Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
Станет ли ЗЯТЦ технологией будущего

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1305 МОКС-топливо
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Byvalyi
Site Admin

   

Зарегистрирован: 01.02.2013
Сообщения: 94

СообщениеДобавлено: Вт Ноя 14, 2017 12:29 pm    Заголовок сообщения: Станет ли ЗЯТЦ технологией будущего Ответить с цитатой

URL: https://vk.com/page-47316645_46018499


Станет ли ЗЯТЦ технологией будущего

Именно вокруг топлива и его переработки внутри ЗЯТЦ и крутится вся интрига будущего ядерной энергетики.


От того, как и насколько эффективно будет организована переработка отработанного ядерного топлива и зависит

станет ли ЗЯТЦ технологией будущего — или же так и останется «бумажным тигром», который так и не сможет словить самую сонную мышь.

Итак, на экране — крепкие ребята!



Справа — оружейный уран,
слева — оружейный плутоний.

Именно так они выглядят в жизни, в виде чистых металлов, коими они и являются.

оружейный уран, и оружейный плутоний рекомендуется брать в руки только в специальных защитных перчатках,

плутоний ещё и стоит при этом хранить в герметичной упаковке — мельчайшие частицы плутония, в силу его природной летучести и высокой радиоактивной токсичности (более, чем в 1000 раз превышающую таковую для урана) могут легко оседать

в бронхах и лёгких и наносить впоследствии необратимые повреждения органам дыхания.

При этом, как и многие другие тяжёлые металлы, плутоний и уран крайне плохо выводятся из человеческого организма

— даже через 40 лет лишь половина этих элементов будет выведена из печени человека.

В общем, и плутоний, и уран в своём топливном, химически и изотопно чистом состоянии требуют уже весьма бережного и аккуратного обращения.

Но проблемы, которые надо решать при использовании их в ЗЯТЦ, и того сложнее...


И что это вообще такое — замкнутый ядерный цикл?

Что мы замыкаем в рамках этого цикла и что это за ядерная алхимия, которая помогает нам буквально «делать топливо из ничего»?

ЗЯТЦ, по своей сути, в его урановом варианте, это постоянный, многостадийный и многотрудный процесс превращения урана в плутоний.
И сжигание полученного плутония совместно с ураном, которое снова-таки даёт нам дополнительные количества плутония, полученные, опять-таки, из урана.
В рамках механики изотопов я уже как-то разбирал эту магию вот в этой статье.

В рамках же использования и переработки топлива этот «изотопный хоровод» выглядит и того интереснее.

Во-первых,
сегодняшние конструкции реакторов подразумевают периодические погрузки и выгрузки ядерного топлива.

В силу того, что плутоний у нас в «дикой природе» не водится, в реактор загружается либо природный, либо обогащённый уран.

На природном уране сегодня в мире работает только один тип промышленных реакторов
— канадские реакторы CANDU и их клоны ещё в нескольких странах (например, Индии):








Это, по сути дела, единственный на сегодняшний день тяжёловодный реактор
— только реакторы CANDU могут сегодня работать на природном уране,
не нуждаясь в каких-либо сложных процессах по разделению изотопов урана — либо на современных центрифугах, либо на уходящих в прошлое газодиффузионных заводах.

Кроме того, реакторы CANDU, в принципе, могут даже «подъедать» при небольшой доработке
и доводке даже отработанное ядерное топливо (ОЯТ) за водо-водяными реакторами типа ВВЭР или PWR.

«Э?
А как это — жечь заново то, что уже сгорело? » — спросит читатель.

И будет безусловно прав — для случая нефти, газа или каменного угля.
Эти химические топлива и в самом деле полностью сгорают в процессе получения энергии.

А вот в случае ядерного топлива, как говорил товарищ Сталин: «нэ так всё было, савсэм нэ так».

Всё дело в том, что ни в одном из реакторов топливо не сгорает полностью.

