proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
К юбилею атомной отрасли
  Агентство  ПРоАтом. 20 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





Обсудим?!
ОЯТ не перерабатывать! Только захоранивать, не нарушая оболочек твэлов
Согласен
Согласен с оговорками
Не согласен

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
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.
PRo Рекламу

[08/11/2017]     Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО

С.М.Ефименко, заместитель директора Ленинградской АЭС

Процесс вывода энергоблоков атомной станции из эксплуатации имеет много аспектов: социально-экономических, экологических, технических и технологических. В социально-экономическом плане Ленинградская АЭС достаточно уникальный объект. Вывод из эксплуатации энергоблока, отработавшего 45 лет, не приведет к социальным последствиям с точки зрения наличия рабочих мест и других социальных факторов, потому что новый блок строящейся ЛАЭС-2 находится в стадии предпусковых операций.



Специалисты уже приступили к горячей обкатке оборудования энергоблока №1 с реактором ВВЭР-1200. В период масштабных пуско-наладочных работ планируется проведение 78 испытаний на горячей воде, которые пройдут в различных сценарных условиях и подтвердят работоспособность основного и вспомогательного оборудования и систем реакторной установки в проектных, рабочих режимах. За отведенные на «горячий» этап 30 суток специалисты обкатают четыре главных циркуляционных насосных агрегата, продуют собственным паром главные паропроводы, проведут комплексные испытания систем безопасности, проверят систему электропитания собственных нужд, системы управления и защиты реакторной установки. Поэтапное выполнение комплекса испытаний позволит убедиться, что работа энергоблока будет надежной и безопасной в течение всего периода эксплуатации. По окончании горячей обкатки состоится физический пуск первого энергоблока Ленинградской АЭС-2, который планируется на начало декабря т.г.

Население Соснового Бора и близь лежащих районов с точки зрения социальной защищенности, наличия рабочих мест не только не пострадает от вывода энергоблоков ЛАЭС-1 из эксплуатации, но и имеет перспективу увеличения числа рабочих мест за счет того, что при выводе энергоблоков из эксплуатации персонал АЭС также будет задействован.

Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС

В своё время в «Росатоме» были разработаны три концепции вывода из эксплуатации (ВЭ) энергоблоков АЭС:

- «Концепция подготовки и вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС ОАО «Концерна Росэнергоатом», утвержденная гендиректором ОАО «Концерн Росэнергоатом» С.А.Обозовым 17.12.2010 г.;

- «Объектовая концепция вывода из эксплуатации Ленинградской АЭС», утвержденная гендиректором ОАО «Концерн Росэнергоатом» Романовым Е.В. в 2011 г.;

- «Концепция ВЭ ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, утвержденная  гендиректором ГК «Росатом» Кириенко С.В. 15.07.2014 г.

В Объектовой концепции ЛАЭС в качестве основного варианта ВЭ был выбран «немедленный демонтаж с отложенной разборкой реактора». В пользу этого варианта выступали две основных причины: отсутствие принятого обоснованного метода обращения с отработавшим реакторным графитом и снижение количества образующихся РАО и дозовых нагрузок на персонал.

Согласно российскому законодательству, нормативным документам НП-012-99 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции», НП-091-14 «Обеспечение безопасности при ВЭ ОИАЭ», программа вывода блока из эксплуатации должна быть разработана не позднее, чем за 5 лет до истечения проектного срока эксплуатации блока АЭС. Для каждого блока многоблочной АЭС должна разрабатываться отдельная Программа вывода из эксплуатации. На Ленинградской АЭС на сегодняшний день разработаны все четыре программы вывода из эксплуатации всех четырех блоков ЛАЭС-1 (рис.1).

Рис.1 Программы ВЭ разработаны для всех 4-х энергоблоков ЛАЭС

 

Первый блок ЛАЭС-1 был введен в промышленную эксплуатацию в 1973 г. С учетом продления сроков эксплуатации его вывод намечен на 2018 г. Второй блок будет выводиться в 2020 г., третий – в 2024 г., четвертый - в 2026 г.

