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

[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: 0.15 секунды
Рейтинг@Mail.ru