proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[22/05/2015]     Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС

Самаров В.Н., д.т.н.,  генеральный директор  «Лаборатория Новых Технологий»; Е.В. Комлева, Технический университет Дортмуд, Германия,  В.З.Непомнящий,  к.т.н., ст. науч. сотр. «Лаборатория Новых Технологий»  

В 2006 г. фирма «Лаборатория Новых Технологий» (ЛНТ), занимающаяся консолидацией из металлических порошков с помощью горячего изостатического прессования (ГИП) изделий сложной формы, сделала попытку предложить свои приёмы к решению некоторых проблем в атомной энергетике. Суммируя эти идеи, в  журнале «Атомная стратегия» в августовском номере была напечатана статья: «Новое решение проблемы хранения отработавшего ядерного топлива».  Успеха статья не имела, за все прошедшие 9 лет она удостоилась лишь 2-х отзывов: одного – мягко пессимистического, другого – предельно негативного (автор был назван преступником!). Однако, в конце прошлого и начале нынешнего года заголовок этой статьи неоднократно, не боясь насмешек, появлялся на первой странице выпусков агентства ПРоАтом. Это, естественно, согревало души авторов статьи и, поскольку за прошедшие годы, ими было передумано ещё немало новых  решений, возникло желание поделиться и ими.


Возможности процесса ГИП для уплотнения материалов до реально 100% плотности и бездефектной структуры и формирования полностью герметичных соединений, известны, поэтому, для упрощения обсуждения темы мы хотим ограничиться в данной публикации лишь одной проблемой – как и куда девать отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) атомных реакторов. Дело в том, что их ежегодно нарабатываемый объём  в 7 раз больше, чем годовая производительность единственного действующего химкомбината «МАЯК», способного перерабатывать ОТВС. Отсюда – необходимость ежегодно как-то пристраивать шесть седьмых свеженаработаных ОТВС, имея в виду, что около каждого реактора накапливаются десятками лет ранее не пристроенные, стареющие и состарившиеся ОТВС. Эта проблема сейчас решается путём увеличения ёмкостей приреакторных бассейнов охлаждающей выдержки горячих ОТВС и «сухих» хранилищ  для достаточно остывших ОТВС. Понимая, что разрастание вокруг АЭС этих довольно хлопотных объектов – не есть хорошее решение, все атомщики уповают на поиск такого места, куда можно было бы отсылать свои ОТВС в количестве, сдерживающим их нарастающий поток. Ясно, что такое хранилище должно отвечать многим серьёзным требованиям.  Надо заметить, что проектировщики будущих хранилищ всегда избегают обсуждения этого щекотливого вопроса, видимо, чтобы не портить себе настроения, однако мы не можем воздержаться от их перечисления:

1) Должна быть достаточно обширная территория, которой хватило бы на длительное использование – слишком большие капитальные вложения требует его устройство.

2) Территория должна быть мало обжита людьми. Желательно, что бы посторонние совсем на ней не жили.

3) При отторжении данной территории не должны исчезнуть какие-либо виды животных или растений, встречающиеся только в данном месте.

4) Возможное некоторое нарушение экологической обстановки в зоне хранилища не должно широко распространяться за пределы этого региона.

5) По территории не должны протекать реки, уходящие вне её.

6) Вода в регионе не должна быть коррозионно-активной (насыщенной солями).

7) Это должен быть сейсмически пассивный регион.

8) Среднегодовая температура в регионе не должна быть высокой.

9) Территория хранилища должна быть легко просматриваемой, плоской.

10)Заложенные на хранение ОТВС должны быть легко доступны для последующей выемки.

11)Хранилище должно находиться  вблизи  места удобного для достижения морским транспортом.

12) Город-порт вблизи хранилища должен обладать достаточной инфраструктурой, обеспечивающей работоспособность производственного оборудования и охраны всего объекта.

13) Место расположения хранилища должно находиться в стороне от массовых авиационных трасс для исключения аварийного падения на него самолётов.

14) Хранилище должно располагаться в глубине нашей территории, так что бы времени подлёта к нему террористических самолётов или ракет было достаточным для их перехвата.

