Версия для печати темы

Нажмите сюда для просмотра этой темы в обычном формате

Форум AtomInfo.Ru _ Разные стороны атома _ Реакторы на расплавах солей

Автор: VBVB 6.1.2012, 7:40

Может кто раскажет как обстоят дела с отечественными разработками прототипа жидкосолевого реактора с топливом в расплаве солей?
До последнего времени в Курчатнике и Снежинском ФИТФе вроде какие-то работы в этом напрвлении шли, но каких-либо результатов конкретных так и не было опубликовано. Хотя зарубежники постоянно на Курчатник ссылаются в своих работах.
Японцы тоже шли по этому направлению неплохо и со Снежинском сотрудничали, но ощущение складывается, что почему-то эту тему слегка забросили. Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах и конференциях разных периодически ностальгируют по MSR.
Получается, что только французы с чехами еще что-то пытаются сотворить на исследовательский прототип похожее.
Правда по статьям отмечается некоторая суета итальянцев и турков(??) в этом вопросе. Китайские публикации по MSR недавно тоже стали появляться.
Идея жидкосолевых реакторов ведь не пустая, в отличии от многих "бумажных" реакторов, и довольно перспективная. Правда до энергетической жидкосолевой РУ еще далековато, но с жидкометаллическими реакторами тоже не все быстро шло.
Не получится ли у нас, что похерят начинание в области жидкосолевых реакторов, в очередной раз не доведя хоть до исследовательского прототипа. Или уже похерили?

Автор: Smith 7.1.2012, 21:17

не похерили, потому что, к примеру, на МБИР планируется, в том числе, и жидкосолевая петля.

Автор: VBVB 8.1.2012, 9:33

Цитата(Smith @ 7.1.2012, 22:17) *
не похерили, потому что, к примеру, на МБИР планируется, в том числе, и жидкосолевая петля.

Радостно это слышать. Коллеги с Уральского института высокотемпературной электрохимии немало уделили времени и внимания сбору и анализу данных по жидкосолевым теплоносителям и топливным солевым смесям. Уже стало казаться, что все их труды в этом направлении зря идут...

Автор: Smith 9.1.2012, 15:26

годичной давности интервью Павшука по ЖСР - http://atominfo.ru/news3/c0669.htm

Автор: VBVB 9.1.2012, 16:48

Цитата(Smith @ 9.1.2012, 16:26) *
годичной давности интервью Павшука по ЖСР - http://atominfo.ru/news3/c0669.htm

Это интервью посвящено младшим родственникам жидкосолевых реакторов - растворным водным. wink.gif
Понравилась в интервью Павшука фраза "...Растворные реакторы обладают внутренне присущей безопасностью. У них огромные отрицательные температурный и мощностной коэффициенты реактивности. Поэтому при возникновении нештатных ситуаций реактор сам себя гасит...".
Важно, что эта черта присуща не только растворным водным реакторам, но и жидкосолевым на бериллийсодержащих солевых теплоносителях типа BeF2, FLiBe, FNaBe, FLiNaBe.
И еще одна черта характерная для растворных и гомогенных жидкосолевых реактров - это значительные коэффициенты наработки целевых изотопов и бридинга, нормированные на тепловую мощность реактора. Получается, что за счет эффекта гомогенности эти коэффициенты иногда в разы превышают аналогичные величины для высокопоточных исследовательских реакторов с внутренней гетерогенностью.
Не зря же при обсуждении перспектив развития ториевой компонеты ЯТЦ большинство специалистов приходят к выводу, что жидкосолевой бридер на смесях типа LiF-BeF2-UF4(PuF3)-ThF4 или LiF-UF4(PuF3)-ThF4-ZrF4 будет по характеристикам наработки урана-233, нормированной на затраты делящегося топливного материала, наилучшим выбором.

Автор: AtomInfo.Ru 9.1.2012, 20:50

QUOTE(VBVB @ 9.1.2012, 17:48) *
Это интервью посвящено младшим родственникам жидкосолевых реакторов - растворным водным. wink.gif


Да, именно так.

Автор: pappadeux 10.1.2012, 1:57

QUOTE(VBVB @ 6.1.2012, 0:40) *
Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах и конференциях разных периодически ностальгируют по MSR.


http://flibe-energy.com/

http://en.wikipedia.org/wiki/Flibe_Energy

Автор: VBVB 10.1.2012, 9:31

Неплохой бесплатный источник, позволяющий создать некоторое впечатление о французской активности в плане разработок проектов реакторов на расплавах солей с жидкосолевым топливом.
{http://hal.inria.fr/index.php?halsid=ou9m9cohd6ru6iuubv90265dh1&action_todo=search&submit=1&s_type=simple&f[0]=%40%2A&v[0]=molten+salt+reactor&begin_at=0}
Ссылка в фигурных скобках, а то иначе ее движок форума портит, думая что тэги имеются. blink.gif

Автор: VBVB 14.1.2012, 13:29

Для тех кто совсем не знаком с проектами жидкосолевых реакторов рекомендуется довольно интересная презентация тов. David LeBlanc, известного фаната MSR.
http://www.thoriumenergyalliance.com/downloads/TEAC3%20presentations/TEAC3_LeBlanc_David.pdf
Описаны разные принципиальные схемы MSR.
Немного рассмотрен торий-урановый и уран-плутониевый цикл в MSR.

Автор: VBVB 14.1.2012, 16:16

Еще одна познавательная презентация по возможностям и характеритикам былых проектов MSR.
http://home.engineering.iastate.edu/~pjscott/Sorensen_Google_LFTR.pdf
Идея авиационного двигателя на основе малого MSR (см. The “Fireball” or Aircraft Reactor Test) это нечто. Вот уж замах на использование атомной энергии где только можно у американцев в 60-х был...

Автор: Smith 14.1.2012, 20:35

и не только у америкосов :-)
http://atominfo.ru/news/air9664.htm

Автор: VBVB 16.1.2012, 23:20

Цитата(Smith @ 14.1.2012, 21:35) *
и не только у америкосов :-)
http://atominfo.ru/news/air9664.htm

Спасибо за интересную ссылку.
Оказывается и в нас пытались идею ядерного авиационного двигателя в жизнь претворить, только другим подходом.
До сих пор не очень понятно насколько фантастична идея авиационного двигателя сопряженного с малоразмерным атомным реактором для нагрева газовой струи.
В принципе судя по американским опубликованным наработкам по MSRE вполне возможно создание малоразмерного и относительно "нетяжелого" жидкосолевого реактора, который можно разместить на военно-транспортном самолете большой грузоподъемности. В Aircraft Reactor Experiment (ARE) такого рода прототип около сотни рабочих часов на рабочей мощности с достижением 2.5 МВт проработал.
Удивляюсь как это американцы до сих пор не попытались старые разработки по жидкосолевому ARE реанимировать, чтобы на прототип лазера воздушного базирования (ABL) такую штуку прикрутить. Их же все угнетало долгое время, что химический лазер так много топлива потребляет. А тут на основе жидкосолевого реактора можно было бы для ABL мощный МГД электрогенератор для твердотельного диодного лазера соорудить. Новая ступень к "лазерным войнам" появилась бы...

Автор: AtomInfo.Ru 17.1.2012, 13:01

QUOTE(Smith @ 14.1.2012, 21:35) *
и не только у америкосов :-)
http://atominfo.ru/news/air9664.htm


А что Вы скажете, когда услышите про ядерный дирижабль? smile.gif

Автор: VBVB 17.1.2012, 15:17

Цитата(AtomInfo.Ru @ 17.1.2012, 14:01) *
А что Вы скажете, когда услышите про ядерный дирижабль? smile.gif

Интересно, а можно подробности озвучить.
А на дирижабле реактор атомный зачем? Там же винтовой принцип движения, а не реактивный.
Каким образом там реактор собирались прикрутить и какую систему для переконверсии тепловой энергии деления ядер в поступательное движения воздушного судна? blink.gif

Автор: Smith 17.1.2012, 19:42

В последние годы появились и проекты гигантских дирижаблей с атомным двигателем. Тепло, вырабатываемое ядерным реактором, используется для нагрева гелия в собственном баллоне (благодаря этому можно точно регулировать высоту полета дирижабля и его подъемную силу), а также для привода газовых турбин. Такие дирижабли весьма пригодились бы для доставки тяжелых мостовых конструкций, энергетических блоков, сборных домов (целиком), большого количества людей и т. д. (с) http://www.omz-atom.ru/budetatomen.html
blink.gif

Автор: VBVB 17.1.2012, 20:41

Цитата(Smith @ 17.1.2012, 20:42) *
В последние годы появились и проекты гигантских дирижаблей с атомным двигателем. Тепло, вырабатываемое ядерным реактором, используется для нагрева гелия в собственном баллоне (благодаря этому можно точно регулировать высоту полета дирижабля и его подъемную силу), а также для привода газовых турбин. Такие дирижабли весьма пригодились бы для доставки тяжелых мостовых конструкций, энергетических блоков, сборных домов (целиком), большого количества людей и т. д. (с) http://www.omz-atom.ru/budetatomen.html
blink.gif

Спасибо за ссылку. Поначалу подумал, что дирижабль с ядерным двигателем это опять американские идеи 60-х. Оказывается, что и сейчас об этом кто-то задумывается. Да уж... blink.gif
На сегодняшний день получается, что по массово-габаритным характеристикам наилучший вариант для прототипа ядерного авиационного двигателя это или быстрый реактор на ВОУ или плутонии с литием или литий-натриевой эвтектикой в качестве теплоносителя или жидкосолевой реактор без замедлителя с берилиевым отражателем на системах типа UF4(PuF3)-LiF-BeF2, причем судя по имеющемуся массиву информации меньшей массой будет обладать именно жидкосолевой реактор. Американский ARE выходил на уровень тепловой мощности в 2.5 МВт. Наверное для дирижабля грузоподъемностью до пары сотен тонн такого реактора вполне хватит... dry.gif
Не исключено, что в перспективе можем увидеть времена возвращения атомных мегацепеллинов. blink.gif

