proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года 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





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
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. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[10/11/2020]     Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР

О.Э. Муратов, к.т.н., Общественный совет ГК «Росатом»

При выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов важным моментом является выбор оптимальных способов и методов обращения с отработанным реакторным графитом.
В качестве замедлителя нейтронов в первых ядерных реакторах применялся графит. Почему был выбран именно графит? Возможны три варианта замедлителя для нейтронов: тяжелая вода, бериллий, графит. Тяжелая вода – очень энергоемкая дорогостоящая технология. Бериллий также имеет редкую распространенность и высокую стоимость..



Графит выгодно отличается легкостью механической обработки, теплостойкостью, механической прочностью (табл.1).

Табл.1. Замедлители нейтронов

На заре развития ядерных технологий, в Германии была выбрана тяжелая вода. Из-за отсутствия достаточного количества тяжелой воды, ядерная оружейная программа не получила там своего развития.

В табл.2 приведены свойства реакторного графита.

Табл.2. Свойства реакторного графита

Главное требование  - высокая степень очистки графита от нежелательных примесей B, Cd, V, Hg и др., т.н. нейтронных ядов, которые имеют высокую степень поглощения На рис.1 представлено фото первого графитового реактора СР-1, который Ферми построил под трибунами стадиона в Чикаго.

Рис.1. Первый графитовый реактор СР-1

Топливо – 33 т UO2 , 3,7 т U3O8 , 5,6 т металлических слитков U, Замедлитель – 350 т графита

В настоящее время  в мире имеется 124  уран-графитовых реакторов (УГР) (табл.3), накоплено ~260 тыс. т облученного графита.

Табл.3. Число уран-графитовых реакторов в мире

На рис.2 представлена диаграмма распределения облученного графита в мире.

Рис.2. Диаграмма распределения облученного графита в мире

Распределения облученного графита в России представлено на рис.3.

Рис.3. Распределения облученного графита в России

Уникальная кристаллическая структура и пористость графита определяют его физические свойства и поведение после нейтронного облучения. Из кристаллической решетки выбиваются или сдвигаются атомы; сложные молекулы распадаются на более простые с выделением газов; ухудшаются важные технические характеристики: механическая прочность, теплопроводность, электропроводность; появляются поверхностные эрозии, отслоения, внутренние пустоты, происходит деформация (растрескивание, распухание);  активируются процессы окисления (радиолитическая коррозия).

Вследствие незаменимости графитовой кладки в течение всего срока эксплуатации УГР облученный графит обладает наибольшим из всех РАО набранным флюенсом нейтронов; который характеризуется неравномерностью загрязнения кладки и отдельных графитовых деталей, как по величине, так и изотопному составу.

Кладка загрязнена долгоживущими биологически значимыми радионуклидами 90Sr и 137Сs, которые могут замещать в живых организмах стабильные изотопы 40Ca, 39К, создавая внутреннее облучение.

Дополнительный вклад в активность кладки могут создавать осколки деления и актиниды, образующиеся в результате аварий и попадания в нее фрагментов ядерного топлива.

Кроме того, графит пожароопасен, а графитовая пыль и взрывоопасна. Графит имеет высокую удельную теплоту сгорания (~8 ккал/г) и температуру воспламенения ~700°С. При облучении графита нейтронами образуется т.н. «энергия Вигнера». При облучении нейтронами атомы смещаются из нормальных положений решетки в конфигурации с более высокой потенциальной энергией. Количество накопленной энергии зависит от потока нейтронов, времени облучения и температуры. Чем выше температура облучения, тем меньше количество "накопленной" энергии. Максимальное количество накопленной энергии в образце графита составляет ~2700 Дж/г, что при одновременном высвобождении может привести к повышению температуры на ~1500oC.

Наиболее опасно спонтанное повышение температуры вплоть до температуры возгорания после нагревания внешним источником тепла графита, который облучался длительное время при температуре ниже ~80°С.

