Ядерная и углеводородная энергетики

«Маяк» готовится принять новые виды топлива

 


На радиохимическом заводе ПО «Маяк» реконструируется бассейн-хранилище для приема длинномерных тепловыделяющих сборок отработавшего ядерного топлива.
Как рассказали в пресс-службе «Росатома», после реконструкции сооружения пятый цех сможет перерабатывать практически все существующие виды сборок и чехлов.
Для проверки технологических решений и операций по разделке топлива АМБ, хранящегося на Белоярской АЭС и на «Маяке», недавно был построен экспериментальный стенд отделения разделки и пеналирования. Здесь проходят обучение операторы, которые будут перерабатывать сборки. 
http://www.eprussia.ru/news/base/2014/103787.htm?rassylka

замдиректора Физико-технического
института ТПУ Дмитрий Демянюк:

Ученые Томского политехнического университета - ТПУ
- разрабатывают дешевый и эффективный способ
- компактирования твердых радиоактивных отходов
- при переработке отработавшего ядерного топлива
- ОЯТ с атомных электростанций.
Хранить отходы в твердом виде
- гораздо безопасней:
исключается возможность утечки
- радионуклидов в окружающую среду.
В мире используется технология, при которой отработавшее топливо
- растворяют в кислоте и переводят в жидкое состояние.
После химического передела оставшиеся твердые отходы
- при высоких температурах сплавляют с кварцевым песком.
Из-за сложности процесса
- переработка обходится очень дорого.
Мы разрабатываем специальную технологию
- и предлагаем специальные смеси,
- которые являются экзотермичными.
При их использовании нет необходимости поддерживать
- в системе высокую температуру горения.
Эта смесь перемешивается в необходимых пропорциях
- с твердыми радиационными отходами
- и добавками, которые помогают выделять больше тепла,
- необходимого для реакции.
Полученную смесь помещают
- в контейнер и поджигают.
После прогорания получается керамический композит
- с очень выгодной пористой структурой:
газы, которые выделяются в процессе
- радиоактивного распада вещества,
- не деформируют образцы, а заполняют поры.
Таким образом, не происходит изменения
- геометрических размеров материала.
Благодаря этому не возникнет трудностей
- при извлечении полезных материалов в будущем.
Предлагаемая томичами технология позволяет хранить вещество
- в любой форме и объеме,
- а когда появится возможность использовать материалы повторно,
- то его легко можно будет извлечь и отделить от примесей.
Разработка технологии ведется в рамках госзаказа,
- предварительно прорабатывается вопрос о ее использовании
- на предприятии госкорпорации Росатом
- Горно-химический комбинат - Железногорск, Красноярский край.

Цитата: Спокойный от 28.10.2014 17:08:55замдиректора Физико-технического
института ТПУ Дмитрий Демянюк:

Здесь или журналюги чего то не поняли, или замдиректора не в курсе.
Осколки, после выделения, сплавляют с относительно легкоплавким стеклом, чтобы минимизировать улетучивание довольно летучей фракции типа Cs, а ни как не голым с  кварцевым песком.
Стекольная матрица (да и любая керамическая) д.б. максимально безпористой, чтобы уменьшить выщелачивание нуклидов при возможном контакте с водой.
В системах типа термитов, температура горения м.б. весьма приличной > 2000^оС и легколетучии осколки лови потом.
Какие газы выделяются при радиоактивном распаде (при удалении из ОЯТ актинидов) остаётся загадкой.
Какие полезные вещества собираются в будущем выделять из матрицы то же неизвестно.
В общем, нафик такие изобретения.

Да и  остекловывание ВАО давно отработанный процесс (хотя естественно совершенствуется), уже остекловали хренову тучу осколков.

Немцы все ж не совсем еще, по ходу, идиоты

Компания Siemens разочаровалась в солнечной энергетике
Немецкий концерн Siemens больше не будет вкладываться в возобновляемые источники энергии.
http://greenevolutio…nergetike/

По следам одной свежей дискуссии на Атоминфо.ру

Об углеродной датировке слышали все. В атмосфере взаимодействия космических лучей в воздухе непрерывно генерят нейтроны, которые захватываются азотом-14 с вышибанием одного протона и получается радиоактивный углерод-14, который включается в цикл образования биомассы. И по тому, сколько его осталось в деревяшке, мы знаем, когда этот углерод-14 в деревяшку попал.