Автор: VBVB 6.2.2012, 1:04

Интересная информация нашлась по идее реанимации жидкосолевого реактора товарищами из NASA и MIT.
http://ria.ru/science/20100922/278105676.html
"Бывший астронавт НАСА Франклин Чанг-Диас разработал концепцию магнитоплазменного реактивного двигателя, который позволит сократить срок полета на Марс с года до 39 дней, испытания прототипа VF-200 намечены в 2014 году на внешней поверхности Международной космической станции (МКС).
Франклин Чанг-Диас на космической конференции NewSpace-2010, проходившей в Силиконовой долине (штат Калифорния), объявил о том, что он уже договорился с НАСА об испытаниях прототипа на МКС. Его концепция предусматривает использование магнитоплазменного реактивного двигателя с переменным импульсом (VASIMR) и ядерного бортового реактора мощностью 200 мегаватт. Если придуманная им концепция окажется успешной, это позволит сократить время перелета на Марс до 39 дней, говорится в статье, размещенной в среду на сайте Роскосмоса.
VASIMR использует пару радиоантенн для ионизации и разогрева газов (например, аргона) и ускорения реактивной струи с помощью силовых линий магнитного поля. В отличие от обычных химических ракетных двигателей VASIMR развивает меньшую тягу. Однако по сравнению с распространенными ионными ракетными двигателями он должен обладать довольно большим удельным импульсом (до 30 тысяч секунд) и скоростью истечения реактивной струи до 300 километров в секунду. Двигатель также способен регулировать тягу, он сравнительно конструктивно прост и компактен и использует очень высокие уровни энергии, измеряемые мегаваттами. Благодаря этому VASIMR может обеспечить в десятки раз большую тягу, при условии наличия подходящего источника электроэнергии. VASIMR также может непрерывно работать в течение нескольких дней или недель и потребляет мало топлива, что позволяет разогнать корабль до больших скоростей, а потом так же затормозить его. Это сокращает продолжительность миссии на Марс почти в пять раз.
Но самым главным вопросом концепции остается выбор безопасного и мощного источника энергии, так как для быстрого перемещения по солнечной системе потребуется генератор мощностью не менее 200 Мвт. Единственный вариант - ядерный реактор.
Однако самый мощный космический ядерный реактор ТОПАЗ в СССР выдавал 10 киловатт и имел показатель удельной мощности (альфа) 100 килограммов на киловатт. В свое время НАСА для отмененной ныне программы Prometheus хотело получить показатель удельной мощности до 65 кг/кВт, и руководство этой программы считает, что вряд ли при современных технологиях возможен космический реактор с показателями 20 кг/кВт.
Однако VASIMR-у и кораблю марсианской миссии массой около 600 тонн нужен показатель удельной мощности 1 кг/кВт. Многие специалисты считают это фантастикой. Надо отметить, что у современных корабельных коммерческих реакторов этот показатель 54 кг/кВт. У атомных субмарин альфа лучше - около 45 кг/кВт. Но даже эти технически совершенные машины далеки от требуемого уровня технологии VASIMR. При мощности 200 Мвт космический реактор должен весить около четырех тонн, в то время как самые современные реакторы атомных субмарин схожей мощности весят около или более 10 тонн.
Тем не менее, как отмечается в сообщении, Франклин Чанг-Диас не просто так взялся за испытания своего двигателя. Перспективы создания компактного реактора весьма хорошие. В 2003 году студенты Массачусетского технологического института предложили проект компактного солевого ядерного реактора на быстрых нейтронах с альфой менее 3 кг/кВт. Их проектный образец имеет мощность 4 Мвт, вес ядра - всего 185 килограммов, а размеры - 20х20х20 сантиметров.

Судя по всему речь идет об этом проекте.
http://nextbigfuture.com/2010/09/molten-salt-fast-reactor-proposal-for.html
Характеристики проекта:
Жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах, но гетерогенного типа
Тепловая мощность = 11 МВт
Электрическая мощность = 4 МВт
Габариты 20х20х20 см
Общая масса реактора с топливом = 185 кг
Толщина отражателя 6 см (Zr3Si2)
Теплоноситель - расплав NaF-ZrF4
Топливо - карбид плутония (50 kg Pu) в виде пластин, набранных в соты
keff BOL = 1.1
Длительность топливной кампании = 540 FPD
Электроэнергия вырабатывается газовой турбиной Брайтон-цикла на сверхкритическом углекислом газе (S-СО2).

Автор: pappadeux 6.2.2012, 4:16

QUOTE(VBVB @ 5.2.2012, 18:04) *
Однако VASIMR-у и кораблю марсианской миссии массой около 600 тонн нужен показатель удельной мощности 1 кг/кВт. Многие специалисты считают это фантастикой.
...
Тепловая мощность = 11 МВт
Габариты 20х20х20 см


Это немногим более 1.3МВ/L ?

Они бы свои собственные проекты читали: "тот самый Fireball" - Core power density was 1.3 MW/L


Автор: VBVB 6.2.2012, 21:34

Цитата(pappadeux @ 6.2.2012, 5:16) *
Они бы свои собственные проекты читали: "тот самый Fireball" - Core power density was 1.3 MW/L

Уверен, что проекты предыдущих лет американцы периодически перечитывают и считать хорошо умеют.
Aircraft Reactor Test (“Fireball”) действительно имел по проекту удельную мощность в ядре порядка 1.3 МВт/дм3, что очень мощно для малого объема. Но проект реактора “Fireball” сложно превратить в требуемый проектом реактор для полета на Марс, поскольку нужно удалять систему теплообмена соли с натрий-калиевой эвтектикой, шедшей на обогрев реактивной струи, и заменять на систему с вторичным теплоносителем на основе суперкритического СО2 (упрочнение корпуса, насосов, магистралей).
Со всеми прибамбасами для установки на самолет жидкосолевой реактор “Fireball” по проекту весил около 35000 фунтов, т.е. около 15.88 тонны (биозащита такого реактора для экипажа самолета весила порядка 13 тонн). Можно считать что за счет удаленности реакторов от обитаемых отсеков космического марсианского корабля от биозащиты реактора можно избавиться. Тогда получается, что показатель удельной мощности у “Fireball” составляет 0.263 килограммов на киловатт тепловой мощности, или соответственно при использовании пары 10 МВт(эл.) турбин Брайтона на суперкритическом CO2 (проекта MIT с общим весом порядка 13.6 тонн) составляет 1.474 килограммов на киловатт электрической мощности. Вроде бы все прекрасно, но получается, что только одна двигательная установка марсинского корабля с необходимой биозащитой будет весит в сборе порядка 42.5 тонны, или в крайнем случае почти 30 тонн весит реактор с турбинами без биозащиты.
Однако самая мощная версия американской ракеты носителя Atlas V HLV имеет максимальную теоретическую грузоподъемность в 29 тонн, причем реально не разу не летала. Реально сейчас американцы могут выводить на земную орбиту не более 18-20 тонн (наш Протон-М выводит около 22 тонн). Все остальные более грузоподъемные американские ракеты только в проектах на бумаге (могут в перспективе появится в конце 2013, не ранее). Поэтому никто и не берется за реализацию проекта космического реактора на основе “Fireball”, поскольку последний слишком тяжел для имеющихся в США ракетоносителей.

Автор: VBVB 7.2.2012, 1:39

Сильно удивляет одна штука.
MITовский проект малогабаритного жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах с плутоний-карбидным топливом имеет характеристики удельной мощности менее 3 кг/кВт. Проскакивали сведения, что за счет оптимизации технических решений для этого реактора американцы вышли на уровень показателя удельной мощности порядка 2.7 кг/кВт. Как видно из оценок по одному из наиболее энерговооруженных представителю проектов жидкосолевиков “Fireball” имел бы показатель удельной мощности в районе порядка 1.47-1.5 кг/кВт. Это в принципе фантастически хороший результат.
Однако рассмотрим отечественный проект малоразмерного прототипа ЯРД от "НИКИЭТ" на основе реактора на быстрых нейтронах с гелий-ксеноновым теплоносителем и карбонитридным сверхплотным высокообогащенным урановым топливом имеющий тепловую мощность 3,5 МВт при массе 2.7 тонны. Предполагается что термовольтовый молибденовый преобразователь позволит получить коээффициент преобразования тепловой мощности в электроэнергию порядка 0.33. Тогда получается, что показатель удельной мощности отечественного ЯРД в районе 3.12 кг/кВт. Причем Курчатниковский монокристаллический термовольтовый молибденовый преобразователь не обкатан ни на нейтронных облучениях, ни на высокотемпературные испытаниях. Вроде как запуска высокотемпературной петли в будущем МБИРе дожидатся будут.
В связи с этим вопрос. Может быть проще попытаться лет за 5-8 отечественный прототип космического жидкосолевика создать с более лучшими характеристиками, чем у перспективного отечественного космический ВТГРа? Работы ведь какие-то у нас шли по жидкосолевым реакторам и собственные и с японцами совместные...
Уж к текущим характеристикам MITовского проекта смогли бы наверняка добраться за лет 5-7.

Автор: AtomInfo.Ru 19.2.2012, 19:08

QUOTE(VBVB @ 17.1.2012, 16:17) *
Интересно, а можно подробности озвучить.


Для разогрева интереса smile.gif

1964 год, реплика критика на заседании НТС по проекту дирижабля.
"Христос воскресил Лазаря потому, что труп был свежий! А дирижабли сгнили!”.

Источник цитаты и т.п. - позже. smile.gif

Автор: VBVB 25.2.2012, 6:55

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 20:08) *
Для разогрева интереса smile.gif

1964 год, реплика критика на заседании НТС по проекту дирижабля.
"Христос воскресил Лазаря потому, что труп был свежий! А дирижабли сгнили!”.

Дирижабль с ядерным реактором конечно интересная идея.
Но меня удивило, что в 1952 году американцы рассмотрели проекты 14-ти военных самолетов с ядерными двигателями.
http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/969600-2IcQi1/
Причем и прототипы этих двигателей разных были созданы. И некоторые даже были испытаны на огневом стенде.

Автор: Smith 5.10.2012, 15:00

во как smile.gif
Многотопливная АЭС: готовится универсальный реактор
http://rnd.cnews.ru/tech/energy/news/line/index_science.shtml?2012/10/02/505153

Автор: asv363 5.10.2012, 17:23

QUOTE(Smith @ 5.10.2012, 16:00) *
во как smile.gif
Многотопливная АЭС: готовится универсальный реактор
http://rnd.cnews.ru/tech/energy/news/line/index_science.shtml?2012/10/02/505153

Реально компания ничего не реализовала, или я ошибаюсь?

Автор: Smith 6.10.2012, 10:24

да и не особо собирается.

Автор: KTN 9.10.2012, 18:54

QUOTE(VBVB @ 17.1.2012, 0:20) *
Спасибо за интересную ссылку.
Оказывается и у нас пытались идею ядерного авиационного двигателя в жизнь претворить
До сих пор не очень понятно насколько фантастична идея авиационного двигателя сопряженного с малоразмерным атомным реактором для нагрева газовой струи.

Относительно самолётов, реактор вероятно должен работать по замкнутому циклу теплоносителя на турбовинтовой двигатель: в воздухе 20% кислород, его нагрев в ВРД связан с коррозией. Самолёт с ядерным двигателем рассматривался с теневой биологической защитой кабины пилотов от нейтронов и гамма-излучения. На большой высоте она работает, а при взлёте и посадке земля отражает нейтроны, создаётся огромный фон в кабине пилотов.
Ситуация схожая с атомными подводными лодками: там реактор размещают в центре лодки, оснащая его биологической защитой в 4Pi - геометрии. Если из экономии массы его разместить в хвосте с теневым секторным поглотителем, то бесконечный водяной отражатель рассеивает обратно 82% нейтронов, вылетевших за пределы лодки.