С 2003 по 2018 г. первый блок ЛАЭС-1 эксплуатировался в рамках продленного срока службы. Его вывод из эксплуатации начнется в 2018 г. На первом этапе - с 2018 по 2023 г. будет производиться разработка проекта, получение лицензии, перевод блока в ядерно-безопасное состояние. С 2023 по 2052 г. будет осуществляться непосредственно сам процесс вывода из эксплуатации. На рис.2 показаны этапы жизненного цикла блока №1 ЛАЭС-1. В эксплуатации блок №1 будет находиться вплоть до 2018 г. После его останова начнется процесс вывода из эксплуатации (рис.2).

Рис.2 Этапы жизненного цикла блок №1 ЛАЭС-1

 

На втором этапе вывода из эксплуатации будет производиться  подготовка к ликвидации и ликвидация оборудования и самого реактора в течение 20 лет. По окончании этого периода радиационно загрязненные и радиационно опасные объекты 1 и 2 блоков ЛАЭС-1 будут ликвидированы. Здания и сооружения блоков после приведения в радиационно безопасное состояние по решению эксплуатирующей организации могут быть использованы для других промышленных целей. Варианты использования, начиная от обычных производств до радиационной медицины, рассматриваются в настоящее время. Состояние объекта по завершении процесса вывода из эксплуатации – площадка, реабилитированная до уровня обеспечения возможности его дальнейшего промышленного использования.

 

Технологии для вывода ЛАЭС из эксплуатации

На Ленинградской атомной станции разработан технологический процесс переработки отработанного ядерного топлива. Комплекс оснащен современными установками для приведения РАО в безопасный вид для окончательного захоронения.

В промышленную эксплуатацию сдан комплекс контейнерного хранения ОЯТ. Внедрена система комплекса сухого хранения ОЯТ с использованием металлобетонных контейнеров, который позволяет обеспечить перевод ОЯТ в наиболее безопасное его хранение и удаление с площадки. В настоящее время тепловыделяющие сборки (ТВС) с энергоблоков поступают в комплекс по переработке ОЯТ, где оно упаковывается в металлобетонные контейнеры, которые по мере накопления отправляются к местам постоянного хранения в Красноярский ГХК.

Для приведения энергоблоков в безопасное состояние при их выводе, предусмотрено повторное использование ядерного топлива, ещё не выработавшего свой ресурс (рис.3).

Рис.3 Схема повторного использования облученных ТВС

ТВС с энергоблоков №1 и №2 будут переводиться на действующие блоки №3 и №4 для обеспечения дожигания топлива. Это экономически целесообразно, так как позволит сэкономить порядка 500 свежих топливных кассет. С блока №1 можно повторно использовать ~ 1000 облученных ТВС.

 

Технология обращения с ТРО в процессе вывода блоков из эксплуатации

Образующиеся в процессе жизненного цикла АЭС радиоактивные отходы (РАО) делятся на категории по агрегатному состоянию: жидкие – ЖРО и твердые – ТРО, по уровню активности: очень низкоактивные – ОНАО, низкоактивные – НАО, среднеактивные – САО и высокоактивные – ВАО. Категория и физико-химические характеристики отходов определяют выбор технологий и установок для их переработки.

Рис.4 Схема обращения с ТРО на ЛАЭС

На Ленинградской АЭС введен в эксплуатацию комплекс по переработке и утилизации ТРО, включающий установку по прессованию и установку по сжиганию твердых РАО. Основная задача комплекса – кондиционирование, уменьшение объемов твердых радиоактивных отходов и подготовка их к хранению. Комплекс по переработке твердых радиоактивных отходов (ТРО) был введен в 2013 г., комплекс по переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) - в 2014 г. В 2017 г. введены в эксплуатацию вспомогательные здания и сооружения.

По мере образования ТРО, очень низкоактивные, низкоактивные и среднеактивные РАО перерабатываются в объемах, соответствующих проектным мощностям введенных комплексов. Металлические ОНАО перерабатываются на родственном предприятии «Экомет-С», на установке плавления металлоотходов, созданной на основе индукционной печи ИСТ-2500. Технология переработки включает дезактивацию отходов и их плавление. Производительность установки 5000 т/год, коэффициент сокращения объема 0,08. Технология позволяет получать после переплавки чистый металл и остаточный радиоактивный шлам, захораниваемый отдельно.