Полчища нейтронов в реакторе производят этот углерод-14 в товарных количествах. В ВВЭР они плодят его из кислорода-17, которого в природе 0.04%, захватом нейтрона с вышибанием альфа-частицы.  А кислород этот естественным образом сидит прямо в оксидном топливе из UO2. Оказывается, этот С-14 немалая головная боль ядерной энергетики.

Для реакторов на быстрых нейтронах сегодня собираются использовать топливо на нитриде урана. Вернулись в первый абзац: т.е., запихнули азот туда, где дикие потоки нейтронов? Все украдено до нас: об этой беде все давно знают, и давно осознали, что кроме азота-14 есть еще азот-15 и его 0.37%. Человечеству азот-15 оказался удобен как химический маркер, и десятки кило в год его производят ионообменными методами. Для ядерной энергетики десятки кило смешны, но литература полна идей делать нитридное топливо, используя только  азот-15 с обогащением около 99% или лучше. А из азота-15 в реакторе углерод-14 не сделать.

Как это будет организовано практически, изложения планов не было. Но пикейные жилеты на Атоминфо обсудили две версии: 

1) тупо гоняем через центрифуги молекулярный азот, и из 13 миллионных молекул с двумя N15 доводим до тех 99%. Не надо вздрагивать в ужасе, такое обогащение не запредельное.

2) гоняем через те же центрифуги аммиак, в котором по одному атому азота, и в 0.37% это азот-15. Задача становится совершенно такой же, как уже решенная задача о гексафториде урана.

Может оказаться проще даже газодиффузионное обогащение?

На начальной стадии освоения нитридного топлива о наработке С-14 может можно и не думать, но нужда в обогащенном азоте-15 возникнет непременно.

Цитата: Dobryаk от 29.10.2014 06:27:32погрыз....

Полчища нейтронов в реакторе производят этот углерод-14 в товарных количествах. В ВВЭР они плодят его из кислорода-17, которого в природе 0.04%, захватом нейтрона с вышибанием альфа-частицы.  А кислород этот естественным образом сидит прямо в оксидном топливе из UO2. Оказывается, этот С-14 немалая головная боль ядерной энергетики.

Для реакторов на быстрых нейтронах сегодня собираются использовать топливо на нитриде урана. Вернулись в первый абзац: т.е., запихнули азот туда, где дикие потоки нейтронов? Все украдено до нас: об этой беде все давно знают, и давно осознали, что кроме азота-14 есть еще азот-15 и его 0.37%. Человечеству азот-15 оказался удобен как химический маркер, и десятки кило в год его производят ионообменными методами. Для ядерной энергетики десятки кило смешны, но литература полна идей делать нитридное топливо, используя только  азот-15 с обогащением около 99% или лучше. А из азота-15 в реакторе углерод-14 не сделать.
.... погрыз

Dobryаk, а в чем проблема с С-14 в топливе? Если я правильно понимаю, в облученном топливе (оксидном) часть кислорода -17 превращается в С-14, но при этом остается внутри топлива. Головняк заключается в недопущении попадания в окружающую среду С-14 из топлива на стадии переработки и хранения, или С-14 из ТВС способен выделяться в процессе эксплуатации топлива?

Цитата: SteamDwarf от 30.10.2014 08:15:51Dobryаk, а в чем проблема с С-14 в топливе? Если я правильно понимаю, в облученном топливе (оксидном) часть кислорода -17 превращается в С-14, но при этом остается внутри топлива. Головняк заключается в недопущении попадания в окружающую среду С-14 из топлива на стадии переработки и хранения, или С-14 из ТВС способен выделяться в процессе эксплуатации топлива?

Проблема в удержании С-14 при переработке топлива --- он слишком легко уходит в окружающую среду и попадает в организм. В-общем, общественное мнение склоняется к тому, что если его можно не производить, то лучше не производить. Для  ныне стандартного оксидного топлива проблема считается как-бы терпимой, а вот для нитридного без ухищрений с обгащенным азотом-15 уже невыносимой.