Применительно к ракетам, одноступенчатая ракета на ЯРД конкурирует с многоступенчатой на химических топливах. Выигрыш есть только при пилотируемых полётах к Марсу. В космическом ракетостроении сейчас ещё потенциал кислородо-водородного топлива не задействован, хотя он позволяет повысить грузоподъёмность и надёжность, выводя груз на низкую околоземную орбиту двухступенчатой ракетой, на геостационарную - трехступенчатой.

Можно прогнозировать, что только после повсеместного перехода на кислород-водородное топливо и исчерпания его потенциала, возобновится практический интерес к ЯРД.

Автор: KTN 9.10.2012, 19:16

QUOTE(VBVB @ 6.1.2012, 8:40) *
как обстоят дела с отечественными разработками прототипа жидкосолевого реактора с топливом в расплаве солей?
До последнего времени в Курчатнике и Снежинском ФИТФе какие-то работы в этом напрвлении шли, но каких-либо результатов конкретных так и не было опубликовано. зарубежники постоянно на Курчатник ссылаются в своих работах. Японцы тоже шли по этому направлению неплохо и со Снежинском сотрудничали, но ощущение складывается, что почему-то эту тему слегка забросили. Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах


Отдельные энтузиасты пытаются действовать в этом направлении и сейчас. Переход к жидкотопливным реакторам /без теплоносителя и без оболочек ТВЭЛов/ замышлялся как способ поднять КВ бридера. Такой бридер имеет не только очень высокий КВ, на уровне двойки, но и способность работать на минорных актинидах в качестве делящегося материала. Однако жидкое топливо очень химически активно, как способ преодолеть это препятствие возникла идея жидкосолевых реакторов. Однако оказалось, что концентрации урана и плутония в ЖСР могут содержаться не очень большие. В результате спектр нейтронов смягчается и КВ оказывается невысоким. Это один из главных минусов концепции жидкосолевых реакторов.

Энтузиасты ЖСР пытаются найти такие химические соединения, в которых можно повысить концентрацию урана и плутония. В случае успеха интерес к ЖСР увеличится.


Автор: VBVB 10.10.2012, 15:19

QUOTE(KTN @ 9.10.2012, 20:16) *
Однако оказалось, что концентрации урана и плутония в ЖСР могут содержаться не очень большие. В результате спектр нейтронов смягчается и КВ оказывается невысоким. Это один из главных минусов концепции жидкосолевых реакторов.

Тем не менее, даже для случая максимального смягчения нейтронного спектра в имеющихся проектах жидкосолевых реакторов на системе UF4-ThF4-LiF-BeF2 в канальном исполнении с графитовым замедлителем прогнозируется КВа около 0,9-0,94. Плюс еще 0,1-0,12 КВ можно снять с использованием радиального ториевого бланкета. Т.е. КВ суммарный > 1, что является малодостижимой величиной для новых и перспективных водо-водяных реакторов в ближайшие полсотни лет. Да и имеющиеся/имевщиеся БНы не особо лучшие характеристики имеют по сравнению с тем же ARE или недоведенными до постройки проектами MSBR.

Автор: VBVB 7.4.2013, 15:30

ОТвечу здесь в профильной теме.

QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.4.2013, 2:09) *
У нас в Институте прорабатывается, среди прочего, подкритичный U233-ториевый стенд на 5 МВт. Приоритета он не имеет: нет уверенности нужно ли от уран-плутониевого направления отвлекаться. Разные мнения, делать ли его со свинцовым теплоносителем на быстрый спектр, или жидкосолевой с рабочей энергией нейтронов вблизи резонанса 0,3 электрон-вольта.

Ну вы же сами показываете, да и ранее это уже не раз считано было, что для быстрого спектра уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием-239. К чему тогда делать стенд на быстром нейтронном спектре со свинцом?
Если уж затеваться стенд для ADS с ураном-233 делать, то тогда уж на жидкосолевых системах типа PuF3-ThF4-BeF2-LiF с околотепловым/тепловым спектром. Т.е. начальная работа на низкокачественном реакторном плутонии, а потом после наработки достаточного кол-ва урана-233 переход на топливный цикл 232Th-233U.

Плюсы подхода:
1. Можно легко утилизовывать хренового качества высокорадиотоксичный плутоний хоть от горячего ОЯТ, репроцессированного пирохимически, не забивая голову с его хранением, изготовлением топливных таблеткок или вибро-технологией производства топлива. Вполне реальная замена фантастичному ПЯТЦ на БРЕСТе.
2. Мягкий спектр нейтронов и высокоэффективные размножающие свойства бериллия эффективно сэкономят массы делящихся материалов и хорошо подходят для работы на уране-233.
3. Для системы LiF(72%)-BeF2(20%)-ThF4(5%) растворимость PuF3 (2.3-2.9% мольн.) при 800-900 K практически наивысшая среди известных жидкосолевых топливных смесей. Кроме того опыт, американской жидкосолевой ядерной программы говорит, что критичность жидкосолевика для систем типа LiF-BeF2-ThF4 достигается уже при доле плутония-239 больше 0.25% мольн. Т.е. по сути для достижения первоначальной критичности нужно хотя бы 0.4% мольных PuF3 от ВВЭРов высокого выгорания топлива. Т.е. использование никому особо не нужного реакторного запального плутония позволит заметно сэкономить внешне подводимые нейтроны при работе установки. Не исключен вариант, что в определенных конфигурациях установки вообще непрерывный избыток нейтронов будет наблюдаться, и еще торий-содержащий бланкет для утилизации избыточных нейтронов понадобится.
4. С периодической очисткой жидкосолевого топлива от нейтронных ядов продуктов деления, можно быстро перейти к самоподдерживающемуся топливному циклу 232Th-233U.
5. Из актинидов в процессе работы реактора будут в основном присутствовать изотопы протактиния, урана и немного нептуния (плутоний нарабатываемый медленно накапаливаться должен и его учет его четных изотопов важен будет при длительной работе установки). Протактиний и уран, окисленный до степени окисления (IV), можно относительно легко пироэлектрорепроцессингом выделять от лантанидных продуктов деления, присутствующих в степенях окисления (III). С церием из за устойчивости его степени окисления (IV) будут некоторые сложности, но имеющиеся методики позволяют его эффективно отделить от Pa(IV) и U(IV).

Минусы:
1. Будет прилично нарабатываться радиотоксичный и высоколетучий тритий (может это даже и неплохо в плане дополнительного источника трития для того же ЯОК), частично устранить проблему, можно работая на теплоносителе BeF2-(7LiF)-ThF4 и проблем с тритием меньше будет, но соль дороже заметно будет.
2. Потребуется отработать эффективную систему периодического репроцессинга жидкосолевой топливной смеси.

Автор: Denis_Hliustin 10.4.2013, 2:33

QUOTE(VBVB @ 7.4.2013, 16:30) *
Ну вы же сами показываете, да и ранее это уже не раз считано было, что для быстрого спектра уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием-239. К чему тогда делать стенд на быстром нейтронном спектре со свинцом?


Проект международный, с участием США и европейских стран. Росатому сейчас ториевый цикл не интересен, достаточно сказать что средств на перетаривание монацитового концентрата, хранящегося в районе Челябинска-70, Росатом за 20 лет так и не выделил имея возможность.

Про торий-урановый цикл хочется спросить свежих идей у общественности.
Создаём подкритичный стенд на базе протонного ускорителя. На предмет чего должны ставиться эксперименты, какие предложения?
Должно быть и интересно, и осуществимо одновременно.

Соотношения таковы: стенд тепловой мощностью сборки 5 МВт, как реактор БР-5. У урана-233 доля запаздывающих нейтронов 0,25% т.е. втрое меньше урана-235. Поэтому важно что протонный драйвер позволяет поддерживать рабочую подкритичность 5%, т.е. в 20 раз большую.
Если 1/(1-K)=20 тогда при энергии протонов 500 Мэв, нужна мощность ускорителя 250 кВт, средний ток 0,5 миллиампера. Это будем считать что есть.

Далее, задавшись теплонапряжённостью АЗ на уровне вдвое меньшем проекта БН-350, предположим 250 МВт на кубометр, получаем объём активной зоны 20 литров. С точки зрения достижения околокритики на уране-233, даже есть некоторый запас. Плюс вокруг зона воспроизводства ~ 40 сантиметров толщиной с малой теплонапряжённостью, играющая роль экрана. Таковы соотношения.

Вопрос, на предмет чего смотреть сборку? Так, чтоб без особой фантастики.
Мы полагаем, интересно экспериментальное подтверждение превышения КВ над единицей.
Что ещё может представлять интерес? Заняться материаловедением на стенде?

QUOTE(VBVB @ 7.4.2013, 16:30) *
Если уж затеваться стенд для ADS с ураном-233 делать, то тогда уж на жидкосолевых системах типа PuF3-ThF4-BeF2-LiF с околотепловым/тепловым спектром. Т.е. начальная работа на низкокачественном реакторном плутонии, а потом после наработки достаточного кол-ва урана-233 переход на топливный цикл 232Th-233U.


В чём смысл отрабатывать переход на U-233 через плутоний, если нет ясности, есть ли смысл в этом переходе?
В международном проекте добыть сотню кг U233 нет особых препятствий. И можно смотреть именно характеристики, которые покажет в стационарном /а не переходном/ режиме такая сборка.

QUOTE(VBVB @ 7.4.2013, 16:30) *
Вполне реальная замена фантастичному ПЯТЦ на БРЕСТе.


В этом отношении БРЕСТ стремится повторить французские достижения. Пристанционность чтобы снизить потери КВ цикла от распада америция и, что возможно более важно, уменьшить циркулирующее в цикле количество тонн плутония на каждый ГВт, до порядка 5 тонн. Тогда имеющиеся количества плутония позволят строить быстрые реакторы более-менее массово.

QUOTE(VBVB @ 7.4.2013, 16:30) *
2. Потребуется отработать эффективную систему периодического репроцессинга жидкосолевой топливной смеси.


Эту задачу людям меньше всего хотелось бы брать на себя.
А без неё как эффективно доказать возможность расширенного воспроизводства в MSBR?
Вывод - удобнее строить на быстрых нейтронах свинцовый реактор.
А раз U233 не увеличивает воспроизводство при переходе от тепловых к быстрым - такой стенд надо грузить плутониевой загрузкой.
Смотреть внутрикассетную гетерогенность, что ещё никто не делал. Подтверждать экспериментально КВ = 1,6.
На этом этапе сейчас проект находится.



Автор: VBVB 10.4.2013, 12:22

QUOTE(Denis_Hliustin @ 10.4.2013, 3:33) *
Про торий-урановый цикл хочется спросить свежих идей у общественности.
Создаём подкритичный стенд на базе протонного ускорителя. На предмет чего должны ставиться эксперименты, какие предложения?
Должно быть и интересно, и осуществимо одновременно.

