|
Навигация |
|
|
|
Журнал |
|
|
|
Атомные Блоги |
|
|
|
PRo IT |
|
|
|
Подписка |
|
|
|
Задать вопрос |
|
|
|
Наши партнеры |
|
|
|
PRo-движение |
|
|
|
PRo Погоду |
|
|
|
Сотрудничество |
|
|
|
Время и Судьбы |
|
|
| |
Не все так просто (Всего: 0) от на 08/03/2018
Прочел статью, потом перечитал и
решил прокомментировать основные нестыковки
"...и самый вредоносный из радионуклидов ОЯТ,
уран, содержащий..." - мягко
говоря, это тот же уран, что мы добывали из земли, с измененным соотношением
изотопов – минор-актиниды куда более «вредоносные» - хоть это слово и не несет
смысла, а лишь эмоциональную окраску.
«Утилизация РАО» - термин,
который Автор применяет для устрашения – тем не менее, в Федеральном Законе об
использовании атомной энергии есть четкое определение: «радиоактивные отходы - не
подлежащие дальнейшему использованию материалы и вещества, а также
оборудование, изделия (в том числе отработавшие источники ионизирующего
излучения), содержание радионуклидов в которых превышает уровни, установленные
в соответствии с критериями, установленными Правительством Российской Федерации».
Таким образом, ОЯТ не может называться РАО при условии, что мы намерены из него
что то извлекать и как то его перерабатывать. Право называть ОЯТ – РАО есть,
например, у США, которые приняли решение о захоронении ОЯТ без переработки –
для них облученные ТВС являются не подлежащими дальнейшему использованию.
«Общепринятым в мировом ядерном сообществе путём
решения проблемы ликвидации РАО является создание двухкомпонентной атомной
энергетики, в которой наряду с традиционными тепловыми реакторами (в России —
реакторами типа ВВЭР) функционировали бы реакторы на быстрых нейтронах, способные
нарабатывать большее количество плутония, чем сжигается в активной зоне
реактора» - это просто
не так – не является истиной: во-первых это не общепринятое решение: в США даже
думать не хотят о переработке – только захоронение, во Франции – возвращают плутоний
в МОКС тепловых реакторов нисколько не задумываясь о накоплении четных изотопов,
в индии – трехстадийная концепция (на существующим уране накопить быстро
много-много плутония, на этом плутонии – накопить урана-233, а затем замкнуть
ториевый цикл на этом накопленном уране-233 как топливе); во-вторых – сама судьба
реакторов на быстрых нейтронах (реактор размножитель, реактор самообеспечения
или сжигатель плутония (минор-актинидов)) в каждой стране выглядит по-разному;
в третьих – есть иные многокомпонентные схемы – с ADS-системами,
жидкосолевыми реакторами и, даже, охлаждаемыми расплавленными солями термоядерными
источниками нейтронов.
«Энергокластер из быстрого реактора, нескольких ВВЭР,
производства переработки ОЯТ и изготовления смешанного уран-плутониевого
топлива (МОХ-топлива), будет потреблять меньше природного урана на единицу
вырабатываемой мощности и не будет накапливать РАО» - меньше природного урана он, конечно, потреблять будет, а вот про РАО –
ошибка – Автор в очередной раз подменяет понятия – выработка РАО (по
активности) зависит исключительно от энерговыработки, поскольку в каждом акте
деления не только выделяется энергия, но и появляются два ядра продуктов
деления, которые и являются основой РАО в их истинном понимании. Речь идет о
том, что такой энергокомплекс может (хоть это и не простая задача) не
нарабатывать трансурановые элементы, а поддерживать их количество на постоянном
уровне.
«Таким образом, первоочередной задачей является
разработка проекта реактора примерно той же мощности, но обладающего
коэффициентом воспроизводства порядка 1,5» - такой проект разрабатывают, например, в Индии – это реактор с натриевым
теплоносителем, металлическим топливом и, вероятно, металлическим бланкетом.
Иначе высокого КВ не достигнуть. Ничего похожего у нас в проекте БН-1200 не
было.
«Путь к повышению коэффициента воспроизводства
открывается, в частности, в связи с возможностью использовать в зонах
воспроизводства вместо обеднённого урана (0,2 % урана-235) отработанного урана
из ОЯТ ВВЭР, содержащего 1 % урана-235.» - это
ошибочно. Конечно, можно использовать урановый продукт от переработке ОЯТ ВВЭР –
спору нет. Но, формально, наработка плутония-239 происходит из урана-238,
соответственно в обедненном уране этого изотопа 99,8%, а в отработанном уране
ВВЭР – 99% и наработка плутония в бланкете из обедненного урана, незначительно,
но эффективнее.
