Пристанционная переработка хороша еще тем, что можно перевозить более свежее (горячее) топливо. А чем раньше переработают топливо, тем больше Pu-241 останется, и тем меньше образуется геморройного Am-241

Насколько я понимаю идею спектрального регулирования, часть твэлов будет заменено циркониевыми вытеснителями, которые по мере выгорания топлива извлекаются. Меньше твэлов - меньше энерговыделение, но и пропорционально меньше топлива. Так что перегрузки реже не будут.

Однако, уран дорожает. Сложно давать какие-то прогнозы на 60 лет, но учитывая что разведанных запасов урана как раз примерно на такой срок хватит (плюс минус), то подорожать может существенно.
Да и насколько вырастут капзатраты? Корпус у ВВЭР-С больше (но зато унифицирован с ВВЭР-1200). Зато машзал, ГО - меньше, трубопроводов меньше и т.д. Так что блок ВВЭР-С не будет стоить как блок ВВЭР-1200. АЭС это не только реактор.

Я бы сказал так.
Первая энергореволюция - освоение огня.
Вторая - приручение тягловых и ездовых животных.
Третья - ветер и вода (парус, мельницы).
Четвертая - паровые машины, и позже ДВС.
Пятая - электричество.

Атом я бы революцией не назвал, принципиально он ничего не изменил. Для обывателя, включающего лампочку, глубоко фиолетово, откуда взялось электричество - от АЭС, угля, газа - да хоть из торфа или сжигания мусора.
Вот ЗЯТЦ/термояд революцией назвать пожалуй можно, т.к. она на порядки увеличивает топливную базу. Но этого пока нет.


Дело не в том что это экологично. На электромобили рано или поздно все равно придется переходить, т.к. нефть конечна, а надо еще оставить на пластики, масла/смазки и пр.
С резиной не так все драматично, пыли от электромобилей больше за счет большей массы, но это разница на десятки процентов, а не в разы. А еще электромобиль меньше изнашивает колодки, за счет рекуперации.
(А зачем деревья на резину? Натуральный каучук уже десятки лет как не актуален, а искусственный делают из газа/нефти).


Тут также как с электромобилями - не в экологии дело, а в том что ископаемое топливо конечно, а в некоторых регионах оно уже исчерпано. Ветряки и панельки плохи если строить энергосистему только на них, но как дополнение - позволят сэкономить топливо, и дотянуть до внедрения ЗЯТЦ/термояда или емких накопителей.

Так это же в кредит, не на халяву.

1. Установленная мощность 260 ГВт - это не значит, что эти 260 ГВт реально получить. Какая-то часть электростанций всегда в ремонте, ППР и т.д.
И ночная зарядка не обязательно повысит КИУМ. Например, маневрирование осуществляется в значительной степени ГЭС. Если сделать для ГЭС равномерную нагрузку, выработка не вырастет никак - воды больше не станет. Просто поток воды через турбины станет более равномерным.
Ночной тариф проблему решает, но только отчасти. Вот ситуация - ночные тарифы начинаются в 23.00, люди ждут до 23.00, и все одновременно подключаются. (А они подключатся одновременно, никто не будет ждать минимальную нагрузку в сети до 2-3 часов ночи). Т.е. к утреннему и вечернему пику прибавится еще и ночной.
2. Надо считать не среднесуточный пробег, а максимальный. Конечно, если ездить только по городу, то скорее всего пробега электромобиля хватит (и то, не считая такси и прочих развозок). Но люди обычно хоть иногда ездят куда-нибудь далеко. На автомобиле можно без особых проблем проехать за день 1000 км. Для электромобиля это как минимум 3 зарядки по полчаса каждая. Да еще и не факт что заправка в пути попадется. Это примерно как с метаном: в теории в 2-3 раза дешевле бензина, а на практике никто не ставит, т.к. заправку днем с огнем не найдешь. Но автомобиль на метане хотя бы можно заправлять бензином, а электромобиль без зарядки превращается в тыкву. В общем, на сегодня это вещь сугубо для города и ближайших пригородов.

з.ы. принципиально ничего не имею против электротранспорта, но в настоящее время не вижу в нем смысла. Т.к. это большая куча геморроя за большие деньги.

Другое топливо это какое? Нитрид? Вряд ли, он с водой несовместим. МОХ? Это надо развивать переработку ОЯТ, чего в США вроде бы нет.
Вообще, что-то у меня складывается впечатление, что в США не собираются развивать атомную энергетику. Новые блоки практически не строятся (для замещения выбывающих блоков надо строить по блоку в год как минимум, а не за 10 лет). Новые технологии не разрабатываются (быстрые реакторы, переработка ОЯТ, даже центрифуг своих нет). ММР, как по мне, чистый распил. Для определенной ниши оправдано, но строить на них большую энергетику - бред. Похоже, решили, что атомная энергетика не жилец, а значит тратиться на нее сильно не надо, и лет за 50 она сама естественным образом умрет, просто от старости.
Может быть я ошибаюсь, но со стороны так кажется.

В ряду нептуния нет радона. Но там все элементы или очень долгоживущие (самый короткоживущий - торий 229 - 7 тыс лет), или наоборот, очень короткоживущие (2 недели и меньше), так что не подходит.
Может быть подойдет актиний-227 с периодом 22 года, там радон есть, но очень короткоживущий (4с) - не успеет просочиться. Но вопрос, откуда брать актиний-227 в килограммовых количествах. Единственный способ - облучение нейтронами радия-226, но есть ли столько радия, что бы хоть кг актиния получить - большой вопрос.

Значит, на низкой орбите такое собирать нельзя - загадим все околоземное пространство.

Кстати, интересно, а альфа-частицы не будут выбивать и уносить в космос атомы этого покрытия? Какая вообще энергия связи атомов в веществе? По логике она должна быть порядка теплоты испарения. Для урана 417 кДж/моль, делим на постоянную Авогадро и на заряд электрона, получаем ~4 эв. Т.е. при удачном раскладе альфа-частица унесет миллион атомов.

Вопрос, откуда взять 30 кг тория-228. Он конечно есть в природном тории, но уж очень мало, 1 на 10 млрд. 30 кг наверное во всей земной коре не наберется. И методов изотопного разделения тория насколько я знаю не существует, фторид тория в отличии от урана не летуч. Да и греться со своим периодом полурспада 2 года он будет пипец как. Не проще взять старый добрый проверенный временем Pu-238? Двигатель и одновременно ритэг. Разгоняться правда лет сто будет. Или уран-232 (родительский для Th-228) - его хотя бы теоретически можно накопить в больших количествах.

Кстати, сомнительно, что ритэг хороший получится. 30 кг слоем 10 мкм это несколько сотен тысяч м2. При такой площади он будет хорошо охлаждаться тепловым излучением, и сильно не нагреется. А для ритэга нужен хороший перепад температур.

И еще появился вопрос - как эту штуку изготовить? Понятно, что в развернутом виде выводить в космос это нельзя, а если свернуть в рулон, то как бы все не расплавилось от нагрева. А если авария на старте - десятки кг высокоактивного альфа-излучателя загадят все надолго. Напылять в космосе? Это при том в цепочке распада есть 208 таллий с очень жесткой гаммой 2,8 Мэв, от которой сложно защититься, особенно в космосе, где каждый килограмм на счету.

Если на схеме соблюдается масштаб, то толщина стенки (темно-зеленый + светло-зеленый) почти 4 метра. Максимальная теплопроводность тяжелого армированного бетона достигает 2, т.е. сквозь стенку пойдет 0.5 вт/м2 на градус.
Диаметр реакторной установки, опять же если соблюдается масштаб на схеме - 20 метров, высота 17,3. Площадь стенки цилиндра диаметром 20 м и высотой 17,3 ~ 1100 м2, плюс площадь днища ~314 м2, итого грубо 1500. Т.е. при градиенте 400С получаем 1500*400*0,5=300 кВт. Не так уж и много. Реально еще меньше, свинец ведь не плещется в бетонном бассейне, судя по схеме там между корпусами реактора/ПГ и бетоном - приличные воздушные промежутки. Так что какой-то особой теплоизоляции может и не понадобится. А если какая-то и есть, то логично ее ставить как раз между реактором и бетоном, что бы бетон не перегревать.

Зато если подождать подольше, можно получить практически чистый кюрий-245 (с небольшой примесью 246), а это великолепный делящийся материал, по сечениям даже лучше Pu-239 (разве что чуть порадиоактивнее, и нейтроны от спонтанного деления 246 замучают). Но тут 60 лет мало, надо хотя бы 120-150.

Выжигание миноров штука вообще неоднозначная. Вроде бы, цель правильная, уменьшить количество долгоживущих отходов. Но тут как в одном похабном анекдоте есть нюанс. Мы уменьшаем опасность в далеком будущем (причем чисто гипотетическую, "вдруг человечество настолько отупеет что забудет где можно копать где нельзя, и раскопает случайно ядерный могильник" - ведь всем понятно, что из геологического захоронения радиоактивные отходы сами никуда не денутся и за сотни тысяч лет - шахта глубиной сотни метров в скальном грунте, отходы залиты стеклом, упакованы в сталь и залиты десятками метров бетона), но взамен получаем загрязнение и дозозатраты прямо здесь и прямо сейчас, причем почти гарантировано. Получение энергии этот риск вряд ли оправдает, не стоит прибавка нескольких процентов выработки такого геморроя (особенно если осваивать ЗЯТЦ, с увеличением топливной базы в десятки раз). Особенно если вспомнить, что среди осколков есть и долгоживущие, тот же технеций ~200 тыс лет, значит геологические захоронения требуется рассчитывать хотя бы на три полураспада - а за это время не то что миноры, а и плутоний распадется (кроме может быть 242).

Взять например Am241. T1/2 432 лет. Делится он даже в быстром спектре очень плохо, даже в сверхбыстром спектре со свинцом и металлическим топливом сгорает меньше половины. Остальное перейдет в Pu238 (через короткоживущий Cm242). 238 имеет T1/2 в пять раз короче исходного Am. Т.е. на ближайшую сотню лет активность Pu238 будет выше исходного Am. Можно конечно Pu238 сжечь (в быстром спектре горит неплохо, а что не сгорит превратится в кошерный Pu239), но из-за огромной активности работать с ним сложно.

Am243 еще хуже. Горит он тоже плохо, а при поглощении нейтрона дает тот самый кюрий-244, от работы с которым атомщики открещиваются обеими руками - огромная активность (T1/2 = 18 лет). В то же время это не Cm242, от которого за 10 лет останутся только следы, распада 244 придется ждать века. А при распаде он даст Pu-240, с почти таким же T1/2 как у исходного Am243 (6500 лет и 7300), а как топливо он не ахти. Стоит ли игра свеч?


Ну а с кюрием никто возится не хочет т.к. 1) все равно его мало, т.е. энергии из него много не получишь 2) сравнительно короткоживущий, все равно сравнительно быстро распадется (кроме тяжелых начиная с 245, но их совсем мало - во всех ОЯТ мира вряд ли наберется хоть тонна). 3) в то же время из-за высокой удельной активности, вклад в радиоактивность он дает хороший, а по нейтронам вообще решающий. Ну и зачем?


У кюрия очень высокая активность спонтанного деления. Порядка на 4 больше, чем у четных плутониев. На альфа-распад в принципе плевать, пока ТВЭЛ герметичен, а нейтроны оболочку пролетают легко, а коэффициент качества у быстрых нейтронов такой же как у альфа-частиц.


Вообще, гомогенное сжигание в ЖСР выглядит интересно. Хотя бы не надо возиться с фабрикацией таблеток, нет проблем с ограничением по выгоранию. Только вот непонятно, что с ресурсом делать.

Плутоний-238 всегда получают из нептуния. (теоретически можно из америция, Am241 + n -> Am242 -> Cm242 -> Pu238 + He4, но это и сложнее (америций на порядки радиотоксичнее нептуния), и плутоний будет загрязнен 17% Pu242, а еще там обязательно будет Am243 который даст проблемный кюрий-244. А нептуний моноизотопный, облучение Np237 дает короткоживущий Np238 который потом дает чистый Pu238). А плутоний-238 используется в космических РИТЭГах в основном. Относительно короткий период полураспада 88 лет - хорошая удельная мощность.

Кюрий на складе и кюрий в реакторе одинаково опасен, но в реакторе он сгорит за несколько месяцев, а на складе надо ждать 100 лет пока распадется.

60 маловато, чуть больше 3 полураспадов. Надо хотя бы 100. Но вообще да, вполне себе вариант. Тут вопрос в экономике, что дешевле - хранить 100 лет на складе (со всей охраной, контролем и т.д. - учитывая что это отход высочайшей степени опасности), или сжечь, получив какую-никакую энергию. Вполне может оказаться, что второй вариант будет сложнее и дороже (учитывая сложности с изготовлением топлива с минорами.

Да, похоже все упрется в мощность, а мощность упирается в теплообмен. С теплообменом у таких реакторов все плохо, т.к. он идет только с поверхности, и площадь мала (у ВВЭР теплообмен идет с поверхности ТВЭЛов, их много, и поверхность во много раз больше). У американцев в Ок-Ридже был растворный реактор на 1 МВт тепловых, диаметр АЗ 32" (80 см), т.е. объем четверть кубометра, это всего ~4 МВт/м3. У ВВЭР емнип 150. А И при масштабировании все будет еще хуже, т.к. площадь это квадрат диаметра, а объем это куб. Т.е. даже при диаметре 3м, как у ВВЭР, мощность будет порядка 15 МВт, что очень мало (за год работы сожжет 5 кг, это меньше чем производит миноров один ВВЭР-1000).
Можно наверное увеличить мощность, если разместить теплообменник в саму АЗ. Но это серьезно усложнит конструкцию и привнесет разные интересные эффекты (например, если охлаждать водой - вода замедлитель, будет влиять на реактивность. Подал холодной воды - реактор разогнался).