В какой-то момент времени содержание делящегося изотопа в активной зоне просто падает ниже неких критических уровней и самоподдерживающаяся цепная реакция просто становится невозможной

— даже на полностью выдвинутых из активной зоны поглощающих стержнях, нейтроны от деления какого-нибудь ядра 235U просто не могут найти следующие ядра для продолжения цепной реакции.


Всё дело в том, что как я уже писал в статье о механике изотопов, часть нейтронов из цепной реакции деления урана неизбежно поглощается конструкциями реактора,

часть — задерживается замедлителем и теплоносителем, и ещё немалая часть нейтронов потихоньку превращает содержащийся в ТВЭЛах 238U

в тот самый 239Pu, который и изображён у нас на верхнем рисунке.
Причём, что очень важно заметить — такой процесс постепенного превращения урана в плутоний идёт с первой секунды от того момента, когда в активной зоне ядерного реактора началась ядерная реакция.


То есть, несмотря на то, что для инициации реакции деления у человечества пока есть единственная «ядерная спичка» в виде легкоделимого изотопа 235U,

даже в современных водо-водяных реакторах типа ВВЭР или PWR горит отнюдь не только уран 235U.

В них, начиная с первой же секунды от начала цепной реакции, начинает образовываться (и гореть!) и второй «крепкий парень» — плутоний.

Какой же величиной характеризуется процент сгорания топлива?

Как вы понимаете, взвешивать «сгоревший» ТВЭЛ практически бесполезно
— в отличии от вагона качественного угля, который почти полностью переходит в форму углекислого газа (СО2), оставляя нам только горстку несгораемой золы,

ТВЭЛ практически не теряет своей исходной массы.

Вся его исходная масса, за исключением потерь нейтронов и небольшого выделения инертных газов, образующихся, как продукты реакции, остаётся внутри ТВЭЛа.

Поэтому для измерения процента сгорания исходного топлива атомщики придумали хитрый параметр:

мегаватт в сутки на тонну топлива или, сокращённо — МВт·сутки/тонна.

Этот параметр можно мерять уже непосредственно, измеряя мгновенную мощность реактора
и зная величину его полной начальной загрузки.

Понятным образом, за счёт того, что топливо в реакторе постепенно выгорает и деградирует,

при прочих равных «свежее» ядерное топливо выдаёт большее мгновенное значение МВт·суток на тонну, нежели отработанное.


Поэтому, для «подгонки» реактора по мощности в зависимости от «свежести» топлива
используют специальные регулирующие стержни (поглотители нейтронов),

которые забирают на себя часть избыточного нейтронного потока от свежего топлива.

Условно говоря, поглощающие стержни — это «дроссельная заслонка» реактора,
которая, в зависимости от степени её открытия, позволяет ядерному топливу проявить весь доступный ему потенциал цепной реакции.




Внизу — активная зона реактора с ТВЭЛами,
вверху — каналы для регулирующих стержней.



На сегодняшний день основным ограничителем по степени выгорания ядерного топлива, однако, является отнюдь не возможность регулирования реактора управляющими стержнями.

Управляющие стержни реактора отнюдь не находятся на «верхней полочке» («газ до отказа, а там — поглядим»)

на момент окончания кампании использования ядерного топлива в реакторе.

Основное ограничение по глубине выгорания ядерного топлива сегодня связано с накоплением продуктов деления.

В результате каждого деления ядра урана вместо одного атома образуются два новых,
суммарный объём которых примерно в два раза больше объёма разделившегося атома,
поскольку все атомы химических элементов, в общем-то, имеют примерно одинаковые объёмы.

Помимо этого, новые атомы, которые представляют из себя осколки деления, относятся к другим химическим элементам,
в силу чего не могут помещаться в узлах кристаллической решётки урана.

Ну и, на закуску, как я уже упомянул — часть продуктов деления представляет собой
газы
(в основном — инертные криптон и ксенон, а также вездесущий гелий), которые ещё дополнительно раздувают несчастный ТВЭЛ изнутри.


