500$/кг, 0.5$ за грамм? Дорого. Но не то чтоб ОЧЕНЬ дорого...

Кроме того, там при (n, 2n) ещё деление на две альфы идёт, с ощутимым (если на граммы считать) экзотермическим выхлопом в несколько МэВ.
То есть, это таки топливо. И цена кВт*ч из бериллия в пересчёте на природный ресурс отличается от "уранового" в разы, даже не на порядки. То есть, она мала.

Прикольно то, что деление бериллия не даёт радиоактивных осколков, только гелий. Реактор, тратящий бериллий, будет чище (ровно на долю сожжённого бериллия, ессно, так что непринципиально, но всё-таки )

Сообщение отредактировал Татарин - 25.1.2016, 1:36

Интересный аспект затронули, однако.

По сути результатом размножающей нейтроны реакции 9Be+n->2(4He)+2n' является двукратное размножение нейтронов и выход энергии около 1.67 МэВ.
Плюс побочная реакция развала с бериллием 9Be+n->7Li+T помимо трития (тоже может быть полезным продуктом) еще дает около 10.4 МэВ энергии.
Также бериллий позволяет в ЖСРе позволяет утилизировать жесткий рентген по фотоядерной реакции 9Be+gamma->2(4He)+n с экзоэффектом около 1.57 МэВ и добавочным нейтроном.

Т.е. помимо эффективной нейтрон-размножающей среды в ЖСР-топливной смеси бериллий еще функции топлива частично осуществляет.

Интересно, насколько возможно максимизировать эффект развала ядра бериллия в ЖСРе?

Сообщение отредактировал VBVB - 25.1.2016, 2:45

Бериллий-9 отличный генератор нейтронов от альфы, от электронов, от гаммы и т.п.
C одной стороны, это - много энергии от бериллия и много лишних нейтронов.
С другой - вспоминается пост уважаемого Атоминфо о специфике тяжеловодника с его d(гамма, n)p, эти нейтроны плохо управляются.
А сечения (n, 2n) порядка 20-40 миллибарн.

Но есть очень много работы по химии, физике и материалам для ЖСР на FLiBe (литий, наверное, обогащён по литию-7).
Если люди уже не первый год смотрят в эту сторону, видимо, итог получается интересный.

Бериллиевые нейтроны относятся к мгновенным, но их доля менее процента, погоды особо не сделает.

Это цены 15-20-летней давности, сейчас столько стоит оксид бериллия, в котором кислорода 64%


Деление урана даёт 1 МэВ на нуклон. Деление бериллия - только 1/6 МэВ на нуклон. При этом, фунт урана стоит 40 долларов, фунт бериллия - 500. Так что таки почти 2 порядка.

Если бериллий в составе соли, то нейтроны "мгновенные", но не управляемые - их производство зависит распада в соли. Они не сделают погоды (хотя, как сказать) при постоянной мощности.
Но если мы пытаемся заглушить реактор, а поток нейтронов остаётся как "менее процента" от потока на полной мощности, это могут быть опаньки.
Превышение над К вообще малО, "менее процента" - очень даже значимо.

http://www.molbase.com/en/search.html?sear...95k0aAhun8P8HAQ

160$/кг (против 70-100$ у природного урана).
Возможно, конечно, что это бериллий не ядерной чистоты. Но уран тоже не упакованным в топливные таблетки выкапывают.

И если посчитать энергоёмкость бериллия 6Е23 атомов/моль: / 7г/моль * 1.6Е6 эВ * 1.6Е-19 Дж/эВ / 3.6Е6 Дж/кВт*ч / 24 ч/сут ~ 250МВт*сут/кг (~60000000кВт*ч/кг)

Если для нас приемлимо палить уран, обогащённый до 5% с выгоранием 60МВт*сут (цену представляешь?), то почему плохо палить бериллий?
По цене явный выигрыш.

Глушат бором, у которого линейная обратная зависимость поглощения, получая прежде всего отсечение низкоэнергетического спектра, т.е. берилиевый поток попадает в их число.

С перспективностью применения бериллия в будущих проектах отечественных ЖСР есть много моментов.

Плюсы применения бериллия в отечественных проектах ЖСРах в качестве компонента жидкосолевой топливной смеси:
1. Заметное снижение потребной масссы делящихся материалов (ДМ).
2. Эффективное размножение нейтронов.
3. Работа в тепловом или эпитепловом нейтронном спектре с лучшей регулируемостью реактора.
4. Уменьшение габаритов и массы ЯРУ, при соответствующем уменьшение толщины биозащиты.
5. При работе ЖСР на бериллиевых жидкосолевых смесях температурный коэффициент реактивности сильно отрицателен.
6. В Росрезерве имеется немалый запас бериллия, кроме того немалое количествр бериллия есть в ОЯТ некоторых лодочных реакторов и его можно оттуда выделить при планирующейся переработке.

Минусы:
1. Редкий металл с годовым производством в мире около 250-320 тонн (однако оценочные запасы в РФ бериллиевых руд около 300 тысяч тонн, из которых около 100 тысяч тонн промышленно добываемые).
2. Дорогой металл (текущая цена около 480-540 долларов за кг).
3. В РФ пока нет промышленного производства металлическго бериллия и идет его импорт, но производство собираются восстановить к 2020 году.
4. При работе ЖСР на бериллиевых жидкосолевых смесях будет происходить генерация радиотоксичного трития.

Ну, это кому недостаток, а кому и прямое удовольствие...
Причём, тритий выходит прямо в виде газа, вместе с благородными газами-осколками. Ставь ловушку да собирай, не надо мучаться отдельно с бланкетом - всё на месте.