Выделение запасенной энергии после внешнего нагрева до 150-200°С может привести к спонтанному росту температуры графита до температуры воспламенения и его возгоранию и последующему горению графитовых блоков. УГР эксплуатировались при температурах, существенно выше критической, что исключает спонтанное выделение энергии Вигнера и рост температуры до температуры воспламенения графита.

Радиологические аспекты облученного графита

Содержание долгоживущих радионуклидов с высокой миграционной способностью в природных системах:

14С, Т½ = 5 730 лет – 95 % активности, удельная активность 108 -109 Бк/кг:

14N + n → 14C + p

13C + n → 14C + γ

17O + n → 14C + α

Концентрация материнских изотопов:

14N – 99,63 %;

13C – 1,07 %;

17O – 0,04 %

36С, Т½ = 301 000 лет:

35Сl + n → 36Cl + γ

3Н, Т½ = 12,3 года:

 6Li + n → 3H + α

В результате атмосферных ядерных испытаний суммарной мощностью ~200 Мт в атмосферу поступило 14С: 1,72*1017 Бк

В результате эксплуатации УГР накоплено 14С: ~2,6*1017 Бк

В результате инцидентов с топливом в кладку происходило попадание делящихся материалов и продуктов деления:

 - продукты деления - 134Сs, 137Cs, 106Ru, 154Eu, 90Sr, 93Zr, 99Tc, 107Pd, 113Cd, 121Sn, 129I, 133Ba, 147Pm, 151Sm;

 - актиниды - 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 243Am, 241Am, , 242Cm, 243Cm, 244Cm.

В промышленных УГР загрязнены ~ 30% объема кладок, В ПУГР, накоплено несколько десятков кг урана. Доля в поверхностном слое графита на 2-3 порядка выше, чем в объеме блока.

На рис.4 показано характерное распределение примесного азота в приповерхностном слое графита

Рис.4. Характерное распределение примесного азота в приповерхностном слое графита

На рис.5. показано характерное распределение активности 14С в приповерхностном слое графитовых блоков реактора РБМК ЛАЭС.

ПОВЕРХНОСТНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ ГРАФИТА

Рис.5. характерное распределение активности 14С в приповерхностном слое графитовых блоков реактора №2 РБМК ЛАЭС.

Графитовые РАО

После длительного облучения в реакторе графит не приобретает каких-либо свойств, которые могли бы быть полезными для дальнейшего применения. Обладая высокой удельной активностью (~1 ГБк/кг), облученный графита относится к категории твёрдых РАО среднего или высокого уровня активности. На диаграмме рис. 6 показано распределение облученного графита по классам.

Рис. 6. Распределение облученного графита по классам.

Обращение с облученным графитом

Рассматривались три варианта окончательной утилизации отработавшего графита:

- прямое захоронение после соответствующей упаковки;

- утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы;

- утилизация после химической обработки (жидкая и/или газообразная экстракция) и кондиционирование (пропитка, капсулирование и т.д.), надлежащая упаковка.

Прямое захоронение графита

Концепция захоронения во Франции предполагает окончательную изоляцию графитовых РАО в глинах на глубине от 100 до 200 м при мощности глинистого пласта не менее 50 м. В Германии изучается перспектива захоронения графитсодержащих отходов в пункте глубинного захоронения KONRAD. Предельная суммарная активность по 14С в отходах, которые могут быть безопасно захоронены, оценивается в 4·1014 Бк с учетом общего полезного объема могильника 303 000 м3. Средняя удельная активность размещаемых отходов составит 1,32·109 Бк/м3.

В Великобритании пункт захоронения предлагается разместить на глубине не менее 30 м от поверхности. Концепция включает шахту, облицованную бетоном. Цементированные отходы в контейнерах планируется разместить в шахте, оставшиеся зазоры залить цементным раствором до получения единого монолита. Надшахтная камера подлежит закладке, на поверхности будет сформирован курган.