Я люблю инструкцию, как завоевать неопытную девушку с помощью ядерной физики. Достаточно сказать ей, что ее прекрасное тело каждую  секунду разрывают почти 8 тысяч бета распадов (почти пополам калий-40 и углерод-14), так что чего же стоим и теряем зря  бесценное время, ведь ущерб от этих распадов невосполним? Девушка, если она восприимчива к арифметике, тут же закатит глазки и "Ах!", сама падает в ваши руки. Задача решена.

Производство С-14 при ядерных испытаниях стало одно из причин запрета испытаний в атмосфере. Есть известная статья А.Д. Сахарова, которая была опубликована в 1958 в журнале "Атомная энергия", она воспроизведена с комментариями здесь

scienceandglobalsecurity.org/ru/archive/sgsr17sakharov.pdf

Цитата: Dobryаk от 29.10.2014 06:27:32Полчища нейтронов в реакторе производят этот углерод-14 в товарных количествах. В ВВЭР они плодят его из кислорода-17, которого в природе 0.04%, захватом нейтрона с вышибанием альфа-частицы.  А кислород этот естественным образом сидит прямо в оксидном топливе из UO2.

А так же в воде (в случае того же ВВЭРа). В этом случае углерод-14 может покинуть контур. Только куда? В трубу или где-то на АЭС скапливается? А что персонал об этом думает?

Цитата: Alexey K_9eb97d от 30.10.2014 19:18:26А так же в воде (в случае того же ВВЭРа). В этом случае углерод-14 может покинуть контур. Только куда? В трубу или где-то на АЭС скапливается? А что персонал об этом думает?

"В воде" он оказывается только в случае растрескивания оболочки ТВЭЛа. Вместе с кучей других элементов таблицы Менделеева. Что сразу же детектируется (самый простой метод - контроль теплоносителя 1-го контура на I-131).
Так что персоналу ВВЭР на углерод-14 глубоко до фонаря.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 30.10.2014 21:20:33"В воде" он оказывается только в случае растрескивания оболочки ТВЭЛа. Вместе с кучей других элементов таблицы Менделеева. Что сразу же детектируется (самый простой метод - контроль теплоносителя 1-го контура на I-131).
Так что персоналу ВВЭР на углерод-14 глубоко до фонаря.

В воде есть кислород, который так же облучается нейтронами.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 30.10.2014 21:26:09В воде есть кислород, который так же облучается нейтронами.

Все учтено могучим ураганом: вопрос в так называемых флюэнсах, по-простецки, в потоках нейтронов : в топливе кислород сидит прямо в обнимку с ураном...  ближе невозможно, на атомарном расстоянии, а в воде это немыслимо далеко, на примерно восемь порядков по расстоянию.... 

Цитата: Dobryаk от 30.10.2014 21:38:47Все учтено могучим ураганом: вопрос в так называемых флюэнсах, по-простецки, в потоках нейтронов : в топливе кислород сидит прямо в обнимку с ураном...  ближе невозможно, на атомарном расстоянии, а в воде это немыслимо далеко, на примерно восемь порядков по расстоянию....

С другой стороны, уран и продукты деления блокируют поглощение на топливном кислороде, в отличие от перегретой воды, где водород как поглотитель не так эффективен.как отравленное топливо.
Ну и "немыслимо далеко" - это для нейтрона то?!

Цитата: Alexey K_9eb97d от 30.10.2014 21:56:16С другой стороны, уран и продукты деления блокируют поглощение на топливном кислороде, в отличие от перегретой воды, где водород как поглотитель не так эффективен.как отравленное топливо.
Ну и "немыслимо далеко" - это для нейтрона то?!

Для этого надо подсчитать телесные углы --- рулит обратный квадрат расстояния. 

Цитата: Dobryаk от 30.10.2014 22:07:44Для этого надо подсчитать телесные углы --- рулит обратный квадрат расстояния.