Поскольку все эти процессы ведут к увеличению объёма вещества внутри ТВЭЛа,
глубина выгорания ядерного топлива лимитируется сегодня исключительно

давлением продуктов реакции внутри ТВЭЛа — и возможностью его конструкции противостоять этому давлению.

Сами по себе ТВЭЛы, элементарные кирпичики ядерного топлива, уже пробегали у меня в блоге. Вот они:




Это небольшие «таблетки», в которые в процессе изготовления ядерного топлива помещается обогащённый уран

или же, в перспективе ЗЯТЦ, смешанное уран-плутониевое топливо.

Второй вариант ещё называется МОХ (или МОКС) топливо, сокращённо от слов «смешанные оксиды» (mixed oxides).

Именно металлооксидное (правда, в большей степени не смешанное, а чисто урановое) топливо и используют сейчас большинство ядерных станций. Почему?

Всё дело в том, что чистый, металлический уран и в самом деле «крепкий парень».

Интегральная глубина выгорания для металлического урана составляет всего 3000-3500 МВт·сутки/т.

После этого момента продукты реакции разрывают чисто урановый ТВЭЛ,
как капля никотина — бедного хомячка из известного анекдота.


Поскольку же деление 1 грамма урана сопровождается освобождением примерно 1 МВт·суток энергии,
то можно легко посчитать, сколько грамм урана можно сжечь из начальной тонны,
просто написав вместо мегаватт-суток тепловой энергии граммы израсходованного урана.

Вот такая маленькая хитрость атомной арифметики.

Желающие могут в соответствии одного грамма урана одним мегаватт-суткам энергии усмотреть музыку вселенских сфер и руку Господа нашего,

я же просто скажу:
классно получилось, удобно считать.

Таким образом, используя металлические урановые ТВЭЛы,
можно, в идеале, за кампанию реактора сжечь около 3500 грамм (3,5 килограмма) урана
из каждой тонны загруженного в реактор изначально урана.

В случае, если мы, не мудрствуя лукаво, грузим в наш реактор обычный природный уран,
так обычно и поступали — ТВЭЛы формировали из простого, металлического уранового топлива

и сжигали где-то половину от содержащегося в природном уране количества лёгкого, «горящего» изотопа 235U.

В отработавшем ядерном топливе реакторов на природном уране, таким образом остается 0,2-0,3% изотопа 235U.

Повторное обогащение такого урана пока экономически нецелесообразно,
поэтому он обычно остается в виде так называемого отвального (или обеднённого) урана.

Однако отвальный уран из таких реакторов, вместе с хвостами газовых центрифуг и отвалами газодиффузионных заводов,

в дальнейшем может быть легко использован как воспроизводящий материал в реакторах-бридерах на
быстрых нейтронах.

В силу такого низкого значения как абсолютной (в МВт·сутках),
так и относительной (не более 50%) глубины выгорания ядерного топлива,

работа реактора на природном уране превращается в сущий ад для эксплуатационников.


По сути дела, работа с реактором на природном уране — это постоянная, ежедневная смена отработанного ядерного топлива на свежее.

Если вы посмотрели на фотографию реактора CANDU и подумали, что это запечатлён момент его редкого и нечастого обслуживания — то я должен вас разочаровать.

Реакторы на природном уране приходится грузить топливом практически постоянно.

Вот так, в защитных костюмах, в респираторах и перчатках, с соблюдением всех мер предосторожности при работе со свежим и, особенно — с отработанным ядерным топливом, которое уже нахваталось нейтронов,
раздулось от продуктов реакции и инертных газов

и немножко светится в темноте.

Однако, для соединений урана глубина выгорания ядерного топлива может быть намного больше.

Например, оксид урана является веществом очень пористым и поэтому способен накопить много больше, чем металлический уран, продуктов деления и инертных газов внутри ТВЭЛа

без видимых нарушений формы тепловыделяющего элемента — до 40 000 МВт·сутки/т,
а возможно, в будущем, и больше — до 100 000 МВт·сутки/т.