Для вариантов приповерхностного и глубинного захоронения были разработаны специальные контейнеры.

Для кондиционирования графита графитовые блоки перемещаются в измерительную камеру для проведения радиационных измерений с целью определения удельной активности, дозообразующих радионуклидов, наличия ядерных материалов и мощности дозы гамма-излучения. Затем происходит сортировка графитовых блоков по активности и наличию ядерных материалов (для оптимизации размещения графита в контейнере).

Графитовые блоки плотно упаковываются в контейнере; размещаются графитовые кольца, втулки, технологические каналы, ранее извлеченные из активной зоны. Затем в свободные полости контейнера производится засыпка графитовой пыли и омоноличивание его содержимого с последующей герметизацией крышки контейнера. Следующие операции -

дезактивация контейнера (при наличии снимаемых загрязнений) и контроль параметров и паспортизация контейнера.

Сжигание графита

Для горения графита необходим предварительный разогрев всей его массы до температуры не ниже 300°С. Интенсификация горения наступает при 1200-1300°С. Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает ряд проблем:

 - трудность сжигания реакторного графита в связи с его качеством;

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

 - переработка и иммобилизация золы, содержащей радионуклиды;

- необходимость измельчения графита на достаточно мелкие фрагменты перед сжиганием и при этом исключение выхода пыли в окружающую среду.

Обращение с вторичными РАО

14СО2 может быть уловлен методом щелочной промывки в оросительной колонне с применением водной суспензии Са(ОН)2. При этом образуется нерастворимый устойчивый радиоактивный карбонат кальция СаС03:

 Са(ОН)2 + СО2 → СаС03 + Н20

При улавливании 3,67 т суммарного 14СО2, образующегося при сжигании 1 т графита, расходуется 6,17 т безводного Са(ОН)2, и в качестве конечного продукта образуется 8,34 т безводного радиоактивного СаС03, который является твердым РАО. При плотности графита 1,6 г/см3 объем 1 т его составит ~0,625 м3 , а при плотности СаС03 2,3 г/см3 его объем составит 3,63 м3, что в ~6 раз превышает исходный объем облученного графита. При загрязнении 36Cl система должна быть оборудована мокрым скруббером для нейтрализации образующейся HCl и для снижения выделения хлора в отходящих газах. Для удержания других газообразных загрязнителей (NOx) необходимо создание дополнительной системы фильтрации и решение проблемы удержания трития.

Плазменная дезактивация графита

Микроплазменный разряд зажигается между поверхностями:

• обрабатываемая поверхность графита (катод - K)

• электрод - коллектор (анод - A) (рис. 7). Давление (104 – 105) Па, напряжение (500-1000) V, ток (0.1-1)A/cm2. Расстояние между К - А (0.1-1) mm, толщина обрабатываемого графита (250-600) mm, толщина электрода коллектора  1 mm, толщина керамической изоляции 10 mm

Рис. 7. Плазменная дезактивация графита

1 – направление потока газа,

2 – электроны,

 3 – атомы Ar,

4 – ионы Ar+,

5 – распыленные атомы С

Программа по обращению с графитом

Целью программы является создание отраслевой системы обращения с облученным реакторным графитом, обеспечивающей его окончательное радиационно-безопасное захоронение. Для её реализации необходимо решить следующие задачи:

- произвести обследование кладок УГР и пунктов хранения ТРО, содержащих облученный графит.

- обосновать и выбрать варианты обращения с облученным графитом.

- обеспечить создание защитных барьеров безопасности.

- разработать технологическое обеспечение процессов обращения с удаляемыми РАО, содержащими облученный графит.

- произвести паспортизацию ТУК с РАО, содержащих облученный графит.

- произвести обоснование безопасности и управления долговременными рисками при обращении с облученным графитом.

Сроки реализации программы: 2015 – 2021 гг.

На рис.8 показана диаграмма возможных сценариев обращения с облученным графитом.