Это случаем не проекту GEMSTAR* дела? Или его альтернатива?
QUOTE(Denis_Hliustin @ 10.4.2013, 3:33) *
Соотношения таковы: стенд тепловой мощностью сборки 5 МВт, как реактор БР-5. У урана-233 доля запаздывающих нейтронов 0,25% т.е. втрое меньше урана-235. Поэтому важно что протонный драйвер позволяет поддерживать рабочую подкритичность 5%, т.е. в 20 раз большую.
Если 1/(1-K)=20 тогда при энергии протонов 500 Мэв, нужна мощность ускорителя 250 кВт, средний ток 0,5 миллиампера. Это будем считать что есть.

Далее, задавшись теплонапряжённостью АЗ на уровне вдвое меньшем проекта БН-350, предположим 250 МВт на кубометр, получаем объём активной зоны 20 литров. С точки зрения достижения околокритики на уране-233, даже есть некоторый запас. Плюс вокруг зона воспроизводства ~ 40 сантиметров толщиной с малой теплонапряжённостью, играющая роль экрана.

Не понял, так в итоге подкритический стенд жидкосолевой или на свинец-основанной металлической а.з.?
Но солях кажется проще теплосъем будет организовать, поскольку плотности и вязкости ниже, что теплогидравлике конвекционной способствует. Фториды явно рулят в отношении проработанности для них коррозионно-устойчивых никель-основанных сплавов. Поэтому есть ощущение, что и саму зону и бланкет есть смысл жидкосолевым на расплавах фторидов делать. Типа сама зона состава LiF(70%)-BeF2(20%)-UF4(5%)-ThF4(5%) (температура плавления 475С) и бланкет состава LiF(70%)-BeF2(20%)-ThF4(10%).
Бериллий в соли реально сэкономит внешние нейтронны и позволит минимальный объем активной зоны получить. Как уже говорилось, при использовании природного лития будет переть тритий в немалых количествах, что для работы стенда даст ненужные проблемы.
Можно использовать в таком случае систему NaF(72%)-BeF2(20%)-UF4(5%)-ThF4(3%) (температура плавления около 510С) и бланкет состава NaF(72%)-BeF2(20%)-ThF4(8%). Проблем с тритием будет меньше, но спектр нейтронный более жестче будет.

В принципе, с моей точки зрения, основная задача стенда могла бы стать - поиск жидкосолевой топливной композиции, позволяющей работать подкритическому реактору с минимальным подводом внешних нейтронов, поскольку каждый нейтрон от пртонного ускорителя денег стоит и экономия их важных техно-экономический фактор.
Состав жидкосолевой смеси очень сильно может варьировать потребное для работы подкритического стенда количество внешне подводимых нейтронов. Свинец или эвтектики типа свинец-висмут, свинец-натрий, свинец-магний не позволит иметь стольких вариации нейтронных замедляющих-размножающих свойств матрицы теплоносителя, какие иметь жидкосолевые смеси фторидов.
Несколько лет подряд собирал информацию по жидкосолевикам и топливным смесям для них, информации немало разной есть. Если что интересует, обращайтесь.
QUOTE(Denis_Hliustin @ 10.4.2013, 3:33) *
Эту задачу людям меньше всего хотелось бы брать на себя.
А без неё как эффективно доказать возможность расширенного воспроизводства в MSBR?

Если это исследовательский стенд с внешним подводом нейтронов, а не к примеру флотский или энергетический реактор, то на репроцессинг можно и забить. Англичане, для своего проекта уран-ториевого корабельного жидкосолевика с эпитермальным спектром считали, что репроцессинг жидкосолевой топливной смеси потребуется раз в 7-7.5 лет производить. Для вашего явно менее длительного эксперимента года работы стенда без репроцессинга наверное хватит. Летучие ПД и так будут уходить, ну а РЗЭ накапливаясь, одновременно и выгорать постепенно будут.
Тем не менее, сделать периодический пироэлектрорепроцессинг для вашего стенда вполне возможно и не так уж сложно. Основная задача убрать наработанные РЗЭ из топливной смеси и вернуть в нее назад торий, уран и протактиний. Есть знакомые коллеги электрохимики-расплавщики, которые вполне могли бы эту проблему решить.

Автор: Denis_Hliustin 21.4.2013, 4:17

QUOTE(VBVB @ 10.4.2013, 13:22) *
в итоге подкритический стенд жидкосолевой или на свинец-основанной металлической а.з.?


В настоящее время по торию работы на этапе вариантных расчётов. Если в расчёте получится нетривиальный вывод, появится стенд чтоб экспериментально подтвердить или опровергнуть. Также стенд будет если, допустим, Индия или другая страна продекларирует экспериментальное превышение КВ=1 в ториевом цикле.
Расчётным путём получаются такие eta при усреднении по спектрам тепловых и быстрых натриевых реакторов:
Pu-239 (LWR/БН)=2,04/2,45
U-235 (LWR/БН)=2,06/2,1
U-233 (LWR/БН)=2,26/2,31
Для реактора важно произведение eta*eps, eps у тория-232 ниже урана-238, и скорее всего жидкосолевые ториевые реакторы придётся подпитывать либо из природного урана (U235), либо из бланкетов плутониевых БН.

Коэффициенты воспроизводства некоторых вариантов загрузки на быстром спектре насчитали такие:
оксидное топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,28/1,041
карбидное топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,42/1,044
металлическое топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,63/1,11

Последняя цифра позволяет делать стенд на задачу экспериментального доказательства расширенного воспроизводства в ториевом цикле. Актуально ли труд в это вкладывать?
Стенд со свинцовым теплоносителем можно и уран-плутониевым топливом грузить, там нужна экспериментальная проверка инженерных решений связанных с освоением внутрикассетной гетерогенности.





Автор: Didro 21.4.2013, 11:59

Торий на быстрых вроде как в экранах только предполагается, в АЗ понятное дело КВ сушественно ниже будет.

Автор: pappadeux 21.4.2013, 23:59

QUOTE(Denis_Hliustin @ 20.4.2013, 21:17) *
В настоящее время по торию работы на этапе вариантных расчётов. Если в расчёте получится нетривиальный вывод, появится стенд чтоб экспериментально подтвердить или опровергнуть.
...
Последняя цифра позволяет делать стенд на задачу экспериментального доказательства расширенного воспроизводства в ториевом цикле. Актуально ли труд в это вкладывать?


есть такой сайт energyfromthorium.com, который ведет фанат ЖСР Кёрк Соренсен, он и компанию организлавал по применению концепта. Там народ публикации собирает, обсуждает и пр.

ЕМНИП, из "бумажных" вариантов ЖСР на тории/У232 наивысший КВ был у одного французского проекта и был равен 1.07

Автор: VBVB 25.4.2013, 16:21

QUOTE(Denis_Hliustin @ 21.4.2013, 5:17) *
В настоящее время по торию работы на этапе вариантных расчётов. Если в расчёте получится нетривиальный вывод, появится стенд чтоб экспериментально подтвердить или опровергнуть. Также стенд будет если, допустим, Индия или другая страна продекларирует экспериментальное превышение КВ=1 в ториевом цикле.

Ну почему сразу такие крайности. Или ториевый цикл или плутониевый.
Гибридный плутоний-ториевый цикл может быть более гибким, чем его индивидуальные составляющие.
Например, согласно расчетам из статьи [Sunil Sunny Chirayath, Gordon Hollenbeck, Jean Ragusa, Paul Nelson. Neutronic and nonproliferation characteristics of (PuO2–UO2) and (PuO2–ThO2) as fast reactor fuels. // Nuclear Engineering and Design 239 (2009) 1916–1924] для индийского натриевого быстровика PFBR в периферической зоне на основе PuO2–ThO2 за полугодичную топливную компанию наработается 11.5 kg 233U, тогда как при использовании в этой зоне топлива PuO2–UO2 (как и в центральной зоне) количество наработанного делящегося материала 239Pu составит только 2 kg. Т.е. налицо выгодность использования ториевого сырья именно в бланкетной или переферической зоне БНов, о чем товарищ Didro в очередной раз и напомнил.
QUOTE(Denis_Hliustin @ 21.4.2013, 5:17) *
Стенд со свинцовым теплоносителем можно и уран-плутониевым топливом грузить, там нужна экспериментальная проверка инженерных решений связанных с освоением внутрикассетной гетерогенности.

Ну а что мещает сделать подкритический быстрый жидкосолевой стенд на основе системы PuF3-ThF4-ZrF4-NaF и с большой бланкетной зоной на основе металлического тория в никелевой облицовке. В этом случае КВ явно за единицу будет.
Возможно есть смысл рассматривать предполагаемый ADS как специализированный конвертер-наработчик урана-233, а не как самозавязанную на себе энергетическую систему. Т.е. ADS на основе жидкосолевой системы PuF3-ThF4-ZrF4-NaF (плутоний может быть дермового реакторного качества, по сути давальческий) с минимальными затратами внешних нейтронов с КВ>1 генерит ценный делящийся материал уран-233 хорошего качества (с долей урана-232<50 ppm) для последующего использования в существующем парке тепловых водо-водяных реакторов.
В итоге, один малопригодный для тепловых реакторов делящийся материал (неудобный для производства таблеточного топлива плутоний высокого выгорания от ВВЭРов) конвертится в более пригодный уран-233 (который имеет преимущества над ураном-235 в тепловом спектре). Причем запас КВ>1 обеспечивает затраты на генерацию внешних нейтронов в ADS.

Автор: VBVB 22.8.2013, 19:55

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 19.2.2012, 20:08) *
1964 год, реплика критика на заседании НТС по проекту дирижабля.
"Христос воскресил Лазаря потому, что труп был свежий! А дирижабли сгнили!”.

Вот товарищ из Обнинска пишет о перспективах строительства в РФ дирижабля с ядерной энергетической установкой
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3940
Что смущает в предложении этом.
QUOTE
Дирижабль с бортовой ЯЭУ должен иметь жесткий корпус. Его подъемная сила будет обеспечиваться горячим воздухом. Грузоподъемность дирижабля должна измеряться тысячами тонн. ЯЭУ дирижабля должна иметь производительность по горячему воздуху, достаточную для того, чтобы компенсировать его потерю при любой возможной пробоине. Выполнение этого требования будет достаточным для того, чтобы дирижабль никогда не рухнул, в отличие от авиалайнеров и атомных подводных лодок (АПЛ). В худшем случае, если нельзя будет в воздухе заделать пробоину, дирижабль может мягко приземлиться.