Нетрудно посчитать, что такие значения глубины выгорания (по правилу «мегаватт-сутки равны грамму урана») соответствуют сгоранию в тонне ТВЭЛов от 40 до 100 килограммов 235U.

Учитывая, что сегодня современные водо-водяные реакторы работают на обогащённом уране с процентом изотопа 235U в пределе 3,5-4,5% это приводит нас к парадоксу:

современные реакторы типа ВВЭР и PWR вроде бы жгут лёгкий изотоп 235U
в количествах даже больших, нежели его им выдали в начальной загрузке ядерного топлива.

Однако, на самом деле, это не так.

Сегодня, по факту, при использовании урана с обогащением в 3,5-4,5% по изотопу 235U,

около 50% энергии, выделенной во время кампании загрузки такого реактора,
происходит за счёт деления атомов изотопа плутония — наработанного прямо в ТВЭЛе 239Pu.


Вот так, ребята.
Плутоний уже даёт нам (сегодня!) около половины всей энергии, которую мы черпаем из процесса деления тяжёлых ядер.

Учитывая же вклад плутония в работу реакторов на обогащённом уране,
вы можете, исходя из достигнутой глубины выгорания ядерного топлива и посчитанного вклада плутония в это тепловыделение, посчитать и то, сколько урана реально сжигает современный водо-водяной реактор в своих «топках».

Результат, я думаю, тоже вас удивит.

Современные реакторы оставляют около половины начального содержания урана в свежем топливе,
просто отправляя его в ОЯТ.

ТВЭЛ и ТВС просто отказывают раньше, нежели цепная реакция успевает сжечь весь содержащийся в реакторе лёгкий уран изотопа 235U!



Это не печенька, а мужик — к счастью, не Гордон Фримен.
Металлический плутоний без защитной плёнки.


Часть 2

https://vk.com/page-47316645_46018510

Rolling Eyes


Последний раз редактировалось: Byvalyi (Вт Ноя 14, 2017 2:43 pm), всего редактировалось 3 раз(а)
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Byvalyi
Site Admin

   

Зарегистрирован: 01.02.2013
Сообщения: 94

СообщениеДобавлено: Вт Ноя 14, 2017 1:02 pm    Заголовок сообщения: Реальный ЗЯТЦ - Ядерная энергия Ответить с цитатой

Реальный ЗЯТЦ - Ядерная энергия


https://tnenergy.livejournal.com/118554.html

Реальный ЗЯТЦ
Oct. 10th, 2017 at 12:09 AM

Тема замыкания ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), несомненно, пользуется популярностью, как некое секретное знание о будущем энергетики.

В максимальном упрощении сюжет «положили два полена в реактор, а вынули три!»
всегда находит поклонников.

ЗЯТЦ выглядит эдаким белым принцем, который единственный может спасти Землю от надвигающегося углеводородного кризиса.

Однако, сегодня мы поговорим не про принца, а про его брата — вечно хмурое, озабоченное и непривлекательное реальное замыкание.

Благо и повод есть — Росатом выходит на мировой рынок с предложением по реальному ЗЯТЦ



На фотографии запуск опытной линии по производству МОКС-топлива для БН-800
из аж 2014 года,
но его символизм в виде Кириенко и МОКС в одном кадре мне кажется интересным.

Моим читателям хорошо известно, что основной причиной неявки широкомасштабного ЗЯТЦ на быстрых реакторах является замедление роста атомной энергетики,
и как следствие — отсутствие потребности в другом топливе, кроме как природный уран.

Система, в которой существуют реакторы-размножители и в качестве топлива выступает плутоний 239 или уран 233

становится конкурентноспособной примерно с цены природного урана в 300 долларов за килограмм.

А поскольку уран сегодня стоит ближе к 30 долларам за килограмм, чем к 300,
то нет никаких экономических резонов развивать «прекрасного принца».





Упрощенная схема того, что происходит внутри топлива в процессе выгорания в реакторе.







