Самое важное. Самое полезное. Самое интересное...
Loading...

Нам нужны крепкие ребята! (NUC29)

26 ноября 2013
<
Увеличить фото...  
Источник: crustgroup

Продолжая рассказ о технологиях замкнутого ядерного цикла, я хотел бы уложить в мозаику фактов о реакторах, изотопах и технологических концепциях главный кирпич, без которого очень трудно представить себе цельную картину того, что хотят получить все участники забега к светлому будущему мирного атома.

Я говорю о топливе.

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!

Топливо

Справа — оружейный уран, слева — оружейный плутоний. Именно так они выглядят в жизни, в виде чистых металлов, коими они и являются. И оружейный уран, и оружейный плутоний рекомендуется брать в руки только в специальных защитных перчатках, а 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...

Зачем нужен ЗЯТЦ? 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):

CANDU

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.

reactor

Внизу — активная зона реактора с ТВЭЛами, вверху — каналы для регулирующих стержней. Модель небольшого реактора в разрезе. Масштаб 1:1.

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!

Plutonium

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

Именно за счёт управляемого выгорания 235U и умелого замещения выгоревшего урана свеженаработанным прямо в ТВЭЛе из 238U плутонием и поднимают сейчас шаг за шагом длительность кампании работы реакторов на обогащённом уране. При этом, что интересно, общий уровень обогащения топлива растёт отнюдь не столь значительно, как длительность кампании работы реактора на одной загрузке.

В начале работы реакторов стандартной кампанией для ВВЭРов и PWR считалась 12-месячная, годовая кампания.

В середине 1980-х годов в США на одной из станций с реактором Westinghouse PWR 4-loop была начата реализация удлинённой кампании, с итоговым переходом к 18-месячному циклу работы ядерного топлива. После научного обоснования опытной эксплуатации, все АЭС с PWR в США начали переход на 18-месячный топливный цикл, закончив его полностью к 1997-98 годам, немногим позже этот процесс начался на всех блоках мира с водо-водяные реакторами, кроме российских.

Например, во Франции, к концу 1990-х все реакторы мощностью свыше 900 МВт перешли на 18-месячную кампанию. В конце 1990-х и начале 2000-х годов многие западные PWR начали переход на 24-месячный цикл, однако большинство таких реакторов имеют мощность 900 МВт и меньше. Таким образом, для западных PWR с близкой к ВВЭР-1000 мощностью уже почти два десятилетия характерна 18-месячная топливная кампания, с тенденцией к переходу на 24-месячную периодичность загрузки активной зоны. Реакторы же ВВЭР-1000 начали переход на 18-месячный топливный цикл лишь в 2008 году (1-й блок Балаковской АЭС) и планируется, что этот процесс будет полностью завершён в 2014 году.

Почему же российские атомщики так медлят с переходом на длительные кампании на российских водо-водяных реакторах под давлением? Ведь именно высокий КИУМ, снижение затрат на обслуживание реактора и его простои, снижение доз облучения обслуживающего персонала — и является смыслом перехода на длительные кампании по загрузке ядерным топливом.

Всё дело в разности инженерных подходов и в конструкции российского ВВЭР и западного PWR. В этих реакторах используются различные тепловыделяющие сборки (ТВС) в которые и пакуются ТВЭЛы. Это именно те самые, пресловутые «квадраты» и «шестиугольники», о которых уже так долго говорят все СМИ. Вот их наглядное сравнение:

Зоны

Это — поперечный разрез активных зон двух реакторов сравнимой мощности — российского ВВЭР-1000 (1000 МВт электрической мощности) и американского Westinghouse PWR 4-loop (1100 МВт электрической мощности). Как видите, американский «собрат» ВВЭРа намного толще его в талии.

Диаметр западного PWR составляет обычно 4,83 метра и даже больше, в то время, как корпус ВВЭРа имеет диаметр всего в 4,535 м. Есть мнение, что такой диаметр корпуса ВВЭРа был задан, как и всегда «расстоянием между задницами древнеримских лошадей» (а точнее — следующими из них правилами перевозок по железным дорогам СССР), однако, в общем-то, на выбор такой компоновки реактора повлияло и ещё одно качество гексагональной, то есть шестиугольной укладки ТВСов в активную зону.

Квадратная упаковка ТВСов очень проигрывает шестиугольной в плане неравномерности расхода теплоносителя по сечению ТВС — квадрат хорошо охлаждается на углах, но очень плохо — в середине ТВС. А вот шестиугольник российского ТВСа гораздо ближе по форме к идеальному кругу, в силу чего охлаждение шестиугольного, гексагонального ТВСа идёт гораздо более равномерно. Поэтому в западных сборках изначально применялись решётки-интенсификаторы, устанавливаемые на ТВС, для перемешивания теплоносителя в пределах поперечного сечения сборки.