 

Прежде, чем вдаваться в дебаты на тему где конкретно надо создавать хранилище, попробуем уточнить простой вопрос – в какой оболочке  закладываются на хранение/вечную изоляцию ОТВС.  Сегодня они помещаются в сварные металлические пеналы, вмещающие несколько сборок, или кассет, или пучков твэлов (ПТ) , и закрываются герметично привариваемыми крышками. Ни у кого не вызывает сомнения, что при этом герметичность 100%-ная. Однако такое заключение ошибочно. Давно экспериментально показано (Н. Рот. Вакуумные уплотнения.- М., 1979), что в сварных соединениях металлических деталей всегда имеются микронные проходы, которые дают натекание 2.10-8 л.торр/сек.см. Если положить, что пенал имеет диаметр около 1 м и он состоит из обечайки с приваренными нижним и верхним колпаками и крышки, то общая длина сварных соединений составит около 10 м. Тогда легко подсчитать, что за сутки общее натекание из такого устройства составит около ~ 2 мл при атмосферном давлении. Величина для ёмкостей, которым предстоит хранить радиоактивные материалы тысячи лет совсем не маленькая.

    


Теперь рассмотрим, что и как будет выходить из таких пеналов. Основная радиоактивность в ОТВС обеспечивается плутонием 239, так как его накапливается значительно больше, чем всех других радиоактивных элементов – около 10 кг на 1 т урана. При этом, хотя плутония 239 в ОТВС в 100 раз меньше, чем урана 238, составляющего основной вес ОТВС,  период полураспада плутония 239 на 5 порядков короче. Это значит, что на одну альфа- частицу, испускаемую ураном 238, приходится примерно 1000 альфа-частиц, испускаемых плутонием 239. ОТВС являются источниками альфа-,  бета-,  гамма- и нейтронного излучений  – всё это в разной степени очень вредно как для всего живого, так и для окружающей среды. Но основной вред представляет выброс  через малейшие щели атомов плутония239 за счёт эффекта отдачи. Механизм его давно известен. (Лекции Бекмана И.Н. «Эффект отдачи» , проф. докт. хим. наук, каф. Радиохимии, МГУ.) Энергия  альфа-частиц плутония 239 равна 3,8 Мэв. При такой энергии альфа-частица имеет скорость около 13 000 км/сек. Куда расходуется эта энергия? Если атом плутония 239, излучивший альфа-частицу, оказался внутри твёрдого материала, то на разогрев этого материала. Поэтому ОТВС охлаждаются так медленно, ведь период полураспада плутония 239 – 2,4.104 лет. Если атом плутония 239, испустивший альфа-частицу, оказался на поверхности твёрдого материала или вблизи её, то здесь реализуется эффект отдачи, которая составляет 60 Кэв. Так как энергия связи атомов твёрдого вещества находится в пределах десятка эв, то, очевидно, что вылет альфа-частицы с поверхности  радиоактивного вещества должен сопровождаться значительными нарушениями в окружающей структуре этого вещества и выбросом из зоны отдачи многочисленных атомов, молекул и ультрадисперсных частиц (кластеров), близких по размеру с атомами (10-10 м). Размеры проходов в сварных швах пеналов на 4 порядка больше, поэтому продукты отдачи при альфа-распаде плутония 239 беспрепятственно будут выноситься из внутренней  полости пеналов, наружу. В этом потоке будут присутствовать и атомы плутония 239, и  кластеры, содержащие атомы плутония 239, и другие вредные радиоактивные элементы. Практика показывает, что радиоактивность, выходящая с открытой поверхности, содержащей плутоний 239, очень быстро распространяется вокруг и поражает всё живое. Отсюда следует вывод, что сварные пеналы с ОТВС после некоторого времени неизбежно станут источником радиоактивности. 

Интерес представляет то обстоятельство, что в ИНТЕРНЕТ, исходя из того, что плутоний 239 является только излучателем альфа-частиц (а они не проходят даже через лист бумаги), делается вывод, что он опасен только при вдыхании его во внутрь. В поддержку такого заключения возглашается:  «Не описано случаев отравления плутонием 239 у рабочих атомной промышленности». Далее описывается такой эксперимент: «Если взять в руку кусок плутония 239, то рука почувствует, что он тёплый…»

Одному из авторов этих строк случилось работать с «куском» плутония 239 размерами в полспички в герметичном перчаточном боксе. Когда случайно на несколько секунд одно перчаточное отверстие бокса открылось – пришедшие через несколько минут дозиметристы зафиксировали, что почти всё, находящееся в помещении, имело альфа загрязнение до 1000 доз. Так что с большой вероятностью всё тело экспериментатора с теплым куском плутония 239 скоро могло бы стать холодным. 