Подъемная сила сжатого воздуха невелика и при подъеме выше 3-4 км эффект внешнего охлаждения холодным воздухом через жесткую оболочку будет значимым. Смысл есть в подъеме высоты эксплуатации дирижабля на высоты 6-12 км, где значительные по скоростям воздушные потоки существуют и для работы РЛС условия лучше, но тогда оболочка аппарата должна быть с вакуумированным слоем, чтобы эффект теплопроводности буферного газа не позволял тепло горячего воздуха терять. Но вакуумирование и экономия массы в конструкции дирижабля не совместимые вещи.
Из других газов наибольшей подъемной силой обладает водород, затем гелий, потом метан и аммиак.
С водородом из-за его взрываемости и высокой диффузности через конструкционные материалы перспективного дирижабля много проблем ожидается.
Гелий дорог. Метан взрывается и высокотекуч.
Наиболее подходящим в качестве рабочего тела в дирижабле кажется нагреваемый ЯЭУ аммиак. Благо аммиак дешев, взрывается с трудом и относительно слабо, и легко может хранится в большом количестве в водных растворах. Проблема имеется в его токсичности, но по комплексу свойств как газовое тело для дирижабля аммиак кажется лучше водорода и гелия.
QUOTE
Дирижабль должен быть оснащен компактными надежными безопасными жидкосолевыми реакторами (ЖСР) с предпочтительной топливной композицией фтористых солей, которая не горит на воздухе и не реагирует с водой. Для обеспечения высокой надежности реактор не должен быть высокотемпературным. Рабочая температура жидкосолевой топливной композиции должна быть близкой к 700 оС. Эта температура соответствует достигнутой на сегодня прочности основных конструкционных материалов, обеспечивающей длительную и надежную работу ядерных реакторов.
При такой температуре давление насыщенных паров жидкосолевой топливной композиции не превышает 1 мм. рт. ст. Мощность ЖСР при переменных нагрузках можно быстро менять без вреда для него. Высокая ядерная безопасность ЖСР достигается тем, что он обладает мгновенным отрицательным температурным коэффициентом реактивности. Это далеко не все его достоинства. К недостаткам ЖСР принято относить только лишь химическую агрессивность жидкосолевой топливной композиции к конструкционным материалам, но она незначительно превосходит агрессивность свинца-висмута в СВБР, натрия в реакторе типа БН, и воды в ВВР. Вполне возможен такой подбор компонентов топливной композиции фтористых солей и конструкционных материалов, который позволит использовать все достоинства ЖСР, какими не обладают другие реакторы.

Автор описывая плюсы ЖСР по сравнению С ВВЭРами, игнорирует некоторые тонкости.
Возможны два крайних вариантах ЖСР для дирижабля.
Первый - более объемный и тяжеловесный ЖСР на эпитепловых нейтронах канального типа с графитовым остовом на основе литий-бериллий содержащих жидкосолевых фторидных топливных смесей. Вес полной биозащиты вполне реален для среднего размера дирижабля. Наименьшая масса и объем такого ЖСР достигается при узких топливных каналах, но срок службы из-за распухания графита не более 4 лет. С широкими топливными каналами, при равной мощности с узкоканальной моделью ЖСР, вес возрастает процентов на 30-35%, и сооответственно возрастает объем, что приводит к заметному увеличению веса необходимой биозащиты. Но широканальный ЖСР может отработать 20-25 лет.
Второй вариант ЖСРа - малый и легковесный на основе натрий-цирконий содержащих жидкосолевых фторидных топливных смесей. Масса ЯЭУ при одинаковой мощности с канальным вариантом будет менее раза в 1,7-1,9. Однако, явно будут сложности с организацией биозащиты. Или относительно легкая теневая (что малопригодно в качестве эксплуатации дирижабля в виде транспортника) или большая и конкретно тяжелая - полная.
QUOTE
Что касается применений дирижабля в России. Достойной ответной мерой на развертывание блоком НАТО систем противоракетной обороны вблизи западных и южных границ России станет появление в ее воздушном пространстве дирижабля с бортовой ЯЭУ, бронированным корпусом, и оснащённого собственной системой противоракетной обороны. Дирижабль сможет годами находиться в воздушном пространстве России, не пересекая границы, там же будет происходить и смена экипажа. Он будет первым обнаруживать любые угрозы, например, крылатые или стратегические ракеты и уничтожать их при пересечении ими границы России. Возможные запрещающие соглашения надо рассматривать как несостоятельные. НАТО, когда надо, нарушает любые соглашения, не оглядываясь на Россию. Так и Россия должна оставить за собой право иметь в своем воздушном пространстве любой летательный аппарат, который обеспечит ее безопасность.

Разумное предложение (за исключением бронирования корпуса). С учетом возможности использования корпуса такого дирижабля в качестве конструкционной основы для разнесенной АФАР с возможность работы на разных частотных диапазонах можно иметь мощнейший комплекс дальнего радиолокационного дозора и наблюдения. И как пишут, вполне реально на основе разнесенного антенного поля на поверхности такого большого дирижабля создать высокомобильную загоризонтная РЛС для системы ПРО/ПВО и нужд ВМФ, причем с высокой степенью автономности носителя.

Автор: VBVB 23.8.2013, 1:44

При рассмотрении классического ЖСР с гомогенной активной зоной в качестве ЯЭУ для дирижабля в большинстве случаев авторами таких идей игнорируются проблемы репроцессинга топливной жидкосолевой смеси.
Из-за высоких температур 700-760С работы жидкосолевой смеси давление насыщенных паров газообразных продуктов ядерного деления - ксенона, криптона, соединений йода и селена заметно превышает давление паров фторидных солей, составляющих топливную смесь. По опыту американцев, требуются специальные ловушки в байпасной линии для этих продуктов деления (ПД). Американцы в своих публикациях писали, что для эпитепловых ЖСР с работой на полном уровне мощности желателен репроцессинг топливной смеси (разделение делящихся элементов и ПД) по крайней мере раз в 4-5 недель. Причем указывали, что йод и селен плохо влияют на микроструктуру поверхности топливных каналов в графитовой матрице.
Для быстрого ЖСР с работой на полном уровне мощности, согласно статьям американцев, желателен репроцессинг раз d 8-10 недель.
Но эти числа в основном были ориентированы на экономию делящихся материалов для удешевления топливного цикла.
Во французских публикациях на тему гомогенных ЖСР говорилось, что для среднемощных энергетических ЖСР допустим репроцессинг раз в 10-15 месяцев в зависимости от уровней рабочей мощности. Англичане же в описании концептуальной конструкции ЖСР в качестве транспортной ЯЭУ уровня до 300 МВт(тепл) считают, что возможна конструкция реактора типа DMSR, позволяющая за счет почти 2.5-кратного избытка делящихся материалов в топливной смеси и дополнительной емкости-барботера в которой хранится около 70% всей топливной смеси (остальные 30% обеспечивают работу ЖСР) достигнуть интервала между репроцессингом порядка 1.5 лет при работе на полной мощности (соответственно около 7 лет работы корабельной ЯЭУ).
Т.о. в отличии от новых ВВЭРов для подводных лодок, способных обеспечить до 20-25 лет службы на одной зоне, для ЖСР типа DMSR максимально-ожидаемый срок службы между полной заменой топливной смеси порядка 7 лет (и то при работе уровне 20% от максимальной мощности).

В случае эпитеплового канального ЖСР в качестве ЯЭУ для дирижабля, по видимому, есть смысл рассчитывать на максимальный срок службы реактора на половинной мощности (в среднем) в 8 лет и потом замена на новый реакторный модуль. Причем за эти 8 лет потребуется не менее раз полгода делать частичный репроцессинг жидкосолевой смеси с выделением газообразных ПД и лантаноидных осколков деления и дообогащать топливную смесь ВОУ.

В случае быстрого ЖСР в качестве ЯЭУ для дирижабля, максимальный срок службы такого реактора может по корпусу и ВКУ составить до 12-15 лет на имеющихся никелевых сплавах. При работе на половинной мощности (в среднем) репроцессинг с добавкой ВОУ потребуется для такого реактора раз в 3 года.

Т.е. переход от ВВЭРов с гетерогенной компоновкой а.з. и водным теплоносителем к гомогенной компоновке с жидкосолевым топливом-теплоносителем для ЖСР приводит как к меньшей жизни ЯЭУ, так к эксплуатационно-техническим проблемам частого репроцессинга от ПД и обогащения делящимися материалами жидкосолевой топливной смеси.

Автор: VBVB 18.9.2013, 18:13

В нынешнее время многие склонны считать, что дирижабли это позавчерашний день.
Однако, в США так совсем не думают.
http://www.militaryparitet.com/ttp/data/ic_ttp/6092/

QUOTE
Базирующаяся в Монтебелло (Калифорния) корпорация Worldwide Aeros разработала большой транспортный дирижабль Aeroscraft с применением новых технологий.
Дирижабль может продолжить традиции «цеппелинов» на более высоком технологическим и экологическом уровне для гражданских и военных задач. Аппарат имеет очень большой грузовой отсек, способен взлетать вертикально, что делает его весьма полезным для использования в районах стихийных бедствий и зонах военных действий, где нет оборудованных площадок.Безопасность дирижабля обеспечивается за счет применения негорючего сжатого гелия, аппарат имеет жесткий каркас из сверхлегкого пуленепробиваемого алюминия и углеродных волокон, и, таким образом, не зависит от наполненности газом, чтобы сохранять свою форму. Максимальная грузоподъемность дирижабля в зависимости от модификации составляет 66 т и 250 т, может использоваться как транспортное средство для перевозки скоропортящихся продуктов. Правительство США инвестировало в проект 3 млн долл.

Министерство обороны США желает использовать дирижабль для переброски полезных нагрузок для тактических бригад по всему миру. Скорость полета составит всего около 115 миль в час, что значительно уступает скорости транспортных самолетов, но этот недостаток компенсируется способностью садиться на необорудованные участки суши. Дальность полета без дозаправки в воздухе составит более 3000 морских миль.

Т.о. можно видеть, что с имеющейся грузоподъемностью описанного дирижабля вполне возможно и довольно оправданно создание дирижабля с ЯЭУ (в качестве источника высокотемпературного тепла для прогрева массы подъемного газа и выработки эл-ва для движения и функционирования бортовых систем). Очевидно, что ЖСР для этой цели будет иметь наибольшее удельное энергосовершенство, поскольку 5-15 МВт(тепл.) ЖСР с промежуточным нейтронным спектром с приемлемой необходимой биозащитой будет весить около 17-18 тонн. С турбиной Брайтон-цикла на сверкритическом CO2 вся жидкосолевая ЯЭУ будет весить около 29-30 тонн. При капсулизации такой установки добавочными конструкционными защитными материалами ее вес возрастет до 40-45 тонн.
Имеющиеся в РФ (по открытой информации) проектные альтернативы жидкосолевой ЯЭУ:
1. Двухреакторная газовая ТЯЭ "ГРЭМ" с тепловой мощностью 5.2 МВт, электрической мощностью 2 МВт и весом около 60 тонн с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 25 лет. Разработка НИКИЭТ.
2. Однореакторная газовая ТЯЭ "Гном" с тепловой мощностью 2.6 МВт, электрической мощностью 1 МВт и весом около 32 тонн с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 20 лет. Разработка НИКИЭТ.
3. Водо-водяная ЯЭУ "АИСТ-МП" с тепловой мощностью 10 МВт, электрической мощностью 2 МВт с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии деления ядер в электрическую., сухим весом около 10-14 тонн (полностью заправленная водой-теплоносителем около 130-135 тонн, возможно менее) с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 20 лет. Разработка ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

Водяные ЯЭУ типа АБВ-6М, "Унитерм", "Шельф-3", Ника и т.п. имеют заметно больший вес и худшие характеристики в качестве источника высокотемпературного тепла.