В частности, в топливе остается 2% (точнее - около 1,5%) делящихся материалов,
примерно поровну - плутоний и уран 235.

Однако есть и другие драйверы.
Один из них — потребность в решении вопроса с накоплением отработанного ядерного топлива (ОЯТ).


Переработка ОЯТ (а это обязательная часть ЗЯТЦ) позволяет снизить объемы под захоронение,
выделение трансурановых элементов — снизить время высвечивания ОЯТ,

а получаемый в результате переработки уран и плутоний можно пустить в новое топливо,
сэкономив на этом до 21% натурального урана.

Впрочем, все эти бонусы все равно не окупают стоимости переработки (которая лежит в диапазоне от 500 до 1500$ за килограмм ОЯТ).

В свое время, Франция в рамках стройной стратегии построения электроэнергетики, базирующейся на АЭС,

учитывая запланированный переход на быстрые реактора и замкнутый ядерный топливный цикл (который не состоялся)

ввела большой завод по переработке топлива (перерабатывающий сегодня ОЯТ 2/3 реактров Европы)

и затем еще один — по производству MOX топлива.

Параллельно, возникла ситуация, когда во Франции не накапливается ОЯТ
и проще выглядит конфронтация с зелеными.

С же финансовой точки зрения, эксплуатирующая французские АЭС компания EDF

вынуждена платить почти в два раза больше за топливный цикле, чем если бы была выбрана схема с покупкой свежего топлива, изготовленного из природного урана и организацией промежуточных хранилищ ОЯТ.



Интересная иллюстрация сложностей обращения с МОКС-топливом - 100-тонный контейнер на фото предназначен для перевозки 18 ТВС свежего МОКС-топлива...

Впрочем, понятно, что промежуточные хранилища в контейнерах — это временные решения,
причем есть точка (отстоящая на 50-100 лет от начала хранения), где затраты на промежуточное хранение или геологическое захоронение сравниваются,
м дальше вариант с контейнерым ХОЯТ становится дороже.

Тем не менее, здесь и сейчас ХОЯТ выглядит соблазнительно — затраты заметно ниже, а проблемы будут разгребать потомки.




Кстати, о потомках - на картинке классические графики падения радиоактивности (точнее радиотоксичности)
некого среднего ОЯТ (красная линия),

с извлеченным плутонием и минорными актиноидами (фиолетовые линии)

и отдельно - продуктов деления.

, что переработка не только сокращает объем под захоронение, но и сурово снижает требования к времени существования физбарьеров в захоронении.

По-настоящему конкурирующим решением к переработке является окончательное захоронение ОЯТ.

На первый взгляд оно дешевле, да и много-десятилетние наблюдения в геологических лабораториях дают основание считать окончательное захоронение безопасным.

Тем более, что появляются новые решения — например захоронение в глубоких (>2 км) скважинах большого (>50 см) диаметра,

технологии дешевого бурения которых появились в прошлом десятилетии.

Впрочем, есть нюансы
.
, что ради одного-двух блоков АЭС и ее ОЯТ никто не будет затевать комплекс геологического захоронения.

С другой стороны, для стран с большим количеством ОЯТ проблемой становится размер места захоронения
— так, небезизвестная американская площадка Yukka Mountain способна вместить только 80000 тонн ОЯТ, что меньше даже уже накопленного в США.

Я встречал информацию, что гора Yukka Mountain является самой геологический изученой горой в мире. Для обоснования безопасности создания этого захоронения были потрачены десятки тысяч человеко-лет работы квалифицированных специалистов.

Таким образом, для стран, обладающих одним-двумя блокам и для стран с большой атомной энергетикой (и желательно — старой) переработка выглядит более привлекательной альтернативой.

Впрочем, напомню,
переработка лишь снижает объем под геологическое захоронение,
но не отменяет его.


На днях состоялась сессия WNA (Всемирной Атомной Ассоциации - объединение операторов АЭС), на котором темой переработки ОЯТ, как нового предложения Росатома,
выступила директор Tenex Людмила Залимская.