Нам не удалось найти в отечественной литературе описанных случаев проходимости радиоактивности из герметизированных пеналов с ОТВС даже после их длительной транспортировки по трясучим дорогам России, но в  качестве примера можно привести информацию, подготовленную в коммюнике Министерства экологии Германии по фактам загрязнения спецконтейнеров, в которых перевозилось ОЯТ на перерабатывающий завод на м.Аг (Франция):

  • в 1997 г. из 55 транспортов с немецких АЭС в 11 случаях зарегистрирована активность, превышающая 4 Бк на 1 см 2  – допустимую норму;
  • в шести случаях внутри железнодорожных вагонов обнаружены “горячие пятна” с максимальной активностью 13 400 Бк;
  • еще в пяти вагонах на полу обнаружены загрязненные участки с поверхностной активностью 13000 Бк на 1 см 2 ;
  • в 1998 г. выявлены случаи загрязнения при перевозках из Германии:
  • в двух случаях на полу железнодорожных вагонов обнаружены пятна с максимальной активностью 10000 Бк на 1 см 2 ;
  • в нескольких случаях обнаружено загрязнение контейнеров с ОЯТ с гораздо меньшей активностью 20 Бк.

Всё, выше перечисленное, привело нас к решению предложить АЭС использовать ГИП в качестве надёжного средства для герметизации пеналов с ОТВС. Прессование в закрытом объёме посредством горячего изостатического (т.е.действующего со всех сторон) газа различных материалов изобретено довольно давно, но оно в основном применяется для изготовления из специальных порошковых сплавов  изделий сложной формы, работающих в особенно критических условиях. На предложение использовать ГИП в данной проблеме нас натолкнуло то, что данным методом со 100%-ной гарантией обеспечивается полная монолитизация всего, что находится в прессуемом объёме. Значит, из пеналов с ОТВС, прошедших ГИП, радиоактивность надёжно не будет просачиваться наружу. Это было бы идеальным для решения проблемы хранения / захоронения  ОТВС.    

Процесс ГИП в достаточной степени отработан, но в приложении к решению нашей задачи требуются некоторая коррекция. Обычно газостаты – автоклавы для ГИП представляют собой внушительного размера сооружения, так как чем они больше, тем больше их  производительность. Но поскольку механические напряжения, разрывающие корпус газостата пропорциональны его диаметру, то толщина стенок, а, следовательно, и стоимость газостата становятся внушительными.

Как было отмечено выше, мы решили сосредоточиться на ГИП ПТ (напоминаем, что так атомщики именуют Пучок Твэлов) –  твэлы, прошедшие операцию разделки – отрезания частей, не содержащих атомное топливо. Это даёт заметные облегчения для последующей работы. Разделочный комплекс, по-видимому (точными данными не располагаем) работает только с сухим материалом, что требует и ГИП. При разделке решается проблема с удалением радиоактивных газов: криптона 85, йода 91, ксенона 133, трития 3 и инертного газа гелия, исходно вводимого в твэлы для улучшения теплопроводности. Решается сложный вопрос с дистанционной загрузкой ПТ в стальной пенал и завариванием его после заполнения. Все эти операции необходимы и для ГИП. Для ГИП в последних операциях требует одно добавление – после загрузки ПТ в пенал в него должна производиться засыпка с вибрацией (потребуется вибростол) гранул ферробора. Гранулы – это порошок идеально шарообразной формы, размером менее 100 микрон. При вибрации гранулы обладают высокой подвижностью, как вода и заполняют всё свободное пространство в пенале с высокой насыпной плотностью. Это обеспечивает равномерную усадку пенала при ГИП и его герметизацию, так, что пористость в местах соединения отсутствует даже под электронным микроскопом. Ферробор – материал, обладающий большой плотностью и прочностью (уступающей только алмазу). ПТ из ОТВС имеют длину около 3,5 м и диаметр около 25 см. Под эти размеры с небольшим напуском должен быть рассчитан и пенал, а на размеры пенала с небольшим напуском нужен и газостат. Разумеется, он будет существенно дешевле стоить, в нём легко можно будет достигать высоких давлений аргона, и с ним легче будет работать. Главное – пеналы, прошедшие ГИП будут компактными и настолько прочными, что их можно транспортировать, без повреждения от сотрясений и пятен радиоактивного загрязнения в упрощённых транспортных контейнерах.                                   