Вторую ссылку как раз читал, когда пришла в голову идея растворного выжигателя. Там речь о ЖСР, который конечно лучше в плане КПД и мощности, но сделать его как мне кажется на порядок сложнее чем растворный: надо миноры из раствора как-то перевести в соль (выпарить? но концентрированные миноры будут сильно греться, что уже само по себе проблема), проблемы с материалами (расплавленная соль сжирает любой материал, самый долгоживущий ЖСР работал емнип 25 тыс часов, т.е. всего 3 года непрерывной работы) и т.д. А КПД нам не так важен, если задача именно сжечь трансураны, а не выработать энергию.

Насколько я понял, имеют интерес нечетные изотопы кюрия, в первую очередь 245 — очень большое сечение тепловых нейтронов и длительный период полураспада, можно делать очень компактные реакторы для космоса, например. Но в реакторах его нарабатывается крайне мало, в основном нарабатываются четные - 242 и 244. А они крайне радиотоксичны из-за короткого периода полураспада.

Возникла такая (может быть бредовая) идея.
При выделении минорных актиноидов есть проблема с отделением америция от кюрия - они слишком похожи химически. Процесс сложный, требует дорогих реактивов. Делать же таблетки из смеси америция с кюрием не хочется - кюрий слишком активный, плюс нейтроны от спонтанного деления, от которого сложно защититься. Придется процесс изготовления тотально автоматизировать и роботизировать, что бы человек даже близко не подходил.
В то же время есть реактор Аргус, растворный. Устройство предельно простое - бак на 22 л с раствором соли урана с обогащением 90%.
Почему бы не попробовать для выжигания миноров сделать что-то подобное?
Плюсы:
1. Не надо разделять америций от кюрия, достаточно отделить их от лантаноидов (что тоже не так-то просто, но все же легче).
2. Не надо делать таблетки-твэлы-ТВС, раствор америция и кюрия (плюс возможно нептуний) сразу льем в реактор. С раствором работать проще, если он достаточно разбавлен (толстый слой воды отлично задерживает излучение, и в том числе нейтроны). Потом достаточно будет раствор немного выпарить, что бы достичь критичности.
3. Естественная безопасность - при вскипании реактор сам себя глушит.
4. Опционально есть возможность на ходу чистить раствор от нейтронных ядов и шлаков какими-нибудь ионно-обменными смолами. Самый сильный нейтронный яд Xe-135 просто будет сам улетучиваться из раствора и не повлияет на реакцию в АЗ.
5. Если в растворе будет только Am, Cm и возможно Np, то реактор будет чистым выжигателем миноров, без образования новых (нет урана и плутония).

Правда, у Аргуса смешная мощность - 20 кВт, с такой мощностью миноры быстрее распадутся сами от старости, чем трансмутируют. Но можно мощность и увеличить, если добавить охлаждение (у Аргуса другие задачи, там не было цели повышать мощность, охлаждения там можно сказать нет), да и объем можно сделать больше. В общем, несколько масштабировать.
Также, минусом является низкая температура (у Аргуса 80 гр) — для отопления еще сойдет, но электричество получать - КПД будет ниже плинтуса. Но можно сделать корпус попрочнее, повысить давление и температуру, и получать перегретый пар во втором контуре. Впрочем, горячая вода тоже неплохо, получится такая АТЭЦ, работающая полностью на отходах.

Спасибо, понятно.

Во времена Мари Склодовской-Кюри была большая проблема получить даже 1 мг радия. Но это потому, что тогда уран не добывали в промышленных масштабах. А сейчас уран добывается десятками тысяч тонн в год. Радий находится в равновесии с ураном-238 в соотношении примерно 1:3млн, т.е. мировая добыча радия должна быть в районе 10-15 кг. Куда весь этот радий девается? Лежит на складах? Захоранивается? Как-то используется? (Вроде бы, сейчас никакого практического применения радию нет, это 100 лет назад его пихали везде где можно и где нельзя, вплоть до зубной пасты).

Вероятно, отражателями.

У керамики низкая теплопроводность, значит если на поверхности 2400, то в центре будет еще выше. Особенно если будут не тонкие твэлы, а одна большая болванка, как вы пишите.