктура есть в Краснокаменске и Печенгском районе Мурманской области.



Комлев.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Дополняю по другим изотопам - 17Cl36  +  2He4 →19K40     27Cо60  +  2He4 →29Cu64   Тритий при переработке выходит в воду и вступает в реакцию с синтезируемым дейтерием и через получение гелия-5 синтезируется альфа-частица… Это предполагаемый сценарий… Проверить это у меня нет возможности… У всех один вопрос – установка ЕСТЬ ? Нет… До свидания… Интересно девки пляшут… С другой стороны… Помните как «рождалась» ракета Булава… ? Путину и его команде она нужнее… И никто не спросил – у Вас ракета есть ? Нет… До свидания… Первый пуск Булавы… Неудачно… 1 млрд.рублей вложили неудачно… 2-й пуск… Неудачно… 3-й…4-й…5-й… 6-й… ОГО ! 7-й неудачно… и только 8-й пуск удачно… 7 млрд. рублей выброшены ? Это эксперимент ? Что это ? Это политическая ВОЛЯ ! ЦЕЛЬ оправдывает средства… А графит ? А какая цель ? Экология ? Кириенко это не нужно ? Лихачёв ? Отказался встречаться … Я физик-ядерщик... А у Лихачёва какое образование ??? Авторы чего хотят ???


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Очень неудобно организована "технология" на сайте... Нельзя исправить или добавить к своему посту... Выше представленные 2 поста написаны Черепановым Алексеем Ивановичем...


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Технология неудобная?Скажите спасибо, что хотя бы это есть.А то ведь совсем не осталось в российском интернете компетентных сайтов с обратной связью с читателями. И тем более форумов со свободой высказываний, с живой дискуссией, с наличием квалифицированного профессионального комьюнити. 
Постоянный читатель.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Спасибо !   Но... С 2002 года можно было сделать хотя бы как на этом сайте - https://lenr.su/forum/index.php?threads/xolodnyj-nejadernyj-sintez.147/   Неужели не стыдно ?  Давайте скинемся ребятам - пусть сделают добротным сайт !


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Применяющаяся технология имеет важное преимущество: благодаря максимальной простоте, она наиболее защищена от взломов и других преднамеренных вредоносных действий. Поинтересуйтесь у "Эха Москвы", сколько сил и времени у них уходит на борьбу против враждебной деятельности целых контор - вероятно финансируемых госорганами.

Если разрешить изменять старые сообщения - усложнится задача подтверждения подлинности личности автора. Усложнится архивирование. Уменьшится стойкость ПО к различного рода атакам различных недоброжелателей, не желающих терпеть в России свободу публичных высказываний со стороны никем не уполномоченных частных лиц.



[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 29/02/2020
Вот напишу сейчас и чувствую начнётся дискуссия... Что видно невооружённым взглядом ? Большинство комментирующих АНОНИМЫ... Для меня это ТРУСЫ... Боятся люди... Можно их понять ? Можно... НО... Можно ли принять их позицию ? Нет ! Для меня это неприемлимо... Это как врать самому себе... Это сделка с совестью ! Это оправдываться перед самим собой ! Это держаться ради должности ! Анонимность удобна ! Но это разрушает наше общество ! А если копнуть глубже ? А глубже получается вот что - МЫ НЕ солидарны ! Мы не можем постоять ДРУГ за ДРУГА ! Каждый за себя ! Вот и боится человек, потому что на НАС с ВАМИ он не может надеяться ! Неужели непонятно... ? Всё Вы знаете и без меня... Для меня анонимность всегда была неприемлима... Желаю успехов этому сайту ! Черепанов Алексей Иванович ! Мы не рабы, рабы не мы ! Перышком и чернилами меня научили ЭТО писать с детства !


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Уважаемый Алексей Иванович, Вы правы! Спасибо за открытость и смелость быть самим собой в условиях, когда это реально опасно.


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Уважаемый Алексей Иванович, Вы правы! Спасибо за открытость и смелость быть самим собой в условиях, когда это реально опасно. Олег Бодров, один из авторов доклада


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2020
Относительно графита и углерода-14: есть крамольная по меркам экологов идея:взять да и сжечь на барже в центре Тихого Океана. Решить задачу ликвидации РАО методом разбавления до безопасных концентраций.
Сколько там тонн углерода-14 наработано в этих 200.000 тоннах? Плутония произведено в графитовых реакторах, по порядку величины, пусть 1000 тонн.Графит имеет малое, измеряемое миллибарнами, сечение радиационного захвата: 3,2 барна С12 и ещё того менее С13 природное содержание которого 1%.При этом ядро плутония в ~20 раз тяжелее ядра углерода. 
Предположим в графите поглощается 5% всех нейтронов, тогда в С13 порядка (1/2000).Это даёт оценку наработанной массы С14 порядка десятков килограмм, во всех мировых облучённых 200000 тоннах. 
Конечно, графит военных реакторов загрязнён актиноидами и осколками деления появившимися там при сверлении кладки во время ремонтных работ. Глобальной же проблемы С14 не составляет при нынешних 200000 тоннах облучённого графита.
Просто нужно "проблему С14" не путать с гипотетической ситуацией, если бы все мировые легкодоступные 40 миллионов тонн природного урана сожгли в графитовых реакторах вместо ВВЭРов. Тогда понадобилось бы отделять С13 от 99% С12 перед складыванием в реактор.
Вместе с тем, при развитии мировой ядерной энергетики на ьыстрых нейтронах  до масштаба 100.000 ГВт тепловой мощности, в связи с "проблемой С14" могут потребоваться 2 вещи для применения в БН карбидного, нитридного и карбонитридного плотных топлив:
1) Отделять С12 от С13 (1,1% в природе) для карбидного топлива в связи с реакцией С13(n, gamma)C14 
2) Отделять N15 (0,37% в природе) от N14 (99,63%) в связи с реакцией N14(n,p)C14 которые обе приводят к образованию С14 имеющему период полураспада 5700 лет.


[ Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 02/03/2020
"Относительно графита и углерода-14: есть крамольная по меркам экологов идея:взять да и сжечь на барже в центре Тихого Океана. Решить задачу ликвидации РАО методом разбавления до безопасных концентраций.
Сколько там тонн углерода-14 наработано в этих 200.000 тоннах?"вприкидку 2Е16 Бк- эквивалент образованию 14С при взрыве 30 Мтн, действительно, чепуха (сарказм)...


[
Ответить на это ]


Re: Обращение с реакторным графитом (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Суммарная активность наработанного к сегодняшнему дню реакторного графита в мире (~730 ПБк), что почти в 3 раза больше, чем при ядерных и термоядерных  взрывах в атмосфере до 1960 года (249 ПБк). Так что вариант сжигания - очень плохая идея. Олег Бодров


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@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: 0.82 секунды
Рейтинг@Mail.ru