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

[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: 0.31 секунды
Рейтинг@Mail.ru