Tenex – это структура Росатома,
занимающаяся продажей услуг обогащения на разделительных заводах Росатома
(и немножко продажей урана и услуг конверсии UO2 → UF6).

Довольно логично именно через Tenex выводить на рынок предложения по завершающим этапам жизненного цикла ядерного топлива.



Здесь может удивить фраза «выводить на рынок» - ведь еще в СССР ОЯТ ВВЭР-440 вывозилось со станций и перерабатывалось на заводе РТ-1 на «Маяке».

Однако, эта схема совершенно не учитывала интересов зарубежных владельцев ВВЭР-440
(Финляндии, Венгрии, Чехии, Словакии, Болгарии, ГДР и Украины).


После распада СССР им было предложено платить за переработку ОЯТ довольно полновесные суммы,
при этом делящиеся материалы оставались Маяку
а ВАО от переработки должны были быть возвращены в страну происхождения ОЯТ.


А если у стран происхождения не было подходящих хранилищ или захоронений для ВАО,
то они еще и платили Маяку за его хранение.

В итоге, Финляндия, Чехия и Словакия перешли на промежуточное контейнерное хранение,

Болгария и ГДР закрыли свои ВВЭР-440

и на переработке остались Венгрия и Украина (+Российские ВВЭР-440).




Корзины с ОЯТ ВВЭР-440 в бассейне хранения завода РТ-1 "Маяк".

Уран из переработки этого ОЯТ используется в производстве свежего топлива РБМК,

плутоний и нептуний сохраняются в хранилище,
а продукты деления в виде выпара солей смешиваются с расплавленным стеклом и разливаются в контейнеры для хранения.

Теперь Росатом пытается предложить более гибкую схему, где как минимум часть расходов на ОЯТ должна быть закрыта поставками МОКС или РЕМИКС топлива.

Экономический эффект тут невелик:
если весь регенерированный уран и весь плутоний снова идут в производство топлива,

а стоимость переработки условно равна стоимости захоронения, то топливный цикл с переработкой оказывается где-то на 5-15% дешевле цикла с захоронением
(сумма отличается от 21% поскольку обращение с радиоактивным свежим МОКС/РЕМИКС-топливом обходится дороже,
чем с не радиоактивным из урана).

Давайте посмотрим на экономику трех вариантов бэкэнда топлива, в прикидке к стандартной ТВС PWR/ВВЭР
(содержащей примерно 500 кг ядерных материалов).


С точки зрения оператора АЭС процесс должен выглядеть так — вместо строительства промежуточного контейнерного хранилища стоимостью ~150 долларов за кг ОЯТ
(~75 тысяч долларов за одну ТВС),

или оплаты геологического захоронения (примерно 300....600 тысяч долларов на каждую ТВС,

если брать пример Финляндии или Шведции), он отдает выдержанное в бассейне ОЯТ на переработку,
заплатив от 500 до 1500 долларов за кг — т. е. где-то от 250 до 750 тысяч долларов за одну ТВС ВВЭР/PWR
(возмем средние 500 тысяч).

Затем, через какое-то время оператор может получить делящиеся материалы из своего ОЯТ в виде начинки МОКС/РЕМИКС/RepU ТВС.

Стоимость этого материала из расчета на некую среднюю ТВС ОЯТ — примерно 80...100 тысяч долларов,
если пересчитать на эквивалент стоимости природного урана и его обогащения, которые можно теперь не закупать.

Кроме того, надо добавить расходы на захоронение ВАО (50...75 тысяч долларов на одну переработанную ТВС),

дополнительную стоимость фабрикации ТВС из радиоактивных изотопов плутония (+60 тысяч долларов расходов в расчете на исходную ТВС),

а так же стоимость компенсации нейтронных ядов, которые образуются в ТВС ОЯТ
и попадают в МОКС/РЕМИКС/RepU ТВС — U236 и Pu240 — еще примерно 50 тысяч долларов.


Очевидное преимущество промежуточного хранилища для кошелька иногда приводит к странным результатам.