Горючие ОНАО сжигаются, прессуемые - после сортировки перерабатываются так же, как и низкоактивные и среднеактивные РАО.

В состав комплекса по переработке твердых РАО (очень низкоактивных, низко- и среднеактивных ТРО) входят: установки сортировки и фрагментации, прессования, сжигания, транспортно-технологическое оборудование, системы дезактивации, система топливоподачи, система воздухоснабжения. После переработки ТРО поступают в хранилище модульных упаковок и хранилище твердых РАО.

Высокоактивные РАО при выводе блоков из эксплуатации будут перерабатываться по специальным технологиям.

Пристанционный комплекс контейнерного хранения ОЯТ, проектная производительность которого составляет 3600 ОТВС/год (50 металлобетонных контейнеров), находится в опытно-промышленной эксплуатации. Регулярные рейсы по доставке ОЯТ ЛАЭС в централизованное сухое хранилище камерного типа, расположенное на площадке ФГУП "Горно-химический комбинат", осуществляются железнодорожным транспортом в специальных транспортно-упаковочных комплектах ТУК-109. Окончание вывоза ОЯТ с ЛАЭС ориентировочно запланировано на начало 2040-ых гг.

 

Схема переработки ТРО

Радиоактивные отходы с энергоблоков поступают в спецкорпус по переработке. По транспортному контейнеру ТРО, не требующие дополнительной обработки (сушки, сжигания), подаются на стол сортировки. В спецкорпусе происходит дистанционная сортировка РАО с помощью манипуляторов, без контакта человека с отходами. Затем отсортированные отходы поступают на переработку: сжигаемые — отправляют на установку сжигания, несжигаемые - прессуют на суперпрессе.  При этом отходы во много раз уменьшаются в объеме. Транспортирование ТРО производится на специально оборудованном транспорте.

Установка сжигания оснащена системой очистки дымовых газов. Мокрая очистка происходит на газоочистителях, сухая - на фильтрах «тонкой» очистки. Эффективность фильтров «тонкой» очистки составляет 99,99 %. После очистки газы проходят радиационный и химический контроль. На выходе из вентиляционной трубы получается «чистый» газ. Фильтры системы очистки дымовых газов, как и все твердые радиоактивные отходы, направляются на переработку. Образующаяся при сжигании зола загружается в бочки и направляется на прессование. Суперпресс с усилием 2 тыс. тонн сжимает отходы, загруженные в специальные бочки. После прессования получаются брикеты, которые укладываются в железобетонные контейнеры. Их герметизируют, и такая упаковка готова к размещению на окончательную изоляцию.

На ЛАЭС имеется временное хранилище, в котором размещаются готовые к захоронению контейнеры, ожидающего окончательную изоляцию РАО. Твердые радиоактивные отходы, упакованные в контейнеры, имеют несколько степеней защиты от воздействия на окружающую среду. Во-первых, это их состояние после переработки. Во-вторых, стенки контейнера и самого хранилища, исключающие возможность воздействия РАО на население и окружающую среду. Хранилище и штабели контейнеров рассчитаны на особые ситуации, например, стихийные бедствия. Хранилище оборудовано системой радиационного контроля.

При выводе из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС-1 будут образовываться радиоактивные отходы. Спецкорпус, введенный в промышленную эксплуатацию 31 декабря 2014 г., рассчитан, в том числе и на переработку РАО, которые будут образовываться при выводе АЭС из эксплуатации. Производительность комплекса: переработка 5 м3 /год ЖРО (горючее активное масло), переработка 1 770 м3 /год ТРО (сжигаемые и прессуемые РАО), из них 1 600 м3/год — очень низкоактивные, 170 м3/год — низко- и среднеактивные ТРО.

В ближайшей перспективе будут созданы: установка измельчения и прессования отработавших воздушных фильтров, установка паспортизации контейнеров, установка дополнительной сортировки по удельной активности ТРО после прессования, что позволит отделять более активные отходы от менее активных с последующими различными местами хранения, будет смонтирована установку сушки твердых радиоактивных отходов.