Т.е. принимая во внимание, что на ЯЭУ дирижабля будет тратиться около 30-65 тонн подъемного веса, можно предполагать, что патрульный атомный дирижабль для ВМФ России должен иметь грузоподъемность порядка 80-100 тонн. В этом случае возможно вооружение такого дирижабля достаточно мощной обзорной РЛС, достаточным боекомплектом противокорабельных ракет и собственным комплексом противовоздушной обороны.

Автор: Pakman 18.9.2013, 19:07

Стеам-панк. Жесть.

Автор: akojanov 18.9.2013, 22:21

Добрый вечер!

Цитата(VBVB @ 18.9.2013, 18:13) *
В нынешнее время многие склонны считать


Ладно, три ляма - неплохие деньги, даже в Штатах :-). Попил засчитан. А теперь сравните стоимость одной ленты к ДШК и стоимость жертв, получивших на свою голову атомный реактор, все равно какой.

WBR, Alex Kojanov

PS. Хотя, попробуйте заинтересовать Шойгу и Сколково, пилить-то явно поболе американцев придется :-)!

Автор: VBVB 19.9.2013, 2:33

QUOTE(akojanov @ 18.9.2013, 23:21) *
Попил засчитан. А теперь сравните стоимость одной ленты к ДШК и стоимость жертв, получивших на свою голову атомный реактор, все равно какой.

Поскольку для дирижабля с ЯЭУ наиболее предпочтительна жесткая многокамерная схема, то форс-мажорное пробитие одной-двух газовых камер с подогретым гелием/воздухом не должно приводить к крушению, а должно позволять осуществление мягкой управляемой посадки. Такие условия заведомо должны закладывается при его проектировании.
Кроме того с чего вы взяли, что предполагаемый флотский разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ должен зачем-то спускаться на низкие высоты, где какие-то персонажи должны сбивать его из ДШК и реактор ЯЭУ должен падать на голову каким-то людям?
Зачем патрульному дирижаблю ВМФ с жесткой оболочкой на подогретом газе летать на высотах ниже 3-4 км, когда ему доступны высоты до 8-12 км? Где на просторах Японского, Охотского моря или Тихого океана дирижаблю может встретиться ДШК? Какие такие люди живут посреди моря-океана?
Речь идет о том, что для районов действия ТОФ с большими площадями, требующими постоянного внимания и охраны мог бы быть полезен разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ, с электрическими импеллерными движителями, с наличием комплекса электронной, радиолокационной и оптической разведки, и с наличием ударного вооружения и самообороны. Использование такого дирижабля при возможностях современной автоматизации управления ЯЭУ и бортовых полетных систем, с экипажем 9-10 человек, может быть похожим на патрулирование подлодок. Т.е. дирижабль взлетает с базы в районе Сахалина или Камчатки, делает несколько проходов в районе Камчатки, Курил и Японских островов и через 2-3 недели возвращается на базу. Далее смена экипажа, короткие регламентные работы, прием запасов продовольствия и снова уход на патрулирование.

Автор: VBVB 25.10.2013, 15:39

Попалась на глаза довольно интересная индийская презентация по проблематике жидкосолевых реакторов.
http://moltensaltindia.org/wp-content/uploads/2013/02/Sood.pdf
Видно, что индийцы плотно изучают американские документы по экспериментам с жидкосолевиками.

Оказывается, что в 1968 году имелось некое сотрудничество между американцами (US Atomic Energy Commission) и индийцами (DAE) в вопросе изучения топливных смесей для ЖСР, которое позже было прервано.
Подробное описание одного из таких экспериментов дано в одной из представленных на конференции презентаций.
http://moltensaltindia.org/wp-content/uploads/2013/02/V.-Venugopal.pdf

Автор: KTN 15.1.2014, 3:57

QUOTE(VBVB @ 19.9.2013, 3:33) *
предполагаемый флотский разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ
Зачем патрульному дирижаблю ВМФ с жесткой оболочкой на подогретом газе летать на высотах ниже 3-4 км, когда ему доступны высоты до 8-12 км?
Речь идет о том, что для районов действия ТОФ с большими площадями, требующими постоянного внимания и охраны мог бы быть полезен разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ, с электрическими импеллерными движителями, с наличием комплекса электронной, радиолокационной и оптической разведки, и с наличием ударного вооружения и самообороны. Использование такого дирижабля при возможностях современной автоматизации управления ЯЭУ и бортовых полетных систем, с экипажем 9-10 человек, может быть похожим на патрулирование подлодок.

Встретился на днях любопытный материал по транспортному ядерному дирижаблю времён конца 1980-х. Насчитали такие характеристики:
* атомный двигатель 6500 лшс (4,8 МВт) уместился в массу 80 тонн;
* при объёме дирижабля 0,34 миллиона кубометров, полная масса 400 тонн;
* грузоподъёмность 120 тонн;
* скорость 170 км/час
Благодаря концепции дирижабля решается вопрос взлёта (с выключенным реактором), когда земля отражает нейтроны и не позволяет применить на самолёте теневую защиту. Таким образом, в 1980-е проект рассчитан, характеристики не впечатлили, сооружение признано нецелесообразным.
Нужно ещё учесть, что грузоподъёмный дирижабль не может быть высотным: с высотой уменьшается плотность воздуха, создающая подъёмную силу.

Кстати, очевидна нереализуемость атомного самолёта на этой так сказать "элементной базе":
самолёту взлётной массой 400 тонн нужна тяга тонн 100, скорость отбрасываемого воздуха относительно самолёта не меньше 200 метров в секунду, что соответствует полезной мощности 200 МВт. Это мощность двух реакторов авианосца, масса которых на порядок больше чем 400 тонн.


Автор: Татарин 15.1.2014, 16:11

Цитата(KTN @ 15.1.2014, 3:57) *
Кстати, очевидна нереализуемость атомного самолёта на этой так сказать "элементной базе":
самолёту взлётной массой 400 тонн нужна тяга тонн 100, скорость отбрасываемого воздуха относительно самолёта не меньше 200 метров в секунду, что соответствует полезной мощности 200 МВт. Это мощность двух реакторов авианосца, масса которых на порядок больше чем 400 тонн.

Никакой связи между ГЭУ авианосца и самолётом нет.
Самолёту от реактора нужна тепловая энергия, а проблем получить высокую удельную тепловую мощность у реактора нет. Один контур, работающий непосредственно на теплообменники турбин.
И в СССР и в Штатах были разработаны реакторы с более чем достаточной мощностью (в СССР теплоотвод в теплообменники турбины был натрием, американцы использовали расплав соли).
Подвела даже не биозащита в первую очередь, а общая стоимость системы и риски эксплуатации.

Автор: VBVB 15.1.2014, 17:54

QUOTE(Татарин @ 15.1.2014, 17:11) *
Никакой связи между ГЭУ авианосца и самолётом нет.
Самолёту от реактора нужна тепловая энергия, а проблем получить высокую удельную тепловую мощность у реактора нет. Один контур, работающий непосредственно на теплообменники турбин.

Никому в голову не придет ставить в качестве двигательной ЯЭУ на самолет или дирижабль водо-водяной или кипящий реактор с их огромной удельной массой на вырабатываемый МВт да еще в виде низкопотенциального водяного пара.
Оптимальными для этой цели являются реакторы с быстрым/промежуточным нейтронным спектром с газовым охлаждением или быстрый/эпитепловой ЖСР. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителеем чуть менее эффективными кажутся.
Ниже пример двух проектов американских жидкометаллических быстрых реакторов рассматривающихся для полета на Марс.

1. Жидкометаллический реактор с калиевым теплоносителем дизайна ORNL 1983 года, основанный на Medium Powered Reactor Experiment (MPRE).
Топливо - таблеточное высокообогащенный UN в в стержнях в оболочке из T-111 alloy (Ta-8W-2Hf)
Срок работы активной зоны - 5 лет
Тепловая мощность - 28 МВт
Электрическая мощность - 5 МВт
Рабочая температура теплоносителя - 1365K
Биозащита - теневая с сектором 180 градусов на основе слоев LiH перемежающихся с вольфрамой фольгой общей толщиной 50-70 см.
Масса реактора - 3500 кг
Масса биозащиты - 11000 кг
Масса реактор+биозащита - 14500 кг
Общая масса ЯЭУ - 24.5 тонн

2. Жидкометаллический реактор с первичным литиевым и вторичным натриевым теплоносителем дизайна NASA 1993 года, основанный на Design Reference Mission (DRM) и проекте ЯЭУ SP-100.
Топливо - керметное урановое стержневое типа (UN+W)-25Re
Срок работы активной зоны - 5 лет
Тепловая мощность - 24 МВт
Электрическая мощность - 4 МВт
Рабочая температура теплоносителя 1375K
Биозащита - теневая с сектором около 180 градусов на основе слоев LiH+W общей толщиной 55-70 см.
Масса реактора - 3810 кг
Масса биозащиты - 9760 кг
Масса реактор+биозащита - 13570 кг
Общая масса ЯЭУ - 30.2 тонны

На основе ЖСР можно сделать немного более легковесную ЯЭУ.
QUOTE(KTN @ 15.1.2014, 4:57) *
Кстати, очевидна нереализуемость атомного самолёта на этой так сказать "элементной базе":
самолёту взлётной массой 400 тонн нужна тяга тонн 100, скорость отбрасываемого воздуха относительно самолёта не меньше 200 метров в секунду, что соответствует полезной мощности 200 МВт. Это мощность двух реакторов авианосца, масса которых на порядок больше чем 400 тонн.

Среднемагистральный грузовой самолет АН-70 имеет 4 новых винтовентиляторных двигателя по 10,3 МВт с общей массой 6,6 тонн, тянет 38 тонн топлива для собствееных нужд и имеет грузоподъемность 47 тонн. Если заменить 4 движка АН-70 на пару двигателей-гибридов турбореактивного двигателя и прямоточного воздушно-реактивного двигателя с питанием от описанных ЯЭУ, то получим замену 44,6 тонн взлетного веса на около 30 тонн ЯЭУ.
В качестве рабочего тела реактивной струи можно использовать атмосферный воздух, а для взлета иметь запас воздуха под давлением.
При использовании в ЯЭУ модуля преобразования тепла ядерного деления в электричество и применяя полную биозащиту, на основе того же АН-70 можно создать летающую лазерную канонерку. Например, для нее имеем замену (6,6+38+47)=91,6 тонн на (2*35,5+3+8)=82 тонн. Три тонны отвел на систему запаса сжатого воздуха и около 8 тонн на модульную лазерную диодную систему с адаптивной оптикой.
Возможность иметь в любой момент до 8-9 МВт электричества даст возможность такому высокоавтономному ударному самолету стрелять лазерными импульсами мощностью до 2 МВт по наземным целям на дальность до 25-30 км и по воздушным целям на дальность до 200-250 км. При этом имея возможность эффективной противоракетной самообороны.
Или же можно сделать высокоавтономный самолет ДРЛОиУ с подобными ЯЭУ.