Однако, как и во всякой реальной жизни — у любого инженерного решения есть и своя «тёмная» сторона. Получив за счёт хорошей, компактной укладки ТВС в активную зону реактора массу преимуществ — по весу конструкции, мощности насосов, теплообмену между водой и ТВС-ом, советские конструкторы получили для ВВЭРа большие значения удельной тепловой нагрузки, нежели те, которые были получены в западном PWR: западный реактор имеет удельную тепловую нагрузку в 100 кВт/литр теплоносителя, в то время, как ВВЭР — уже 110 кВт/литр.

В силу этого неприятного факта, советские, а потом и российские сборки-шестиугольники прошли очень длинный путь качественного совершенствования.

В силу такого напряжённого теплового режима работы активной зоны реактора общая аварийность сборок типа «шестиугольник» за весь период «атомной эры» была исторически в среднем выше, чем у западного «квадрата». Вот тут есть большой и пространный отчёт МАГАТЭ о том что, где и когда «текло» из ТВС в реакторах различных конструкций и с разными типами тепловыделяющих сборок, все последующие данные — именно из него.

Но уже к 2006 году российские специалисты отладили шестиугольный ТВС для ВВЭРов так, что у нас на одну тысячу сборок было 9 разгерметизаций ТВСов, в среднем по миру — 10, а в США — 17 протечек «квадрата» на 1000 штук, загруженных в реактор.

И это — при том, что ещё десятилетием раннее ситуация была иной: шестиугольные ТВС из ВВЭРов давали протечки и отказы в 39 случаях из 1000, в США PWRы с топливом «квадрат» протекали в 20 случаях на каждую тысячу ТВС, а меньше всего брака было в Японии —там было всего 0,5 протечки ТВСов на каждую 1000 штук.

Вот так.

Крепкие ребята критически важны для атомной эры. Реактор должен служить теперь не менее 60 лет, тепловыделяющая сборка в ближайшее время будет обеспечивать выгорание топлива более 40 000 МВт·сутки/т, кампания реактора однозначно доберётся до 24 месяцев, а КИУМ должен уверенно перешагнуть за отметку в 90%. Ну и половина всей энергии, получаемой сегодня из атомов рукотворного, наработанного самим человечеством плутония — скоро неизбежно превратится в три четверти, а возможно — и перешагнёт отметку в 90%, вслед за КИУМом атомных станций.

И вот тут мы, наконец, подходим к ЗЯТЦ. Который начался давным-давно и совершенно неприметной сегодня Бельгии...

comments

rcoma сколько весит подобная блямба чистого урана? разве ее можно ее так держать в руках. я думал он тяжелей.

crustgroup Ну, видите же. Держат. Весит немало, плотность 19,1 грамма на см3. Но у осмия побольше будет. :)

khathi Примерно как золото — около 19 тонн на кубометр, примерно вдвое тяжелее свинца с его 11 тоннами.

well_p Хотел бы рассказать еще один аспект ядерной энергетики . По сути любой атомный реактор имеет конструкцию как у паровоза . Где вместо дров используют ядерные элементы . А колеса вырабатывает эл ток .
Фишка в том , что КПД у ядерных реакторов тоже как у паровоза , ну очень низкое .

crustgroup Ну, скажем так: у паровоза всё-таки пониже будет, зря вы так реакторы обижаете.. ;) Однако, ситуация с водой в качестве теплоносителя, конечно уже созрела и перезрела, о чём я уже писал: http://crustgroup.livejournal.com/60108.html

Вариантов, собственно говоря, не так и много - или газофазные гелиевые реакторы, или реакторы с теплоносителями на жидких металлах, или же всё-таки вернуться к концепту реактора на расплавах солей урана и тория.

Пока Россия движется именно по пути жидкометаллических теплоносителей, там запустили целых три проекта - БН, БРЕСТ и СВБР:
http://crustgroup.livejournal.com/60352.html

По реакторам на расплавах солей и по высокотемпературным гелиевым реакторам пока, мягко говоря, работы не вышли из стадии апробирования конструкционных материалов. В этом и состоит основная проблема этих путей развития атомной энергетики.

spekulyant2013 В случае решения проблем, варианты газофазных реакторов и реакторов на расплавах солей чисто теоретически окажутся лучше, чем на жидкометаллических теплоносителях?

crustgroup Да, лучше. Газофазные реакторы явно будут лучше по термодинамическому КПД (плюс масса плюшек в виде высокотемпературных химических циклов, которые можно навесить на "выхлоп" реактора), ну реакторы на расплавах солей позволяют, вдобавок к высокому (но не столь впечатляющему, как у газофазных реакторов) КПД ещё и полностью уйти от процедур замены топлива.