«В стране разработаны надёжные воднохимические
технологии отделения продуктов деления в ОЯТ от урана, плутония и других
тяжелых металлов; разделения урана и плутония, а также выделения младших
актинидов.» - ошибочное суждение, вероятно Автор плохо знаком с
технологиями переработки ОЯТ. Надежными их можно считать в рамках изначального
предназначения PUREX процесса – переработка слабовыгоревшего
ОЯТ с низким содержанием плутония с целью его выделения в максимально очищенном
виде для дальнейшего производства ядерного оружия. Когда речь идет о топливе
реакторов на быстрых нейтронах – где содержание плутония высоко, выгорание
значительно, а экономика топливного цикла заставляет сокращать длительность
внешнего цикла (т.е. раньше перерабатывать) – воднохимические технологии нельзя
считать не только надежными, но и даже разработанными. Косвенно это
подтверждают усилия проекта ПРОРЫВ – воднохимическая технология разрабатывается
с 2011 года, на базе проверенных решений ПО «МАЯК» и до сих пор вопросов больше
чем ответов. А уж выделение младших актинидов – это вызов для радиохимиков всех
стран Мира.
«Учитывая исключительную вредоносность плутония
решение этой проблемы потребует разработки (и / или внедрения)
высокотехнологичного оборудования, включая робототехнику. Здесь, однако, может
помочь опыт реализации подобных технологий, накопленный во Франции.» -
удивительно применение настолько эмоциональных слов вместо существующих
общепринятых терминов. Что такое «исключительная вредоностность» в чем она
измеряется и как определяется – не ясно. Конечно потребуется внедрение
робототехники – России давно пора шагнуть в XXI век и все более исключать ручной труд на предприятиях топливного цикла.
Кстати, у французов на заводе MELOX не все так уж радужно.
«Если считать, что этот момент уже наступил и с 2018
г. начнётся разработка и реактора, и необходимых технологий переработки ОЯТ,
захоронения высокоактивных отходов, производства МОХ-топлива и т. п., то можно
было бы ожидать, что лет через 5 эти проекты будут осуществлены, а лет через 10
первый быстро-тепловой атомный энергокомплекс вступит с строй.» - где то я уже это слышал… пятелетку в три года, закончим проект ПРОРЫВ
досрочно не бумажными проектами, а пущенными к 2020 году объектами, даешь ПСР в
каждую лабораторию и три открытия к концу квартала J Тут я согласен
с комментаторами – пока обещать какие то сроки опрометчиво – нужно провести
планирование и только потом говорить.
«необходимость многолетней выдержки топлива каждого
вновь вводимого быстрого реактора» - все как раз
наоборот – чем короче внешний топливный цикл, чем быстрее мы пускаем топливо в
переработку, тем лучше экономика. Выдержка требуется для применения старых
трюков – гидрометаллургических методов переработки. Во многих странах (Япония, Корея,
Индия) принимается иное решение: неводные методы переработки и/или
комбинированные схемы. В России такие попытки, вроде как, тоже осуществляются и
тогда целевым показателем будет не 10 лет, в 1,5 года.
«В ведущем институте по разработке быстрых
реакторов закрыта аспирантура» - значит это уже не ведущий институт,
может пришла пора это признать? – «…то нынче с нею не в силах справиться и
дипломированные кандидаты наук…» - еще одно тому подтверждение
Теперь к ответам на поставленные вопросы:
1) Не согласен с бульварным тоном вопроса, но, по сути – это требование
МАГАТЭ: не создавать ядерных технологий, которые перекладывают сложности на
плечи последущих поколений
2) Вопрос безграмотен: если уж плутоний некондиционный, то что с ним сделает
реактор на быстрых нейтронах. Верный ход: наработка в бланкетах реакторов на
быстрых нейтронах делящихся изотопов плутония, их подмешивание в плутоний,
полученный в рамках переработки ОЯТ ВВЭР с целью восстановления реактивности и
затем уже изготовление из этого топлива для ВВЭР. При этом четные изотопы
плутония будут накапливаться до некоторого, стационарного, уровня и далее,
вплоть до вывода из эксплуатации, нарастать количество плутония в системе не
будет.
3) Нет – по причинам изложенным выше – чем выше будет темп наработки, тем
большее количество ВВЭР сможет снабжать один БН в стационарном режиме.
Предлагаю более слов «некондиционный плутоний» не употреблять, а говорить о
плутонии с пониженной реактивностью либо с пониженным содержанием делящихся
изотопов
4) И да и нет: «да» - потому что не киловат является основным продуктом БН, а
плутоний, который позволяет удешевить киловат ВВЭР, работающих с ним в связке; «нет»
потому что если парогазовые станции дешевле – то давайте их и строить и зачем
тогда рассуждать об атомной энергии. Мое предложение «оптимизируемым параметром должна
быть стоимость киловат*часа, вырабатываемого энергокомплексом из ВВЭР и БН с
учетом полных затрат на сооружение и эксплуатацию этого комплекса». При
этом я осознаю, что эффективные энергокомплексы будут монструозного размера и
конкурентоспособны только вблизи больших индустриальных центров, но это уже
другая статья.
|
|
|