Функционирование комплекса переработки ТРО направлено на снижение воздействия атомной станции на экологическую обстановку. Образующиеся твердые радиоактивные отходы не только приводятся в безопасную и стабильную форму, но и снижаются их объемы, накопленные за 40 лет работы ЛАЭС. При выходе на проектную производительность было достигнуто уменьшение объема ТРО не менее чем в 4 раза.

 

Комплекс переработки жидких РАО

Комплексы по переработке ТРО и ЖРО, которые будут использованы при выводе АЭС из эксплуатации, работают сегодня в полном объеме. Установки сортировки, прессования и сжигания ТРО, цементирования и ионоселективной очистки ЖРО функционируют в режиме промышленной эксплуатации.

Ведутся работы по созданию установки переработки пульпы ионообменных смол и фильтраперлита методом цементирования. Ионообменные смолы используются в технологии очистки контурной воды. Планируются работы по созданию установки переработки кубового остатка, и также дополнительных емкостей для хранения ЖРО.

На рис.5 показана схема малоотходной технологии переработки ЖРО.

Рис.5 Схема малоотходной  технологии переработки ЖРО

Переработка гомогенных ЖРО по малоотходной технологии заключается в следующем: кубовый остаток поступает в установку, где происходит его очистка от кобальта 60, цезия 134, 137 специальными технологическими операциями. Гетерогенные ЖРО (отработавшие фильтматериалы спецводоочисток) уходят в шламы, остальное после обработки направляется в хранилище сухих солей.

Трапные воды (неорганизованных протечек или случайных проливов), воды спецпрачечных после выпарных установок являются гомогенными ЖРО. Кубовый остаток по малоотходной технологии превращают в сухие соли, которые практически не радиоактивны и могут безопасно храниться в хранилище сухих солей. Радиоактивный шлам поступает на установку цементирования и далее в хранилище контейнеров.

Этот третий комплекс находится сейчас в стадии строительно-монтажных работ. В эксплуатацию он будет запущен в 2018 г. До ввода его  в эксплуатацию используются специальные резервуары для хранения ЖРО.

Малоотходная технология переработки гомогенных ЖРО позволяет перевести радионуклиды из объема концентрированного раствора в осадок, произвести дальнейшее отверждение и размещение РАО в железобетонных контейнерах. Объем радиоактивных шламов составляет всего 2-5% от объема ЖРО, что позволяет компактно хранить эти отходы. Осушка очищенного от радионуклидов концентрированного раствора до сухих солей, упаковка их в тонкостенные контейнеры позволяет размещать их в хранилище ангарного типа или на полигоне промышленных отходов. Они практически безопасны.  Конденсат возвращается в технологический процесс.

Все представленные методы по обращению с ТРО и ЖРО используются на ЛАЭС в настоящее время и будут модернизироваться в дальнейшем, также будут создаваться новые технологические схемы переработки ЖРО. Это позволяет уменьшить количество отходов, накопленных за время эксплуатации энергоблоков, обеспечить перевод РАО в форму, более безопасную для хранения, удовлетворяющую критериям приемлемости. Эти технологии могут использоваться и для переработки РАО, образующихся при выводе из эксплуатации блоков ЛАЭС-1.


Облученный графит

При продлении ресурса блоков РБМК ЛАЭС-1 возникла необходимость продления ресурса графитовой кладки, для чего была разработана технология восстановления ресурсных характеристик графита. Это позволило существенно продлить срок эксплуатации блока №1 с 2012 до 2018 г.

Облученный графит упаковывается в специальные контейнеры, которые пока хранятся на блоке, потому что они высокоактивны. В отличие от ОЯТ, которые будут захораниваться в специальных могильниках, окончательного решения по графиту нет. Необходимо найти способ безопасного обращения с графитом, чтобы переводить его в другой, более низкий класс опасности (технологии с использованием химической обработки, сжигания или другого физического воздействия на графит). Сегодня предложения по переработке реакторного графита находятся на уровне лабораторных исследований. Для того чтобы вывести предложения на промышленный уровень, необходима соответствующая технологическая площадка, которой может стать Ленинградская АЭС.