На фото - контейнерное хранилище ОЯТ Игналинской АЭС, которое теперь будет много лет тянуть деньги
(правда, относительно небольшие) из государства.

Впрочем, для Литвы сооружение геологического репозитория является почти неподъемной задачей прежде всего по кадрам.

Итоговый расчет выглядит так:




0. ТВС приобретается по цене приблизительно 1 млн долларов за штуку и вырабатывает электроэнергии на, скажем, 15...25 млн долларов.


1. Утилизация ОЯТ в виде контейнерного хранения обходится в сущие копейки на фоне других вариантов,
и даже через 30-40 лет, за которые стоимость в расчете на килограмм примерно удваивается до 150 тысяч долларов за ТВС,

контейнеры стоят все еще вдвое дешевле других вариантов.

Тем не менее, совершенно очевидно, что где-то в момент возникновения переупаковки ОЯТ в новые контейнеры (лет через 100 или может быть меньше),

хранение уже перестает быть таким экономичным, а впереди еще более 100 тысяч лет этой мороки.

2. Захоронение ОЯТ имеет фиксированный ценник примерно в 500 тысяч долларов на кассету.

3. Переработка ОЯТ самая дорогая и обходится в ~650...850 тысяч долларов,
однако эта стоимость сильно зависит от рыночной цены природного урана

(если уран дорогой — то переработка ОЯТ становится выгоднее) и объемов переработки — большие объемы позволяют снизить стоимость радиохимического производства, а значит и переработки в целом.

Кроме того, в будущем возможно появление извлечения из ОЯТ образующихся там драгоценных металлов
палладия и рутения,
что может добавить прибылей переработчикам и операторам АЭС.


20110517-0153-ozersk

Что бы дополнительно запутать ситуации, надо еще сказать, что в мире сегодня главенствует переработка ОЯ

по технологии PUREX (придуманной в свое время для получения оружейного плутония)
– экстракция урана и плутония органическим растворителем из азотнокислого раствора ОЯТ.


У этой технологии есть проблема большого объема низкоактивных отходов
(похожая на проблему с водой на Фукусимской АЭС).

Теоретически есть замечательные конкурирующие решения — электрорафинирование на жидкометаллических катодах,

дистилляция фторидов, электромагнитное разделение ОЯТ в виде плазмы(!) и
т. п.

- однако PUREX был отработан в военных программах, где на него не жалели денег и людей,
а все потенциальные заместители военным сегодня не нужны.

В теории, развитие конкурентных технологий может привести к удешевлению переработки

и сделать ее более привлекательной.

Кстати, такая попытка перейти на более «интересный» метод переработки ОЯТ предпринимается в рамках проекта АЭС
«БРЕСТ-ОД-300».



Наконец, последним аспектом этой картины является ярое неприятие США технологий переработки.

Американцы считают, что переработка слишком плотно связана с ядерно-оружейными технологиями
и
спят и видят полное прекращение переработки ОЯТ в мире для фиксации количества делящихся оружейных материалов.

Кроме того, что в самой США действует запрет на переработку ОЯТ (что автоматически ликвидирует крупнейший рынок переработки), Америка навязывает такую политику своим союзникам — например Южной Корее и Тайваню,

да и ввод большого завода по переработке ОЯТ в Японии, который все никак не состоится уже почти 20 лет
— возможно успех американской дипломатии.

позиция, возможно , хорошо помогает сдерживать расползание ядерно-оружейных технологий,
однако, однозначно сдерживает развитие технологий переработки.

Как итог можно сказать, что реальный ЗЯТЦ нашел сегодня свою небольшую нишу,

балансируюя на грани рентабельности и пользуясь разнообразными вторичными (по отношению к деньгам)
аспектами жизненного цикла ядерного топлива.

Его развитие (и превращение в прекрасного принца идеального ЗЯТЦ) зависит как от общего роста объема атомной энергетики,




так и от вложений в разработку технологий.


В очках
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1305 МОКС-топливо Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS