Оригинал взят у dima_piterski
Самое важное. Самое полезное. Самое интересное...
Оригинал взят у dima_piterski
17 марта компания "Атомпроект" представила участникам направления "Прорыв" внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу. Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов "замкнутого ядерного топливного цикла". Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах "Брест-300", проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.
Реализация проекта позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.
Суть проекта:
С технологической точки зрения сегодняшняя атомная энергетика основана на применении ядерных реакторов на медленных «тепловых» нейтронах с использованием открытого топливного цикла. Непосредственно для получения энергии можно использовать Уран-235 и Плутоний-239, и очень важно понимать, откуда что берется. Уран-235 получают из урановой руды, причем мало того, что сами по себе руды бедные, так еще и содержание изотопа Уран-235 в добытом уране менее 1% (в основном – это уран-238). Соответственно, помимо обычного, но недешевого обогащения требуется еще и сверхдорогое обогащение по изотопу, иначе не получить концентрата с приемлемым уровнем урана-235 (3-5%). В итоге топливо для реактора на медленных нейтронах состоит на 95% из Урана 238, а на долю «полезного» Урана-235 приходится всего лишь 5%. Плутоний-239 из руды добыть невозможно, он образуется только в результате ядерных реакций, поэтому самое интересное начинается дальше!
В «медленном» реакторе Уран-235 расщепляется, выделяя энергию. Уран-238, из которого и состоят в основном топливные стержни в таком реакторе не расщепляется. Лишь небольшая его часть, поглощая нейтроны, переходит в Плутоний-239. В итоге, в отработанном топливе содержится 94% «бесполезного» Урана 238, нарабатывается 1% Плутония-239, а остаток приходится на другие продукты деления. Плутоний-239 нужен, его можно выделить и добавлять в топливо для медленных реакторов вместо Урана-235, освоив новую топливную технологию. К сожалению Уран-238 остается ненужным и дорогим в хранении «балластом». Вдобавок ко всему еще остаются тысячи тонн обедненного гексафторида урана (ОГФУ), образующегося в процессе обогащения.
При использовании открытого цикла проблемы постепенно накапливаются – растет количество отходов, непрерывно требуются дополнительные специальные и очень дорогие склады отработанного ядерного топлива (ОЯТ).
Избавиться от проблем, удешевить процесс и многократно расширить сырьевую базу позволяют реакторы на быстрых нейтронах. Суть идеи заключается в том, что загрузив в такой реактор стержни из Урана-238 с небольшим количеством Плутония-239 для «затравки», мы получаем ядерную реакцию с выделением тепла, в процессе которой Уран-238 преобразуется в Плутоний-239. На выходе будет не только энергия, но и стержни, в которых Плутония-239 стало больше, чем до загрузки (а Урана-238 меньше). Остается выделить плутоний, изготовить из него топливо для медленных реакторов, и цикл можно повторять до тех пор, пока на планете не выработается весь Уран-238. Напомним, что его в 100 раз больше, чем применяемого сегодня Урана-235.
Закрытый цикл дает следующие преимущества:
- В производство идет Уран-238 и плутоний со складов ОЯТ;
- Используются огромные запасы обедненного гексафторида урана (ОГФУ);
- Из урановой руды достаточно получить Уран-238, которого в 100 раз больше, чем Урана-235;
- Количество радиоактивных отходов снижается в десятки раз, многократно упрощаются задачи обработки и хранения;
За шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации.
Более подробно -
Реализация проекта "Прорыв" связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.
[]_____________________________________________
Что ещё интересного в СО-сообществах 3-го круга:
, , , , . +:
© 2009 Технополис завтра
Перепечатка материалов приветствуется, при этом гиперссылка на статью или на главную страницу сайта "Технополис завтра" обязательна. Если же Ваши правила строже этих, пожалуйста, пользуйтесь при перепечатке Вашими же правилами.