 

Варианты использования площадки ЛАЭС после вывода из эксплуатации

В качестве вероятных вариантов использования площадки ЛАЭС-1 после окончания срока эксплуатации рассматриваются следующие:

1) организация опытно-демонстрационного центра по выводу из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа РБМК,

2) организация отраслевого учебно-тренировочного центра для подготовки персонала АЭС и подрядных организаций,

3) использование территории ЛАЭС для нужд атомной отрасли:
       - снабжение добавочной водой и водой для нужд водопожаротушения потребителей сооружаемой ЛАЭС-2 от имеющихся систем ЛАЭС;
       - снабжение соседних объектов хозпитьевой водой;
       - использование имеющихся открытых распределительных устройств (ОРУ);
       - временное хранение и обращение с РАО (дезактивация, фрагментация и переработка отходов).

Кроме работ по графиту весьма перспективно развитие радиационных технологий, которые применяются на Ленинградской атомной станции. Их можно тиражировать на другие блоки РБМК. Хотелось бы, чтобы центр этого направления остался в Сосновом Бору, так как ЛАЭС первой начала использование радиационных технологий и остается единственной АЭС в России, которая производит изотопы. Активную заинтересованность к ним проявляют медицинские учреждения, которые используют изотопную продукцию для диагностирования и лечения онкологических заболеваний. В будущем корпуса и территорию ЛАЭС можно использовать под различные новые производства и мини-заводы. Возможно создание технопарка, для организации которого есть все необходимые ресурсы: территория, энергоисточник, транспортная доступность. Это не только перспективно, но и выгодно для ЛАЭС, так как позволит максимально сохранить рабочие места.

 

По материалам выступления на конференции «Вывод из эксплуатации АЭС и мировой опыт комплексного решения технологических, экономических и социально-экологических проблем», Санкт-Петербург, октябрь 2017 г., подготовила Т.А.Девятова

 

 
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: 1.9
Ответов: 10


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 15 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 14/11/2017
ЛАЭС! Что там у вас происходит???http://www.laes.ru/new_lnpp/mindex.shtml?../content/pressa/reliz/2017/9_09_17.htm
Управление информации и общественных связей10.11.2017Изменения в расписании автобусовВ связи с временным выводом 300 сотрудников ЛАЭС в смену с графиком 18.00-00.00час с 13.11.2017 (на срок примерно 2-3 недели) в расписание автобусов будут внесены следующие изменения:


[ Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 18/11/2017
Происходит OSART (миссия-комиссия).А чтобы ремонтный персонал на глаза комиссии не попадался, его в вечер и перевели, временно. Кстати, интересно, - с профсоюзом это согласовывали?


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 22/11/2017
С профсоюзом имени карпенко? Ха! "Что воля, что неволя - всё одно".  


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 23/11/2017
Вы об чём?  Карпенко давно в Москве.


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 10/11/2017
Перлов в статье, как блох на барбоске.... 
  1. "Металлические ОНАО перерабатываются на родственном предприятии «Экомет-С»" С каких пор это частная лавочка стала "родственной"? Как можно закладывать в проекте на каких условиях она будет работать и будет ли работать вообще? Не понимать того, что не будь над экометом крыши, его давно бы его прихлопнули с заведением уголовного дела. 
  2. Опять собрались "утилизировать РАО". 
  3. "Облученный графит это ВАО. Хотим теперь безопасный способ, чтобы его перевести в более низкий класс" ВАО останется ВАО при любой переработке, кроме разбавления. Но разбавление запрещено. Так что вы хотите, можете сформулировать грамотно?
Ладно, журналист, она что поняла то и пропела. Вот только, увы, нет уверенности, что подписавший замдиректора, живущий в мире розовых слонов, выше нее квалификацией.


[ Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 09/11/2017
В статье нет ответа на главные вопросы: 1. ОЯТ и РАО. Куда, в каком виде? 2. Графит. Что с ним делаем? Кто это все будет делать?


[ Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 09/11/2017
Очень мудро подошли к этому вопросу на Белоярской АЭС. У них вывод из эксплуатации - 2070 год.