Родившийся нейтрон, как правило быстрый, вероятней всего попадет в воду, чем останется в топливе, что, конечно же, тоже происходит.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 30.10.2014 22:13:54Кислород-17 тепловые нейтроны захватывает отвратительно, онЕ куда чаще будут водородом в той же молекуле воды захватываться. Точные цифры не подскажу, лениво справочники листать.
А "быстрые" нейтроны в теплоносителе долго не живут, теряют энергию при упругих соударениях. Воду же не зря как замедлитель используют.

Не мучайте меня: из деления нейтроны идут быстрыми, сечение производства С-14 с энергией падает, но против телесного угла это все ерунда. Замедление нейтронов не убирает, и сечение реакции не имеет порога. Само сечение захвата нейтрона кислородом-17 не феноменально велико, поэтому в ВВЭР проблема С-14 терпима, как я и писал. А вот в нитридном топливе С-14 получается невыносимо много. И отсуюда все мысли об обогащении азота-15.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 30.10.2014 22:13:54Кислород-17 тепловые нейтроны захватывает отвратительно, онЕ куда чаще будут водородом в той же молекуле воды захватываться. Точные цифры не подскажу, лениво справочники листать.

Уран и продукты деления куда более сильные поглотители чем водород.

Цитата: Цитата: Его Уменяевич Нетув от 30.10.2014 19:13:54А "быстрые" нейтроны в теплоносителе долго не живут, теряют энергию при упругих соударениях. Воду же не зря как замедлитель используют.

Как раз замедлители и увеличивают время жизни нейтронов.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 30.10.2014 22:13:54Так, по прикидкам, должОн, конечно, радиоактивный водяной пар образовываться, в следовых количествах, с распадом кислорода и образованием эээ... а кстати, при распаде H₂O с кислородом 17 у нас чего получится то? Метан что ли? Или этилен?

Чё-то мне подумалось в свете дискуссии - сколько же тяжелый воды производит ВВЭР?

Цитата: Dobryаk от 29.10.2014 06:27:32По следам одной свежей дискуссии на Атоминфо.ру.....

По идее надо смотреть в сторону аммиака и аммиачных заводов. Возможно они готовы сделать предварительное обогащение, на существующем оборудовании. То есть сначала ректификация потом центрифуги.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 30.10.2014 22:51:13Чё-то мне подумалось в свете дискуссии - сколько же тяжелый воды производит ВВЭР?

Как опять же общеизвестно, головная боль не тяжелая вода, а радиоактивный  тритий. Его период полураспада всего-то 12 лет, космогенного трития на Земле устойчиво около 2 кило, преимущественно растворенного в мировом океане в виде водички  НТО, в которой вместо одного атома водорода сидит тритий. Собрать этот тритий для практических нужд технически невозможно.  Атомный век поднял эту цифирь, по оценкам экологов, в сотню раз за счет трития из испытаний ядерного оружия. Произведенный (десятки кило год на всех реакторах мира) не надо путать с извлеченным для военных нужд. Сидящий в матрице топлива до разделки там и сидит, распадаясь в гелий-3, хотя как и водород любит просачиваться сквозь все металлы. В воде первого контура ВВЭР тритий получается из дейтерия радиационным захватом. Концентрация трития в дельте Миссисипи сегодня примерно втрое-впятеро выше, чем это было в доатомную  эру --- это, наверное, и есть правильная точка отсчета. Вклад трития в естественную радиоактивность в человеческом теле на уровне нескольких промилле, т.е., ничтожна против калия-40 и углерода-14, и это, наверное, главное, о чем надо знать живущим далеко от АЭС, у нас в запасе еще фактор минимум сотня, прежде чем чесать репу.

Цитата: Alexandr_A от 31.10.2014 02:40:48По идее надо смотреть в сторону аммиака и аммиачных заводов. Возможно они готовы сделать предварительное обогащение, на существующем оборудовании. То есть сначала ректификация потом центрифуги.

Это очень вряд-ли: физикохимические свойства аммиака с разными изотопами азота слишком мало отличаются. Как пример на пальцах: масса ядер Н, D, Т относятся почти как 1,2,3; и то только электролизом более-менее пристойный выход получается по разделению. с азотом разница намного меньше.