Рис.8. Диаграмма возможных сценариев обращения с облученным графитом

На рис.9 представлена обобщенная схема обращения с облученным графитом

Рис.9. Обобщенная схема обращения с облученным графитом

Вывод из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2

ЭИ-2 был первым в истории ядерным реактором, позволявшим наряду с наработкой оружейного плутония производить электроэнергию с помощью паровых турбин. Физический пуск реактора ЭИ-2 года был произведен 8 февраля 1958 г. ЭИ-2 работал на площадке Сибирского химического комбината (входит в топливную компанию "Росатома" ТВЭЛ) и был остановлен в 1990 г. ЭИ-2 стал также первым в мире ПУГР, выведенным из эксплуатации. При этом использовались технологии по варианту «захоронение на месте». Облученный графит остался на месте.

Этапы реализации концепции ВЭ ПУГР ЭИ-2

Расчетный период безопасности для окружающей среды 10 000 лет. Реактору обеспечили многобарьерную систему безопасности путем закачивания в полости специального материала на основе природных глин. Чтобы не допустить проникновения атмосферных осадков был создан дополнительный экран - своеобразный «слоеный пирог» из синтетической гидроизоляции, гравия, песка, глиноупорного слоя и чернозема.

Опытный проект создания пункта долговременной консервации особых радиоактивных отходов был завершен АО “ОДЦ УГР” в сентябре 2015 г.

В процессе ВЭ ПУГР ЭИ-2 был произведен полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования; осуществлено бетонирование низа реактора гидроизоляционным бетоном и обеспечение подкрепление основных несущих конструкций. Боковые металлоконструкции были  заполнены бетоном; загерметизированы все проемы в бетонной шахте реактора. Полости реакторного пространства заполнены смесями на основе бентонитовых глин. Верх реактора загерметизирован с помощью железобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны и др.

На рис. 10 представлены фото здания ПУГР ЭИ-2 до начала работ и пункта консервации особых РАО в 2015 г.

рис. 10 фото здания ПУГР ЭИ-2 до начала работ и пункта консервации особых РАО в 2015 г.

Обобщенная схема обращения с облученным графитом энергетических реакторов РБМК, АМБ, АМ показана на рис.11.

Рис.11. схема обращения с облученным графитом энергетических реакторов РБМК, АМБ, АМ

ВЭ блоков №1-4 РБМК Ленинградской АЭС

Принят вариант ВЭ – немедленная ликвидация. Концепция определяет основные положения по ВЭ блоков ЛАЭС с РБМК-1000 (№1, 2, 3, 4), включая промплощадку со всеми зданиями и сооружениями, размещенными на ней. 

В 2020 г. в Сосновом Бору на базе ЛАЭС создан ОДИЦ по выводу из эксплуатации канальных реакторов.

P.S.

В 1995 г. РФ подписала Лондонскую конвенцию, запрещающую сброс всех РАО в океан. Единственные, кто осуществляет сброс со своих перерабатывающих заводов, - Франция и Великобритания. Несмотря на то, что они должны были прекратить это в 2018 г.

Завод ТОРП (Thermal Oxide Reprocessing Plant - THORP) в Великобритании занимается переработкой облученного оксидного топлива водо-водяных и газо-охлаждаемых реакторов, поступающего с АЭС Великобритании, Японии, Германии, Нидерландов и Швейцарии. Проектная мощность завода - до 1200 тонн/год. На складах накоплено значительное количество ОЯТ, которое еще только предстоит переработать. В настоящее время объемы переработки сокращены, поскольку ранее перерабатывалось большое количество японского топлива.

Во Франции завод на м. Ля Аг перерабатываются ОЯТ с атомных станций Японии, Германии, Швейцарии, Нидерландов, Бельгии и Италии. И РАО продолжают сбрасывать в океан и после 2018 г.