freedom_of_sea в wiki написано что газовые реакторы вовсю работают в Англии давая температуру овер 600
но реакторы с твелами в любом случае отстой.

crustgroup В Англии работают газовые реакторы на CO2. Это немного не то, что я описал в статье про высокотемпературные гелиевые реакторы. Да и печально всё в Англии: http://www.odnako.org/blogs/show_28684/ Новых газофазных высокотемпературных реакторов там построить некому, будут импортировать легководники. Вроде бы, договорились таки с EDF.

mirang У первых паровозов или у последних? очень уж там разный кпд.... А вобще, об этом автор уже писал в этой серии. И о путях повышения кпд тоже.

norguhtar А то что ТЭЦ и ТЭС имеют такую же конструкцию вас не смущает?

freedom_of_sea у ТЭС температура пара примерно вдвое выше. А у ТЭЦ отходы тепла в дело идут

norguhtar Никто не мешает отходы тепла АЭС пускать в дело. Ну а температура пара дело наживное.

crustgroup В абсолютных градусах Кельвина - нет у ТЭС такого преимущества перед АЭС.
Градусы Цельсия только нам важны, для дедушки Карно - только Кельвин, только хардкор.

rusaki_de Электрический КПД атомных станций сегодня составляет 35%, а это в разы выше чем у паровоза. Ограничение идёт по температуре пара (350 градусов) вызванное соображения безопасности. Но температура газовых атомных реакторов будет почти 1000 градусов, а это уже совсем другой разговор.

15a18m Вы КПД от чего считаете?

evil_gryphon У плутония выход запаздывающих нейтронов в 3 раза меньше чем у урана. (Эти нейтроны используются для управления реакцией). Поэтому, современные реакторы работающие на уране, станут практически неуправляемыми при переходе на чистый плутоний (и поэтому есть ограничения на использование смесевого топлива с плутонием). В теории, можно сделать и реактор работающий на чистом плутонии, но он будет *очень* намного опаснее в эксплуатации чем урановый (а урановые энергоблоки, как оказалось, иногда взрываются).
(добавлено)
По этой причине, по мере выгорания урана в обычном реакторе он становится менее управляемым.
У плутония ещё и критическая масса меньше, поэтому в реакторе той же мощности окажется больше критических масс.

crustgroup Нет смысла переходить на чистые плутониевые ТВЭЛы.
США угробили в 1970-х годах кучу сил на создание чисто плутониевого бридера, получив на выходе адские расходы и масштабный пшик.
России сейчас надо нормально освоить давно апробированную на Западе технологию МОХ-топлива и на ней пока строить первое приближение по ЗЯТЦ.

А потом уже можно думать, как развивать ЗЯТЦ дальше.

Шутка ли - сегодня только по соглашению с США надо утилизировать 34 тонны оружейного плутония.
И как это делать? Его же в буржуйке не сожжешь, его надо в реактор как-то запихнуть.

george_grey  А в чем тогда прикол запрещать и закрывать АЭС?

osteohondros Попил бабла на зеленой энергетике, доступ к углеводродам, шизофрения

beskarss217891 Вопрос - как раз про срок службы реакторов: как будут продлять эти сроки?
Если мы упираемся в "темную эру" то:
- часть реакторов глушится зелеными политиками (у которых или зеленые ростки в голове или дуло у виска) или эффективными менеджерами;
- часть останавливается из-за отсутствия топлива;
- а часть должна будет работать "пока не свалится". Просто потому, что замены нет, а электричество требуется прямо сейчас.
Важный вопрос - для США (не все же там будут глушить), а для Украины с её реакторным парком и фокусами конца этого десятилетия тем более. Я знаю, что некоторые российские реакторы вкалывают уже дольше срока. Какая ОБЩАЯ картина и каковы технологии "омоложения"? (понятно, это вопрос на еще один пост)

crustgroup Новые реакторы сейчас все проектируются на срок службы в 60 лет.
По старым реакторам пока средний возраст был что-то в районе 43 лет, самые старые реакторы подбирались к отметке своего 50-летия.
Думаю, что для старых реакторов МАГАТЭ всё-таки будет требовать закрытия после 50-летнего рубежа. Просто исходя из того, что на I и II поколении - минимальное число систем пассивной безопасности, которые уже вовсю применяют на реакторах поколений III+ и IV.

ogolovok Замечательно пишите! Даже человеку в теме приятно читать. Загляните в опубликованные мною воспоминания участника открытия последних актинидов, может будут в тему: http://ogolovok.livejournal.com/91599.html

 Комментарии: 0 шт.   Нравится: 3 | Не нравится: 0 

Комментарии

Социальные комментарии Cackle Все комментарии

Также в разделе «Интересное»

Расписание

Расписание транспорта. Краматорск, Харьков

Расписание

Музыка

Loading...

Справочник ВУЗов Украины