БРЕСТ Опции

[AtomInfo.Ru]

Неожиданный вариант

Мы слышали ранее про другую площадку для БРЕСТ-300.

http://atominfo.ru/news6/f0900.htm

"Вместе с Северской АЭС и реактором типа "Брест", которые могут случиться в Томске, можно говорить, что возможна реализация системы полного замкнутого цикла на территории Сибири. Наличие всего этого позволяет создать в Томске атомный кластер как площадку инновационного развития "Росатома" в Сибири", - сказал Шаманин.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 22.1.2015, 18:50

Причина редактирования: Название темы изменено. - Модератор

[Smith]

Дидро, три года назад вы крайне нелестно отзывались об экономике СВБР, что заставляет вас думать иначе об экономике БРЕСТ? ведь вряд ли только увеличение установленной мощности...

Сообщение отредактировал Smith - 21.1.2015, 11:07

[Didro]

Дидро, три года назад вы крайне нелестно отзывались об экономике СВБР, что заставляет вас думать иначе об экономике БРЕСТ? ведь вряд ли только увеличение установленной мощности...

БРЕСТ тоже нерентабелен, как и БН, а малой мощности СВБР тем более, но в отличии от натрия/калия/лития, он не агрессивен.
Недавно я здесь уже высказал свой вариант значительного повышения экономики проекта, по крайней мере приблизить или сделать даже чуть лучше ВВЭР, посредством замены твердого экрана жидкосолевым ториевым.

Сообщение отредактировал Didro - 21.1.2015, 14:59

[VBVB]

Недавно я здесь уже высказал свой вариант значительного повышения экономики проекта, по крайней мере приблизить или сделать даже чуть лучше ВВЭР, посредством замены твердого экрана жидкосолевым ториевым.

Очень разумное предложение иметь для БРЕСТа жидкосолевой экран с ториевой солью. Мое почтение...
В тех же БНах создание жидкосолевого облучательного бланкета малореально. Только твердые металлические стержни или оксидная керамика.

Помимо выработки электроэнергии и выжигания миноров такой БРЕСТ сможет прилично нарабатывать приемлемого качества уран-233, которым можно подпитывать имеющиеся легководники и подмешивать к топливу для транспортных реакторов. Причем этот нарабатываемый уран-233 можно практически непрерывно отбирать из жидкосолевого бланкета без его заметного выгорания и увеличения доли проблемного примесного урана-232 из-за реакций n,2n.

Для такой многофункциональной версии БРЕСТа можно и не долбится в создание технологически проблемного нитридного уран-плутониевого топлива. Вполне по экономике и эффективности в таком БРЕСТе можно топливный МОХ как и для БНов использовать, причем в смеси с МОХ от энергетического плутония от ВВЭРов.

Только вопрос, а как внутрикорпусные конструкции зоны жидкосолевого бланкета такого БРЕСТа будут выдерживать коррозию свинца с одной стороны и агрессивной фторидной/хлоридной жидкосолевой облучаемой смеси с другой?

Сообщение отредактировал VBVB - 21.1.2015, 17:42

[Didro]

Причем этот нарабатываемый уран-233 можно практически непрерывно отбирать из жидкосолевого бланкета без его заметного выгорания и увеличения доли проблемного примесного урана-232 из-за реакций n,2n.

Причем концентрат продуктов реакций легко отделяется на фильтрах, причем непрерывно, пополняя свежей ториевой солью.
Отбираемый же бланкет легко обеднять от тяжелых на катионите, тот же КУ-2-8 имеет выраженные "предпочтения", что используют уже 70 лет при отделении плутония.
Сам баланкет можно выполнить как в варианте расплава с давлением равным или не на много отличным от свинца в активной зоне, так и в виде кипящего раствора, то на мой взгляд менее предпочтительно, т.к. заметно увеличит деление образующегося U233.

Только вопрос, а как внутрикорпусные конструкции зоны жидкосолевого бланкета такого БРЕСТа будут выдерживать коррозию свинца с одной стороны и агрессивной фторидной/хлоридной жидкосолевой облучаемой смеси с другой?

Коррозийная агрессивность натрия в БН значительно выше корозийной агресивности как свинца, так и солей, причем необязательно галогенные соли рассматривать, чем плох вариант с сульфатом или иные варианты солей.
Да и те же стали, что и на БН, без проблем пойдут и здесь.
Более того, блок АЗ/бланкет, можно делать сменным, и вместо проблемного ремонта через 20-25 лет, просто проводить замену, сократив тем самым и простой.

[VBVB]

причем необязательно галогенные соли рассматривать, чем плох вариант с сульфатом или иные варианты солей.