Автор: alex_bykov 15.1.2014, 20:40

По-моему, такой "самолётик" будут стараться сбить до пересечения границы во избежание потенциальный проблем. Причём сбивать тут все средства хороши, думаю, даже просто кинетических будет достаточно...

Автор: pappadeux 16.1.2014, 6:16

QUOTE(KTN @ 14.1.2014, 20:57) *
Кстати, очевидна нереализуемость атомного самолёта на этой так сказать "элементной базе":
самолёту взлётной массой 400 тонн нужна тяга тонн 100, скорость отбрасываемого воздуха относительно самолёта не меньше 200 метров в секунду, что соответствует полезной мощности 200 МВт. Это мощность двух реакторов авианосца, масса которых на порядок больше чем 400 тонн.


Рекомендую посмотреть на начало этой ветки

Реактор Fireball, сфера из бериллия в метр+, просверлены каналы, по каналам циркулируют расплавленные соли урана, температура под 900, удельная мощность в 1.3МВт/л, ...

Аналогии с авианосцами не катят

Автор: VBVB 22.7.2014, 1:55

Хорошая статья.
http://www.atominfo.ru/newsi/p0551.htm
Однако американцы чудные.

QUOTE
Определённая ограниченная поддержка предоставляется департаментом работам по направлению жидкосолевых высокотемпературных реакторов. У подобных установок есть шанс превзойти ВТГРы, благодаря способности работать при меньших давлениях и больших удельных энерговыделениях.

При этом, однако, в департаменте не относят данную технологию к числу зрелых и отводят ей место лишь в долгосрочной перспективе. Финансирование направления производится, в основном, на университетские исследования.

Двое опрошенных аудиторами отраслевых специалистов сочли недоказанной теорему существования для данной технологии и выразили сомнения в том, что подобные реакторы когда-либо будут построены.

А MSRE им что инопланетяне построили в иной реальности? А старые работы по проекту DMSR?
Такое ощущение, что новое поколение американских инженеров совсем не знает истории своих же ядерных разработок.

Автор: VBVB 22.8.2014, 3:03

Зимой этого года директор ФЭИ заявил, что рассматривается проект подкритического ЖСР-трансмутатора.
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=5005

QUOTE
У нас есть идея принципиально нового реактора, который еще надо построить. Нигде в мире подобного не существует. Это подкритический реактор, управляемый ускорителем. На нем разгонная авария принципиально невозможна, и явления, подобные чернобыльским и фукусимским, исключаются. Более того, это реактор без тепловыделяющих элементов. На Западе такая идея тоже популярна, но до реализации она далека. Если госкорпорация «Росатом» одобрит нашу идею, мы получим возможность построить в Обнинске первый в мире подкритический реактор мегаваттной мощности. Думаю, за пять лет справились бы. И тогда обгоним Харьковский физико­-технический институт, где Украина вместе с США немного похожую вещь уже делают. Но мы можем быть первыми. А потом потребуется еще лет 30­-40, чтобы подкритический реактор довести до промышленного образца. Он станет намного дешевле существующих промышленных реакторов. Это проект для молодых ученых, и называется он красиво «ЖАСМИН» — жидко-­солевой многофункциональный, инновационный.

Американских работ и харьковских работ по коррозионным характеристикам конструкционных материалов для ЖСР немало есть, а ФЭИвских что не препоминается. Откуда возьмутся эти наработки?
Опять таки, прежде чем браться за реализацию подкритического ЖСР-выжигателя мегаватной мощности, не лучше ли бы было бы вначале разработать и построить экспериментальный малый быстрый многоцелевой ЖСР приближенный к режиму самоеда-утилизатора?
А уж потом прикручивать к этому аппарату варианты с ускорителями разных типов...

Представим такой вариант жидкосолевого самоеда-утилизатора: тепловая мощность 25-30 МВт, эл. мощность на уровне 10 МВт, топливо cмешанное PuF3-AmF3-ThF4 (в качестве источника топливного плутония можно брать плутоний высокого выгорания от ВВЭРов низкого качества по нечетном изотопам, т.е. малопригодного для таблеточного МОХ-производства), теплоноситель 2LiF-ZrF4, LiF-NaF-ZrF4 или 3LiF-ThF4, двухконтурный на паре высоких параметров, многоцелевого типа с возможностью облучения в экспериментальных каналах разных материаловедческих образцов. При выборе невысокой плотности нейтронных потоков такой реактор вполне мог бы отработать до 20-25 лет.
Периодический репроцессинг отработанной топливной смеси позволил бы иметь получение килограммовых количеств топливного U-233 и возможность выделения кюриевых радиоизотопов. Потом с использованием внешнего ускорителя и узла умножения нейтронов реально можно было бы избавиться от напрягающего использования избытка реактивности от избыточного плутония и в подкритическом режиме выжигать более обогащенную америцием топливную смесь.

Автор: pappadeux 8.1.2015, 0:35

Американский стартап разродился проектом ж/с модульного реактора

http://thorconpower.com/


Автор: Didro 8.1.2015, 0:43

Начало года, надо обеспечить себе безбедную жизнь...

Автор: Nucon 9.1.2015, 1:11

QUOTE(Didro @ 7.1.2015, 16:43) *
Начало года, надо обеспечить себе безбедную жизнь...



Good to know, for future, FY in the US from 01 oct.... And looks like this StartUp using private money of initiators.

Автор: Nucon 9.1.2015, 2:33

QUOTE(pappadeux @ 7.1.2015, 16:35) *
Американский стартап разродился проектом ж/с модульного реактора

http://thorconpower.com/



А чо, интересно. Надо пообщаться.

Автор: Nucon 11.1.2015, 19:33

QUOTE(Didro @ 7.1.2015, 16:43) *
Начало года, надо обеспечить себе безбедную жизнь...



Кстати, на свои деньги развивают проект. Это к вопросу "...обеспечить себе безбедную жизнь". Второй подобный проект. Расплавы солей, модная теперь тема в Штатах. Два новых проекта в работе. Оак Ридж свои наработки вытащил.

Автор: VBVB 12.1.2015, 17:27

QUOTE(Nucon @ 11.1.2015, 20:33) *
Расплавы солей, модная теперь тема в Штатах. Два новых проекта в работе. Оак Ридж свои наработки вытащил.

А с чего у штатовцев такой резкий интерес к возрождению идей ЖСР проявляться стал?
Причем именно в варианте модульных ЯЭУ?
В РФ, судя по всему, большинство специалистов считает, что промышленные и энергетические ЖСРы еще лет через 30-40 не будут построены. Поскольку пока нет большинства отработанных технологий, характерных для ЖСР и его топливного цикла.

Автор: Татарин 13.1.2015, 1:40

Цитата(Nucon @ 11.1.2015, 19:33) *
Кстати, на свои деньги развивают проект. Это к вопросу "...обеспечить себе безбедную жизнь". Второй подобный проект. Расплавы солей, модная теперь тема в Штатах. Два новых проекта в работе. Оак Ридж свои наработки вытащил.

Ну как "на свои"... даже внутри одной конторы есть те, кто вкладывают деньги, а есть те, кто получают.
Обычно, за редким исключением богатые буратины и разработчики - это совсем-совсем разные люди.

Автор: pappadeux 13.1.2015, 4:36

QUOTE(VBVB @ 12.1.2015, 10:27) *
А с чего у штатовцев такой резкий интерес к возрождению идей ЖСР проявляться стал?


от безысходности...

QUOTE(VBVB @ 12.1.2015, 10:27) *
Причем именно в варианте модульных ЯЭУ?


а это модно, и считается, что так инвесторов (энергетиков) заманить легче

Автор: Nucon 13.1.2015, 5:21

QUOTE(Татарин @ 12.1.2015, 17:40) *
Ну как "на свои"... даже внутри одной конторы есть те, кто вкладывают деньги, а есть те, кто получают.
Обычно, за редким исключением богатые буратины и разработчики - это совсем-совсем разные люди.



Посмотрите на состав группы инициаторов. А Билл Гейтс тоже вкладывает деньги по тому же принципу как вы тут описали?

Автор: Татарин 13.1.2015, 13:52

Цитата(Nucon @ 13.1.2015, 5:21) *
Посмотрите на состав группы инициаторов. А Билл Гейтс тоже вкладывает деньги по тому же принципу как вы тут описали?

Какому принципу?
Является ли Билл Гейтс богатым буратиной? Конечно.

Автор: VBVB 15.1.2015, 3:22

Прочитал про http://atominfo.ru/newsk/r0013.htm, который предлагает американская компания "Martingale Inc".
Предлагают использовать три (!!) контура со вспомогательными теплоносителями. Второй с фнабе, третий с нитратной эвтектикой и четвертый со сверхкритическим водяным паром.
Этот подход кажется техническим онанизмом.
Температура выходящей из реактора жидкосолевой топливной смеси указана в 704°C. Британские AGR успешно работали с нагревом СО2 на выходе до 650С.
Т.е. можно жидкосолевую топливную смесь охлаждать СО2, а затем получать водяной пар сверкритических параметров без лишних двух солевых контуров с их теплообменниками и неминуемыми проблемами с коррозией.
А через десяток-полтора лет уже и турбины на сверкритическом СО2 высоких параметров необходимых мощностей уже могут появиться и тогда ЖСР типа ThorCon средней мощности может вообще быть двух контурным.

Автор: Nucon 15.1.2015, 5:45

QUOTE(VBVB @ 14.1.2015, 19:22) *
Прочитал про http://atominfo.ru/newsk/r0013.htm, который предлагает американская компания "Martingale Inc".
Предлагают использовать три (!!) контура со вспомогательными теплоносителями. Второй с фнабе, третий с нитратной эвтектикой и четвертый со сверхкритическим водяным паром.
Этот подход кажется техническим онанизмом.
Температура выходящей из реактора жидкосолевой топливной смеси указана в 704°C. Британские AGR успешно работали с нагревом СО2 на выходе до 650С.
Т.е. можно жидкосолевую топливную смесь охлаждать СО2, а затем получать водяной пар сверкритических параметров без лишних двух солевых контуров с их теплообменниками и неминуемыми проблемами с коррозией.
А через десяток-полтора лет уже и турбины на сверкритическом СО2 высоких параметров необходимых мощностей уже могут появиться и тогда ЖСР типа ThorCon средней мощности может вообще быть двух контурным.


Это действительно странное решение. По меньшей мере. Ну хорошо, один промежуточный... но еще? И там кривовато еще с кое чем. Но это пока даже не концепт. По моему, они сознательно пижню иногда пишут.