 

 
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: 4.33
Ответов: 6


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 23 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2020
Уточнение: в таблице 1, сечение захвата бериллия 0,01 барн. Чистой тяжёлой воды 0,0009 барн. Лёгкой воды о, 66 барна, в связи с чем, когда указывают её допустимую примесь 0,2% в тяжёлой воде реакторного качества, обе компоненты  - и лёгкая и тяжёлая вода - примерно равный вклад в поглощение нейтронов вносят. Примесь H2O может сильно влиять на точную величину коэффициента замедления.
Чистый графит имеет сечение захвата тепловых нейтронов 3,8 миллибарн, величина "4" учитывает примеси в промышленной продукции при серийном производстве "кирпичей" графитовой кладки. 
К слову, когда в начале 1940-х все создавали реакторы и исследовали пригодные материалы, графит поначалу все забраковали: и США, и Германия, и Англия с Францией и СССР. Сечение поглощения нейтронов в образцах графита в десятки раз превышало расчётную максимально приемлемую для реактора цифру. В США, в отличие от остальных стран, было несколько научных центров с циклотронами и все забраковали графит с разной измеренной цифрой сигмы абсорбции. Когда данные обобщили, стали думать: почему она разная? Может быть разные примеси в разных образцах?
Тогда графит химики почистили, снова измерили и оказалось что он проходит для реактора. В СССР узнали об этом через разведку. В Германии до конца 1945 года продолжали ошибочно считать, что якобы графитовый реактор на природном уране не запустится, и развивали только тяжеловодное направление. 
Что касается использования графита в будущем, он может найти применение в ядерных ракетных двигателях благодаря высокотемпературности. Было бы интересно рассмотреть возможности разделения изотопов С14 от С12 и С13 применительно к облучённому графиту. И отделение С13 от С12 применительно к свежему графиту перспективных ЯРД. Рассмотреть имеет смысл как методы физической химии традиционно применяемые для лёгких изотопов, так и лазерное разделение изотопов. 
Общая масса наработанного С14 за всё время - всего несколько тонн. Может быть на современном уровне технологического развития, уже стало рациональнее отделить С14 чем захоранивать сотни тысяч тонн нерадиоактивного С12 в облучённом графите.
Денис Владимирович 



[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2020
Можно отделять графит С14 от С12 и С13. Но лучше изобрести способ обратного преобразования облученного вещества в необлученное вещество. Вот это НАУЧНЫЙ ПИСК! Ищите и открывайте новое!


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
  • Открываем советский справочник Физические Величины, 1991 г. На странице 1103, в таблице 41.2 приведены сечения захвата изотопов водорода, бериллия, углерода и кислорода. 
  • Бериллий и углерод берем прямо из таблицы. 0,008 и 0,0035 барн.
  • Сечения разных видов воды придется складывать из разных изотопов. Для легкой воды получается 0,665 Барн, для тяжелой воды 0,001 барн.
  • Дозовый коэффициент С-14 2,5Е-9. У актинидов на три порядка выше, 5Е-5 Зв/Бк. Учитывая разную радиотоксичность радиоуглерода и актинидов, получаем, что весь мировой графит имеет приведенную активность (к актинидам) Е+14 Бк. Это примерно 3 кКи. 
  • Накопленного плутония 4500 тонн. При удельном весе 1 Ки 3,7 г/Ки, это 1,2 ГКи. Разница в 6 порядков, то есть в миллион раз. Плюс столько же кюри остальных актинидов. Плюс долгоживущие осколки стронция, цезия, йода, технеция. 
  • Можно сказать, что проблема чистого отработанного графита отсутствует. 
  • Но загрязненный актинидами и осколками графит - это проблема, уровень которой зависит от количество ОЯТ, попавшего в графитовую кладку. Аварийный графит, это не только проблема учета и контроля ядерных материалов. Так называемые просыпи - Это основной радиационный фактор, который необходимо учитывать при реабилитационных работах. 
  • Для понимания сути проблемы почитайте отчеты загрязнений территории Чернобыля. Попробуйте найти уровень загрязнений этих территорий С-14, и вы ничего не найдете.
  • Попробуйте измерить этот уровень на фоне остальных радионуклидов. Ничего не увидите. Это пренебрежимо малая величина, на 6-7 порядков меньшая, чем выбросы актинидов и осколков деления. 
  • Первая задача для ВЭ УГР, это сортировка графита на чистый и грязный. Чистый можно "присыпать", как в СХК, а вот грязный придется удалять на большие глубины. 
  • Денису Владимировичу
  • Для ЯРД можно использовать чистый отработанный графит. Он не опаснее, чем ядерные материалы. Нет смысла удалять радиоуглерод из графита, если Вы собрались делать ядерную установку. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Башкиров - " ...а вот грязный придется удалять на большие глубины."  А зачем заниматься этой лобудой ?Смешайте порошок графита с водой и пробуйте получить реакцию - 14C + 4He → 18O Что Вас не устраивает ??? Сбрасывайте кислород в атмосферу... или сжигайте графит с этим кислородом, а радиоактивную пыль снова загоняйте в ГВТ-реактор с водой и снова получайте реакцию -14C + 4He → 18O Обычное циклическое производство... Безопасное, т.е. в воде все ядерные реакции происходят... Просто трудно психологически в это поверить... и всё... Но никаких препятствий для этой физики в природе НЕТ... Черепанов Алексей Иванович