С выбором подходящей солевой композиции для торий-содержащего бланкета для специального варианта БРЕСТа могут быть проблемы.
Эксплуатационная температура свинца в БРЕСТах декларируется в 540С. Причем писалось что врехний предел перегрева свинцового теплоносителя составляет 620С.
Выбор подходящих солевых композиций для бридинга ториевого в жидкосолевом бланкете свинцового реактора с характеристиками близкими к проекту БРЕСТа ограничен.

Возможные варианты солевой эвтектики обсуждаемого бланкета (смягчение спектра нейтронов берилиевыми солями нежелательно и их композиции не рассматривал):

4LiF-ThF4 темп. плавления 560C
4NaF-ThF4 темп. плавления 618C

45Li-50ZrF4-5ThF4 темп. плавления 515C
57Li-26ZrF4-16ThF4 темп. плавления 395C
64Li-21ZrF4-15ThF4 темп. плавления 397C

42NaF-55ZrF4-3ThF4 темп. плавления 512C
58NaF-40ZrF4-2ThF4 темп. плавления 495C
49.5NaF-48ZrF4-2.5ThF4 темп. плавления 505C

60LiF-22NaF-18ThF4 темп. плавления 490C
25LiF-43NaF-32ThF4 темп. плавления 455C

85(46LiF–12NaF–42KF)+15ThF4 темп. плавления 580С

65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 темп. плавления 460C.

Возможные варианты бланкетного содержимого ограничиваются тройными фторидными и хлоридными эвтектиками.
Литий-содержащие цирконий-основанные солевые системы потребуют использования солей лития-7 (лишние затраты, или же на природном литиевом фториде будет переть тритий).
Натрий-содержащие цирконий-основанные солевые системы имеют низкую растворимость ториевого компонента.

Наиболее оптимальной кажется фторидная эвтектическая солевая система 25LiF-43NaF-32ThF4 с температурой плавления в районе 455C и хлоридная эвтектическая система 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 с температурой плавления около 460C.

Другие торий-содержащие солевые составы с более подходящими характеристиками для бланкета БРЕСТа сложно придумать.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.1.2015, 19:03

[Vadik]

на природном литиевом фториде будет переть тритий

А что плохого в тритии? Здесь другого водорода нет, выделить тритий будет нетрудно, а с учетом строительства ITER, тритий пригодится.

[VBVB]

А что плохого в тритии? Здесь другого водорода нет, выделить тритий будет нетрудно, а с учетом строительства ITER, тритий пригодится.

Если в бланкете будут соли лития природного изотопного состава, то из лития-6 будет прилично шуровать тритий.
Тритий в жидкосолевом бланкете - увеличение радиотоксичности и рост вероятности утечек, необходимость эффективных тритиевых ловушек, проблемы с их регенерацией и утилизацией материала ловушек через определенное время работы. В итоге, больше гемора с эксплуатацией бланкета, хуже безопасность и большие финансовые затраты.

Литий можно добавлять когда тритий понадобится, пока целесообразно отталкиваться от

65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 темп. плавления 460C.

Насколько знаю особенности солевых эвтектик, замена части натривого компонента на литиевый должна немного снизить точку плавления эвтектики. Т.е. когда может понадобиться тритий, бланкетную солевую смесь 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 можно превратить в 25LiCl-40NaCl-25MgCl2-10ThCl4 и отбирать необходимый тритий. Если же использовать обогащенный хлорид литий-6 в бланкете, то трития можно до килограмма с одного БРЕСТ-300 нарабатывать ежегодно.

На БРЕСТ-1200 с бланкетом жидкосолевым наработка трития может составлять оценочно до 6-7 кг в год.

Реально получить общий КВ~1,7-1,8, и в перспективе на больших серийных блоках довести до 1,9-2,0.

Предполагаю, что в режиме работы свинцового реактора как самоеда с КВ=1 на топливном МОХе, в жидкосолевом бланкете наработка урана-235 может составить еще 0.3-0.35 КВ. Т.е. можно иметь с МОХом КВ=1.3-1.35, причем треть наработанного топливного материала будет более пригодный для легководников уран-233.

В обсуждаемом варианте БРЕСТа воспроизводство делящегося материала выйдет не хуже, чем в самых перспективных вариантах большого БРЕСТа с уран-плутониевым нитридом с обогащением по азоту-15.

Думается, что при работе БРЕСТа на разрабатываемом нитридном уран-плутониевом топливе с бланкетом жидкосолевым воспроизводящим наверняка преодолеть КВ=1.5 можно.

Сообщение отредактировал VBVB - 23.1.2015, 1:15