Пребывая в состоянии удовлетворения от того, что у нас всё пока так неплохо складывается, мы совсем забыли, что каждая альфа частица, родившаяся в ПТ, переходит в гелий. За  этим последовала некоторая растерянность – а что же будет с этим газом в нашем прочном твёрдом пенале. Пришлось заняться расчетами. Определим, сколько гелия может за 1 год выделиться в 1 ОТВС за счёт альфа распада плутония 239. Исходим из того, что на 1 т урана нарабатывается 10 кг плутония 239, 1 ОТВС весит около полтонны, значит, в ней находится около 5 кг плутония 239. Удельная активность плутония 239  61,5.10-3 Ки/г,  на 5 кг 307 Ки.   1 Ки = 3,7.1010 Бк, значит,  5 кг плутония 239 содержат около 1013 Бк. 1Бк соответствует распаду 1 альфа-частицы в секунду. Значит 5 кг плутония 239 испускают 1013 альфа-частиц в секунду.  Масса альфа-частицы 4,  в атомных единиц массы – 6,7·10-27 кг . Значит, общий вес альфа- частиц, рождающихся за секунду в ОТВС, равен 6,7 .10-14 г гелия/с. В грамм/ молекулах гелия получается  6,7 . 10-14 :  4 = 1,7. 10-14 в г/моль гелия. Одна г/ молекула любого газа при комнатной температуре и давлении в 1 ат занимает 22,4 нл (нормальных литров). Значит, общий объём, который должны были занять 1,7 .10-14 моль гелия (если бы там было атмосферное давление) составит 22,4нл х 1,7 .10-14 = 3,8 .10-13нл/с). В году примерно 3,1.107 секунд. Значит, за год в ОТВС наберётся 3,8 .10-13х 3,1 . 107 = 1,2 . 10-3 нл. То есть около  1  мл гелия за год, значит за 1000 лет – 1 нл гелия. Заметим, что этот гелий будет накапливаться  равномерно во всех таблетках ядерного топлива, т.е. будет распределён в центральной зоне пенала в окружении прочного, не имеющего никаких проходов материалов.  В приведённом расчёте конечный результат получен для нормального давления (1 ат), но наш газостат может сдавить пенал до весьма высокого давления, например, 4000 ат! При этом, можно ожидать, что прочность сцепления всего содержимого пеналов достигнет высочайшего уровня. Какой объём после снятия давления газостата займёт бывший 1 нл гелия определить трудно, но ясно, что при таком равномерном распределении по объёму пеналу разорвать его структуру будет невозможно, так как любая ничтожная деформация немедленно привела бы к падению давления. К тому же, оболочка пенала из нержавеющей стали – весьма пластичная.

Теперь обсудим, где следует организовывать хранилище для таких специфических пеналов. Если выше представленный перечень требований, предъявляемых к такому объекту, принимать по серьёзному, то лучшего места, чем город-порт ТИКСИ, найти нельзя. Он отвечает всем представленным требованиям! Кроме того, особенно важно, что организовать такое хранилище можно в кратчайшие сроки, так как в данном проекте нет необходимости в строительстве каких-то грандиозных сооружений, как это предполагается в случае подземных хранилищ под Красноярском. На начальном этапе возможно просто привозить и складировать пеналы в свободные места, которых там достаточно. Следует просмотреть возможность использования остаточного тепла пеналов для самостоятельного погружения их в вечную мерзлоту. Обеспечить их охрану сможет воинская часть, которая там имеется.

То, что полное снаряжение пеналов для отправки производится на самой АЭС, которая больше всего заинтересована в их удалении, значит,  при этом можно ожидать инициативу и от  АЭС, по-видимому, не бедной организации. Но за этим возникнет и здоровая конкуренции между АЭС за право стоять в этой очереди в передовых. По мере роста этого бизнеса можно совершенствовать его техническую базу.