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 08/11/2017
Из материалов статьи видно, что на станции появилось осознание того, что вывод из эксплуатации неизбежен, и руководство станции начало освоение средств, выделенных на ВЭ. Попробуем оцифровать уровень осознания опасностей, продемонстрированный в статье заместителем директора.
Добавим данные свободного доступа [интернет] из ОСПОРБ по НАО, САО и ВАО для долгоживущих альфа нуклидов, возьмем среднюю удельную активность графита из публикации ТПИ для ПУГР, среднегодовую наработку ОТВС 63 тонны по тяжелым металлам (удельная долгоживущая активность 0,25Ки/г) и 45 лет эксплуатации. За единицу измерения активности берем Бк, как рекомендует нам СИ.
1600 м3 НАО *10^3 =                                              1,6*10^6 170 м3 САО *10^6 =                                                 1,7*10^8 Х м3 ВАО *10^10 =                                                  ?? 2 000 000 кг графита * 10^9 =                                2*10^15 63 000 кг ОЯТ * 45 лет = 2 800 000 кг * 10^13 =   2,8*10^19 Не будем обращать внимание на активированные КМ, бетон.
Получается, что первый шаг к пониманию, что необходимо сделать, составляет одну сотую от активности 1 м3 ВАО, одну десятимиллионную от активности графитовой кладки, и менее одной сто миллиардной от активности ОЯТ.
Очень много предстоит сделать коллективу до начала вывода из эксплуатации, даже если ОЯТ согласится забрать ГХК.
Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 09/11/2017
Прочитал статью несколько раз - ничего не понял. Разбираем ли РО? Если разбираем, то оставляем ли графит под  открытым небом? (то что  с графитом ничего делать не будем - это понял). Куда везем разобраннвнные радиоактивные конструкции - в Гатчину, в Петергоф, в Новгородскую область или через всю страну в Красноярск? Какая выгода что то организовать в зданиях с почти 100 летним износом и неприспособленных ни для какого бизнеса?  Построить новое каркасное или модульное при современных технологиях - копейки.


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 23/11/2017
Металлоконструкции переплавит Экомет-С и траванёт еще раз Европу рутением. Выкурим Боцмана из его норы. Мы им покажем Кузькину мать! 


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 09/11/2017
...Из материалов статьи видно, что на станции появилось осознание того, что вывод из эксплуатации неизбежен... -------------------------
   Это в голове у Дементия Б. внезапно появилось "осознание того, что вывод из эксплуатации неизбежен", а  разработка первой программы ВЭ началась в 2007 году.-------------------------
    Кстати, из материалов очередного комментария, состряпанного Дементием, видно, что произносить благоглупости с умным видом - это его призвание.


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 09/11/2017
"— это его призвание" — типичный метод шавок из департамента коммуникаций: как только на ПРоАтом появляется умный автор или комментатор, его тут же начинают оскорблять и обливать грязью. Думаю, что Дементий Башкиров не клюнет на эту приманку и не ввяжется в пустопорожнюю склоку, о которой мечтают провокаторы.


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2017
...Очень много предстоит сделать... даже если ОЯТ согласится забрать ГХК.
-----------------
Ваш любимый "умный комментатор" изрёк очередную бессмыслицу,т.к. с ЛАЭС на ГХК отработавшее топливо возят уже четвёртый год!Может быть ГХК до сих пор с этим не согласен ?Или "комментатор" подразумевал какой-то другой ГХК ? 


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 11/11/2017
Виноват, ошибочка вышла.ОЯТ с ЛАЭС на ГХК возят не четвертый год, а уже  шестой:
" РИА НОВОСТИ, ОПУБЛИКОВАНО 06.04.2012 Горно-химический комбинат (ГХК, Красноярский край) приступил к эксплуатации "сухого" хранилища ОЯТ, на объекте началась разгрузка первого эшелона с Ленинградской АЭС".
Жаль, Дементий про это не знает :))


[
Ответить на это ]