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
"А зачем заниматься этой лобудой ?Смешайте порошок графита с водой и пробуйте получить реакцию - 14C + 4He → 18O"----------------------------------------------------------------------------------Поясните, пожалуйста, откуда при смешении порошка графита с водой появляется He (гелий)? И где, собственно, в формуле вода?


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Поясните, пожалуйста, откуда при смешении порошка графита с водой появляется He (гелий)? И где, собственно, в формуле вода? ++++++++++++================Это про гидроволновую технологию... Может быть слышали ? ХЯС... е-захват... Вынуждаете меня ссылку выкладывать - а это редакторам не нравится -  Использование гидроволнового метода для очистки водных растворов и термоядерные реакции - https://cloud.mail.ru/public/KvFi/BUqctQDTW  Использование гидроволнового метода для очистки водных растворов и термоядерные реакции - https://drive.google.com/file/d/1fLLmT1g5MUjXfsTjQ1PeKOuAwHLFcwK7/view?usp=sharing    . Черепанов  Алексей Иванович


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
  • Для понимания сути проблемы почитайте отчеты загрязнений территории Чернобыля. Попробуйте найти уровень загрязнений этих территорий С-14, и вы ничего не найдете.
  • Немного не так - найдите публикации где показано что диспергированный графит в траншеях прекрасно усваивается микромицетами и переходит в высокомиграционные формы. Поэтому и содержание С-14 в водной растительности в Припяти заметно выше, чем для аналогичных объектов в Днепре. А на радиоуглеродный мониторинг зоны отчуждения как всегда денег нет..


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2020
Дополнение: обычный пиролитический графит типично плотности 1,6 - 1,7. Пенсионеры рассказывали, что повысить до двойки можно хитрыми способами: пропитать сахарным сиропом и отжечь в печи. Однако поскольку для реактора нужны тысячи тонн, на практике применяют прессованные блоки плотности 1,6. 
В бытовом смысле, реакторный графит не горючий материал, от зажигалки не загорается. 


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2020
Переработка графита не нужна. Надо каждый блок покрыть полимером, который водостоек и негорюч хотя бы до 150 градусов С. Все остальное очень дорого и проблематично. Остальные проблемы Игналинская АЭС успешно решает


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
Хотелось бы услышать подробнее каки образом она их решает.


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Второй раз читаю этого кетеэна. И второй раз уровень работы, как у школьника. Или дезинформация, или картинки из интернета. В лучшем случае устаревшая информация. 


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Уровень текста хороший: всё чётко и ясно представлено. 