Необходимость принципиально новых транспортных и грузоподъёмных решений возникает из-за того, что на таком полигоне работы в холодное время невозможны из-за сильнейших морозов, а в тёплое время тундра превращается в сплошное непроходимое болото, по которому очень трудно перемещать многочисленные и тяжёлые грузы. Для решения этой проблемы нами было предложено новое транспортное средство – паромный дирижабль (ПД). Как все дирижабли, ПД может обладать большой грузоподъёмностью (есть  сведения, что известная фирма «Сколково» разрабатывает дирижабль «Атлант» грузоподъёмностью 250 т). Это позволит нести на подвешенной к нему прочной четырёхугольной раме и многотонную нагрузку пеналов и 4 буровых установки с оборудованием для одновременного сверления для загрузки пеналов сразу 4-х скважин. Последние могут  использоваться при сильном ветре в качестве якорей. ПД не будет летать высоко в небе, а стелиться по земле, постоянно удерживаемый растяжками из 4-х тросов протянутых к 4-м лебёдкам, установленным по углам четырёхугольной площадки, выбранной для полигона. Все операции на ПД вполне осуществимы с помощью современной робототехники. Дальнейший прогресс в этом направлении будет при переходе на сверх эффективные вакуумные дирижабли, подъёмная сила которых больше, чем у гелиевых. Это изобретение Малышкина А.И., патент которого легко открывается в ИНТЕРНЕТ, хотя и мало понятен «без юридического оформления», как выразился изобретатель.

 

    


Плюсы такого решения проблемы, прежде всего, заключаются в том, что снимается острота опасности накопления старых ОТВС при АЭС, тем самым открываются возможности для строительства новых блоков АЭС. Кроме того, появляется возможность практически без затрат продолжительно хранить ОТВС до тех пор, пока не будет разработана безопасная и эффективная технология их переработки.  После этого без большого труда можно будет доставать пеналы с ОТВС из вечной мерзлоты и извлекать из них все ценные элементы, которые не канут безвозвратно, а сохранятся для наших потомков.

 

 
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: 0
Ответов: 0

Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 7 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2015
"Одному из авторов этих строк случилось работать с «куском» плутония 239 размерами в полспички в герметичном перчаточном боксе. Когда случайно на несколько секунд одно перчаточное отверстие бокса открылось – пришедшие через несколько минут дозиметристы зафиксировали, что почти всё, находящееся в помещении, имело альфа загрязнение до 1000 доз." Не описана схема работы и схема приоткрывания окна. Я бы проверил еще раз мазки, там, где дозиметрист нашел грязь. Скорее всего одного из авторов элементарно напугали.


[ Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 25/05/2015
Весь мир давно пошёл по пути разделения задачи прочности и задачи плотности. Так что попытка "открыть америку" - мимо кассы.

А вот предложение устроить разделку ТВС прямо на станции и потом разделанную перевозить (а уж тем более воздухом) - это вполне тянет на преступные намерения ;)


[ Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 26/05/2015
Интересно, почему г-жа Комлева, живущая в стране, отказавшейся от атомной энергетики, разными путями и под разными соусами пытается всех убедить в неправильности российских проектов по ОТВС. Если не воспользоваться предложением авторов, то "все ценные элементы, канут безвозвратно", видимо, в "Горе". А "самостоятельно погружаемые в вечную мерзлоту" горячие пеналы где-то в районе Тикси - это безопсно, экологически чисто и самое правильное решение. Странно, что не предлагают раздавать пеналы жителям Тикси по домам - пусть бы лежали на них, грелись.


[ Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 27/05/2015
Смотрите про большой адронный коллайдер и «Глобальная энергия» «Global Energy Prize» 11:00 23.04.2015 http://www.youtube.com/watch?v=2oOTyaYueS8


[ Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 28/05/2015
Еще один полубезумный проект, требующий немалых средств. Чем размазывать деньги по карманам подобных прожектеров, коим нет числа, не лучше ли сосредоточиться на ускорении строительства ОДЦ, РТ-2 и расширении РТ-1?


[ Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2015
А не лучше ли прекратить эти игрушки с атомной энергетикой? Ведь это дикость – понаставили на планете около 500 потенциальных ядерных (простите, радиационных) бомб и пытаемся сделать планету комфортной для жилья. Внутри Земли неисчерпаемая энергия. Вне Земли в направлении Солнца неисчерпаемая энергия. В океане в приливах и отливах, в движении масс воздуха, в земной коре (соединения углерода и водорода, которые не от погибшей растительности, а от магмы) – все это неичераемый источник дешевой экологически чистой энергии. Тогда вопрос: зачем же мы засираем Землю, зачем травим жизнь своим внукам???????


[
Ответить на это ]


Re: Хранение отработавших тепловыделяющих сборок АЭС (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2015
Впечатляют расчеты накопления плутония, выполненные этими "фершалами" и "медбратьями" технических наук 
Они, видимо, не в курсе, что кроме плутония-239 в топливе нарабатываются и другие альфа-излучатели, имеющие намного большую активность.


[ 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: 0.08 секунды
Рейтинг@Mail.ru