Re: Подготовка к выводу из эксплуатации блоков ЛАЭС и планы по обращению с РАО (Всего: 0)
от Гость на 12/11/2017
Спасибо за конструктивную критику, которая напомнила мне и советские утопичные планы, и «старые» дорожные карты Росатома, впоследствии многократно актуализированные.      На ГХК в 2008-2010 планировали строительство завода по производству МОКС для старта БН-800 (потом переделали и для пуска БР Китая), поэтому спешно гнали строительство сухого хранилища. Из-за этой гонки ГХК по уровню безопасности был отброшен в 1949 год. Это хранилище принципиально нарушало безопасность объектов ГХК, которые находятся «под горой», и недоступны наземному ядерному оружию. Теперь и ГХК стало легкой мишенью для ЯО, как все АЭС России.      Стартовая загрузка БН-800 составляет 20 тонн, из которых примерно 5 – плутоний. В топливе РБМК приблизительно 1,5% плутония. Для старта БН-800 нужно (нужно было к началу 2014) всего 300 тонн ОЯТ РБМК, а один РБМК-1000 за 45 лет нарабатывает почти 3000 тонн ОЯТ. Для старта БН-800 никакого сухого хранилища при ГХК строить не надо было, для этого с большим избытком хватает своего ОЯТ.     После старта БН-800 более не нуждается в подпитке ни ураном-235, ни плутонием. Ему достаточно своего ОЯТ и немного обеденного урана. Добавлять внешний плутоний нужно либо при большом проценте отходов, либо при КВ менее 1, то есть тогда, когда технология ЗЯТЦ не работает в заявленном режиме.      Потребителей для ОЯТ тепловых реакторов, в виде БН, в России нет. Делать ремикс Россия не собирается. Для ГХК планировали найти в качестве потребителя стартующие китайские быстрые реакторы, но Китай повернулся лицом к ВИЭ.      Перевозки ОЯТ (то есть 99,99% активности реакторных отходов) из Питера в Красноярск на завод по переработке не имеют никакого смысла. Наоборот. Если вдруг заработает ЗЯТЦ с БН, то избыточный плутоний можно будет использовать для РБМК или ВВЭР.      Перевозок ОЯТ тепловых реакторов быть не должно. Реактор на тепловых нейтронах это и начальный, и конечный пункт использования топлива открытого ядерного цикла, если не был вовремя запущен замкнутый быстрый цикл. А ЗЯТЦ не был запущен в 60-е годы. Следуя логике ОСПОРБ и простой этике, этот ценный ОЯТ должен быть подвергнут окончательному обезвреживанию на месте потребления.      Ценность ОЯТ тепловых реакторов, которые выпали из цикла 50 лет назад, будет востребована лишь при замене более 30% реакторного парка на быстрые реакторы, и только тогда, когда закончатся запасы обедненного урана. Ближайшие 200-400 лет этого не произойдет, даже если планы перехода на БН будут воплощены в жизнь и будут остановлены все уран добывающие предприятия.      В научных планах наших дедов, тепловых реакторов не должно было быть в таком количестве, которое есть сегодня. Переход на быструю энергетику планировался на рубеже 50-60-х годов, но правительства ядерных стран тогда взяли курс на строительство огромного парка накопителей, а не потребителей плутония (бридер – это одновременно и потребитель и размножитель плутония). Это ошибка политиков, а не ядерщиков. Против этого курса выступали все специалисты, начиная с Манхэттенского проекта. К специалистам, в том числе по БР и ЗЯТЦ, советская власть не прислушалась, а американские власти услышали предостережения ученых.      Сегодня нужно считать, стоит ли хранить ОЯТ ТР несколько столетий, подвергая целые регионы риску радиационного заражения, или сразу удалить их на недосягаемую ядерным оружием глубину. По имеющимся у меня данным, временное хранение 50, 100, или более лет экономически не оправдано, даже для самой стабильной страны и самой стабильной экономики. Для России нужно иметь примерно 30 ГВт быстрых мощностей, чтобы экономически оправдать такое хранилище, но такое количество БР несовместимо ни с российской энергетикой, ни с радиационной безопасностью.       Длительное временн

Прочитать остальные комментарии...


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.13 секунды
Рейтинг@Mail.ru