Тепловой ЖСР - идеальный реактор начинающего (и не только) бомбодела.
Всё в одном флаконе.

Более того.
Если у нас ЖСР на чистых уране-233/235 с подпиткой торием-232, то можно получить идеальный наработчик плутония.
При непрерывном электрорафинировании плутония из расплава (и добавлении урана-238 на восстановление) равновесные концентрации плутония можно поддерживать на невысоком уровне, а значит, получать почти чистый плутоний-239, качеством выше, чем у наработчиков-пионеров с выгоранием в единицы-десяток МВт*сут.
Вместе с тритием.

Это ли не идеал того, что нужно от военного реактора?

Для идеала не хватает программы самоуничтожения.

Очень точно сказано.

У меня давно уже впечатление сложилось, что получив опыт тестовой эксплуатации своего жидкосолевика опытного, американцы быстро осознали все нежелательные возможности жидкосолевых ЯЭУ по производству делящихся материалов (плутоний-233 и уран-233) и тритию. После чего решили на госуровне забанить развитие этого направления, чтобы новоявленные страны-бомбоделы не ухватились за жидкосолевые технологии наработки материалов для ядерного оружия.

По сути, плутоний-239 и уран-233 с ЖСР можно получить непрерывным репроцессингом топливной смеси сколь угодно желаемой чистоты. Также как и при работе на жидколевых смесях на основе литиевых солей и/или бериллия непрерывно ЖСР тритий будет выдавать, который относительно легко можно отделить от РБГ и других газообразных ПД.
При этом ЖСР уровня 30-50 МВт может иметь очень небольшие габариты по сравнению с альтернативой в виде уран-графитового наработчика, или Магнокс-реакора и не требует проблемного производства тяжелой воды как для тяжеловодных наработчиков.
ЖСР уровня тепловой мощности 30-50 МВт легко спрятать можно в подземелье каком-либо, охлаждая водой проточной из реки/пруда/озера близлежащего. В год ЖСР такой мощности может выдавать 10-13 кг плутония-239 высокой чистоты и впридачу пару десятков граммов трития.

Но опять таки, если какое-либо государство настойчиво желает получить/наработать делящиеся материалы, то оно их получит.
Не ЖСР, так другой тип реактора применят, не плутоний так ВОУ наработают центрифужным или лазерным способом. Как и тритий при особом желании ускорительной техникой нагенерят, если очень нужно будет.
Однако, как показывает опыт оружейных программ разных стран, технологии тяжеловодников энергетических и исследовательских нанесли основной удар по режиму нераспространения (Израиль, Индия, Пакистан).

Как Вы это представляете? Какая конкретно реакция, какие токи из ускорителя?

Представляю как описано.

По фразе "Accelerator Production of Tritium" немало информации открытой есть.
Целая программа была исследовательская в США.

http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/314134

"Основной из них является получение трития и нейтронов при облучении потоком протонов мишеней (W, Pb...)"

Сообщение отредактировал Didro - 26.1.2016, 16:35

Но даже одного кило трития не получено... Spallation источник нейтронов годится для этого, если окружить его нужным бланкетом и забыть о прочей физщике, под который его строили.

Сообщение отредактировал Dobryak - 26.1.2016, 16:54

Стоимость такого трития будет запредельной. Это можно сказать точно. Со всей уверенностью.

Угу...

для полного счастья надо добавить литий с дейтерием для попутной т-я реакции и улучшения спектра.

Конечно стоимость трития, если его получать ускорительной техникой будет очень значительная. По разным подсчетам ориентировочно тритий с ускорителя будет дороже трития с легководного реактора-наработчика в 4 раза, а по сравнению с тяжеловодником в 6-6.5 раз.
Только умалишенный, имея в стране развитый парк исследовательских реакторов, будет тритий ускорительной методикой получать. Но если реакторы только энергетические и под надзором МАГАТЭ, а исследовательских реакторов мощных нет, а трития для исследований/испытаний пару-тройку граммов нужно, то тут соответствующий ускоритель с генератором нейтронов на скалывании подможет.

По сути американцы вначале при рассмотрении возможности ускорительной наработки трития рассматривали ускоритель, как источник генерации нейтронов из мишеней ураново-бериллиевых которые окружаться должны были бланкетом воспроизводящим с металлическим литием-6 в оболочке охлаждаемой.

Потом перешли к свинцовому мишени в качестве источника нейтронов (на эффекте скалывания), а в качестве бланкета тритий производящего рассматривались многослойные стэйкинги из слоев алюминия и лития-6. Т.е. по сути рассматривалась обычная известная реакция 6Li+n-> T+4He c сечением 941 барн. Но с эффективностью оценочной производства трития проблемы были из-за недостаточной термализации нейтронов скалываемых, а использовать слой легководного или тяжеловодного замедлителя по ряду не желали.

Позднее ученые из Лос-Аламоса предложили более эффективный метод ускорительной проточной наработки трития. Конструкция бланкета очень хитрая - протоны от ускорителя приходят в тяжеловодный бланкет в котором есть каналы с контейнерами с проточным гелием-3 и стержнями-охладителями из вольфрама, которые перпендикулярны пучку протонов и концы их омываются тяжелой водой. Эти контейнеры собираются в сборки, окруженные тяжелой водой и слоем свинца. Нейтроны от внешней размножающей свинцовой мишени, разбиваемой протонным пучком, попадают в бланкет, замедляются в тяжелой воде, попадают в контейнеры с гелием-3 и образуют тритий. Т.е. реакция рассматриваемая 3He+n->T+p с сечением 5330 барн.