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
+1Половина содрана из учебников, другая половина выдернута из презентаций ОДЦ УГРа и некоторых других. Что нового хотел сказать-то, господин с лукавыми глазами?


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Замечание к рисунку 3. Распределения облученного графита в РоссииЭто соотношение в части Смоленской и Курской АЭС (6% и 17%) на мой взгляд существенно искажено в сторону преувеличения доли Курской АЭС. Поясню свои умозаключения: на Смоленской АЭС работающих 3 энергоблока, на Курской 4 энергоблока (5-й незапущенный считать нельзя, т.к. графит в нём необлученный). Поэтому соотношение процентов должно быть такое же, т.е. как 3 к 4, а не как 6 к 17. Предлагаю автору подумать над этой простой мыслью. Или мы чего-то не знаем про Курскую АЭС...


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2020
Содрал все из чужих публикаций. Некоторая информация уже устарела или скорректирована.  Такие "публикации" только мешают решать проблемы.


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
В современных условиях в науке, почти все мыслимые проблемы глубоко проработаны. Поэтому любая работа должна опираться на опыт предшественников копавших по этой теме, а не начинать с чистого листа "с вывода уравнений Максвелла".

Сотню лет назад была другая картина: многие нынешние направления были в зародыше, там куда ни копни - открытие лежащее почти на поверхности и в физике, и в химии и так далее. Чтобы открытие ""взять", достаточно было нескольких месяцев работы двух-трёх человек а иногда хватало и учёного-одиночки для серьёзного открытия.

Теперь другие условия: всё что можно уже копали другие, и при желании прокопать дальше - начинать нужно с момента где они остановились, а не с самой поверхности, не с самых общих универсальных перво-принципов.



[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
А может все-таки выгрузить топливо и оставить в покое лет на 100 реакторное пространство (РП) РБМК (не помню название этой схемы). И заниматься другими вопросами вывода из эксплуатации. Лежит там графит в оболочке РП , которая из нержавейки и еще 100 лет пролежит)


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
А что замедление нейтронов идет через захват? Вроде как упругое должно присутствовать?


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2020
Вернее так. Нужно сравнивать не просто сечения захвата а интегральные вероятности захвата на всем пути охлаждения по упругому. У графита он, очевидно, в силу его относительной тяжести больше. И хотя захват меньше, но путь больше. Так?


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 13/11/2020
Коллеги, может все-таки про вывод из эксплуатации поговорим. Без затрагивания физики реакторов) А то так с нейтронами можно и графит выплеснуть)


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 13/11/2020
А какая тему кандидатской автора? Или он самообразованец по графиту? Так кажется не работал с ГР.


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 18/11/2020
Какие атомщики тупые. Надо подвергнуть радиоактивный графит воздействию по методу Юткина. Вначале весь графит превратится в порошок, в потом радиоактивные изотопы начнут превращаться в стабильный изотоп. Возможно, долбить графит (углерод) придётся долго, но, знаю, что всё будет хорошо.


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации УГР (Всего: 0)
от Гость на 28/11/2020
В упомянутых 3,67 т суммарного 14СО2 масса углерода-14, наработанного всеми реакторами за всё время, составляет 1117 килограмм.

Предлагается выделить 99% этой массы С14 из отработанного реакторного графита, отделить актиноиды, и почищенный графит сжечь посреди Тихого океана.

Из тонны углерода-14, испускающего электроны с энергией 150 кЭв, можно делать вечные батарейки по принципу самозаряжающегося конденсатора. Между плоскопараллельными пластинами в вакууме пробивная напряжённость электрического пробоя 50 кВ/см, с учётом самопоглощения бета-частиц в тонкой графитовой подложке если батарея будет работать при 100 киловольтах - потребуется зазор 2 сантиметра между обкладками конденсатора, т.е. установка может быть вполне компактной.

Вечные батарейки из С14 будут востребованы во многих видах техники.



[ 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: 0.21 секунды
Рейтинг@Mail.ru