Автор: pappadeux 15.1.2015, 8:18

QUOTE(VBVB @ 14.1.2015, 20:22) *
Британские AGR успешно работали с нагревом СО2 на выходе до 650С.
Т.е. можно жидкосолевую топливную смесь охлаждать СО2, а затем получать водяной пар сверкритических параметров


вообще-то AGR имели (и имеют) туеву хучу проблем с CO2-бойлерами, это широко известный факт, см
http://www.world-nuclear-news.org/RS-Detailed-boiler-inspections-extend-UK-reactor-shutdowns-0409144.html

QUOTE(VBVB @ 14.1.2015, 20:22) *
А через десяток-полтора лет уже и турбины на сверкритическом СО2 высоких параметров необходимых мощностей уже могут появиться и тогда ЖСР типа ThorCon средней мощности может вообще быть двух контурным.


а этим кто-то занимается? Типа Сименса или GE?

Автор: Smith 15.1.2015, 15:10

QUOTE(VBVB @ 15.1.2015, 3:22) *
Этот подход кажется техническим онанизмом.

абсолютно то же самое подумалось при прочтении статьи...

Автор: pappadeux 16.1.2015, 20:42

"Россия произвела свой первый бериллий"

http://lenta.ru/news/2015/01/16/be/

Можно строить Fireball

Автор: Nucon 17.1.2015, 2:49

QUOTE(pappadeux @ 16.1.2015, 12:42) *
"Россия произвела свой первый бериллий"

http://lenta.ru/news/2015/01/16/be/

Можно строить Fireball



Нет ли ссылок на берилий и свойства. Нашел кое-что, но модет у кого есть в pdf форматах.

Автор: Dobryak 17.1.2015, 8:07

QUOTE(Nucon @ 17.1.2015, 2:49) *
Нет ли ссылок на берилий и свойства. Нашел кое-что, но модет у кого есть в pdf форматах.

По делу из Айдахо, но старье, наверняка сами знаете

http://www.inl.gov/technicalpublications/documents/2808485.pdf

Надо искать материалы Ок-Риджской конференции в октябре 2014

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/Technical-Areas/NFC/nuclear-fuel-engineering-tm-OakRidge-2014.html

и также вступать в https://www.oecd-nea.org/science/egatfl/


Автор: VBVB 17.1.2015, 20:40

QUOTE(pappadeux @ 15.1.2015, 9:18) *
вообще-то AGR имели (и имеют) туеву хучу проблем с CO2-бойлерами, это широко известный факт

Во всяком случае эти проблемы известны, как в принципе понятны пути решения этих проблем.
А вот солевая коррозия в двух лишних контурах охлаждения и неочевидные пока тонкости с теплогидравликой солевых расплавов в парогенераторах сложных геометрий может быть реальным подводным камнем для ЖСРов предлагаемых
QUOTE(pappadeux @ 15.1.2015, 9:18) *
а этим кто-то занимается? Типа Сименса или GE?

Toshiba работает в направлении создания турбины на сверкритическом CO2. Там консорциум c Shaw Group и Exelon Corporation.
http://news.toshiba.com/press-release/corporate/toshiba-supplies-first-kind-supercritical-co2-turbine-new-thermal-power-gene
Писалось, что к 2017 году возможно будет допилена до рабочего состояния SC-CO2 турбина на 250MW.
http://nextbigfuture.com/2014/11/ending-age-of-steam-with-supercritical.html
http://www.etn-gasturbine.eu/fileadmin/07_MEMBERS_AREA_1/Member_Events_and_Activities/AGMs_and_Workshops/2013_-_AGM-Workshop_-_Pisa/Supercritical_CO2_Power_Cycle_-_Eugenio_Giacomazzi_-_ENEA.pdf

Автор: Nucon 17.1.2015, 22:03

QUOTE(Dobryak @ 17.1.2015, 0:07) *
По делу из Айдахо, но старье, наверняка сами знаете

http://www.inl.gov/technicalpublications/documents/2808485.pdf

Надо искать материалы Ок-Риджской конференции в октябре 2014

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/Technical-Areas/NFC/nuclear-fuel-engineering-tm-OakRidge-2014.html

и также вступать в https://www.oecd-nea.org/science/egatfl/



Ага. Спасибо. Первая знакома, все-таки наш документ.
В остальных пороюсь. Нашел пару - тройку Российских диссеров и пару книжек.

Автор: Didro 1.5.2015, 15:03

Похоже похоронят окончательно наш вариант, в пользу БРЕСТа...
Хотя спасибо что соглашаются с тем, что это скорее единственный рентабельный вариант быстровика, т.к.:
1. КВ выше на 0,5-0,6;
2. В разы более дешевый топливный цикл, который для БРЕСта, как и БН, является основной убыточной составляющей, за счет существенного упрощения переработки материалов, возможности без переработки подачи материалов бланкета на подпитку АЗ взамен изымаемого объема на переработку, соответственно перерабатывать материалы с выгоранием более 20%, чего не предвидится даже для АЗ БРЕСТ/БН, не говоря уже о значительной доле конструкционных отходов у последних.
3. Снижение в разы потребности в конструкционных материалах и соответственно отходов, за счет отсутствия необходимости производства ТВЭЛов и материалов регулирующих поглощением, т.к. регулирование дозированной добавкой в плав АЗ с обогащением ~20% , и расход конструкционных материалов лишь сменяемый раз в 10 лет внутренним корпусом, разделяющим плав АЗ и плав бланкета.
4. При необходимости иметь в практически неограниченном количестве наработку трития, в т.ч. из Li-7.


Все больше убеждаюсь что в нынешнем росатоме котируются лишь специалисты по распилу.

Автор: AtomInfo.Ru 6.6.2015, 14:21

По канадскому ЖСР появилась некая определённость. Пуск в Канаде в 2024-2025 годах.
http://atominfo.ru/newsl/s0010.htm

Автор: Didro 6.6.2015, 16:34

У канадцев разве не раствор сульфата?

Автор: AtomInfo.Ru 6.6.2015, 16:42

QUOTE(Didro @ 6.6.2015, 16:34) *
У канадцев разве не раствор сульфата?


У нас не так много информации по их проекту, всё, что было, собрали в http://atominfo.ru/newsk/r0013.htm.

Точно, что они ссылаются на опыт Окриджа, и что в их компании люди из ORNL.

Автор: Didro 6.6.2015, 18:29

В Окридже исследовательский на смеси сульфата урана и сульфата плутония.

Автор: pappadeux 7.6.2015, 23:34

QUOTE(Didro @ 6.6.2015, 11:29) *
В Окридже исследовательский на смеси сульфата урана и сульфата плутония.


с чего это?

MSRE работал на FLiBe емнип

Автор: Didro 7.6.2015, 23:43

QUOTE(pappadeux @ 7.6.2015, 23:34) *
с чего это?

MSRE работал на FLiBe емнип


Там был также еще на геле с окисью урана.
Не в курсе рабочие ли они сейчас, но с раствором сульфатов вроде и сейчас рабочий.
Отсюда мое предположение.

Автор: VBVB 7.9.2015, 14:44

QUOTE
Канадский исследовательский реактор WR-1 тепловой мощностью 60 МВт, проработавший около 20 лет с 1965 по 1985 год.
К особенностям реактора относятся: применение вертикальных каналов, высокая температура (425 °C) и низкое давление теплоносителя, в качестве которого использовалась смесь углеводородов с высокой температурой кипения (около 400 °C); применение карбидного топлива с ураном природного изотопного состава.

WR- проект показал хорошие перспективы по целому ряду направлений: расход тяжелой воды по сравнению с CANDU мог сократиться примерно в пять раз, существенно повышался КПД, уменьшались риски, связанные с радиационной безопасностью, увеличивалась глубина выгорания. В то же время большая энергонапряженность, в полтора раза более высокие температуры эксплуатации каналов предъявляли новые требования к стойкости конструкционных материалов.


Очень интересный дизайн, особенно если заменить углеводородный теплоноситель на низкоплавкие жидкосолевые эвтектики типа KCl-NaCl-MgCl2-ZnCl2 или KCl-NaCl-MgCl2-AlCl3 с температурами плавления ниже 250С-280С. В качестве топлива мог бы выступать разбавленный по содержанию вибро-МОХ (2-3% по плутонию) из низкокачественного энергетического плутония от топлив с высоким уровнем выгорания ВВЭР-1000/1200. Уран для МОХ из ОГФУ. Значительного выгорания топлива как для БНов для такого варианта особо и не нужно.
Главное - технически и экономически упрощенная выжигательная утилизация малоценного и низкокачественного плутония.
Тяжелая вода в отражателе нейтронов по внешнему радиусу могла бы содержать соли тория для наработки урана-233.

Т.е. среднемощный промышленный реактор-утилизатор-конвертер с жидкосолевым теплоносителем и тяжеловодным бланкетом-замедлителем с солями тория. Без каких то космических технологий в конструкции, с невысокими параметрами теплонапряженности и безопасным в эксплуатации и дешевым теплоносителем.
Такой реактор потреблял бы в год 400-500 кг хренового и малоценного энергетического плутония и нарабатывал бы до 100-120 кг урана-233 (эквивалент 3,2-3,5 тонны топлива для ВВЭРов), попутно выдавая электроэнергию с хорошим КПД (до 250 МВт эл.) и тепло для завода переработки ОЯТ.
На заводе радиохимическом могло бы эксплуатироваться 4-8 таких реакторов, позволяя неспешно по 2-4 тонны в год уничтожать хреновый плутоний, полностью снабжать электричеством и теплом себя и окрестности, попутно выдавая уран-233 на топливо подпитки для ВВЭРов.

Автор: VBVB 16.9.2015, 18:27

Пару дней назад на одной конференции разговаривал с знакомым.
Сказал он НИИАР делает определенные телодвижения в области создания жидкосолевого реактора-трансмутатора. Лаборатория знакомого тоже усиленно в этом направлении трудится больше двух лет на госфинансировании.
Усиленно нарабатывают в Мелекесе и в Е-бурге физико-химические данные по поведению плутония и миноров, лантаноидных осколков деления цериевой подгруппы во фторидных жидкослевых системах. Конкретный тип жидкосолевой топливной системы еще вроде как не выбрали, но рассматриваются в качестве наиболее подходящих эвтектики LiF-KF-NaF, LiF-NaF и LiF-KF.
Особенно долбятся в подбор системы жидкосолевой в которой бы плутоний топливный с наибольшей долей растворялся, а лантаноиды бы высаждались при наработке.
Судя по всему, реактор перспективно-проектируемый будет быстрого типа, но с НФХ близкими к границе эпитеплового нейтронного спектра. По сути обсуждается малой мощности прототип ЖСР-утилизатора малоценного высокофонового плутония и в перспективе миноров.

Автор: LAV48 17.9.2015, 1:01

Старт на каких солях, т.е. на каких тяжёлых изотопах? Вопрос в том, что будет основой, а чем потом "подкармливать" - это конечно интересно посчитать. Хотя это вопрос "религиозный".

Автор: VBVB 17.9.2015, 14:27

QUOTE(LAV48 @ 17.9.2015, 2:01) *
Старт на каких солях, т.е. на каких тяжёлых изотопах?

Трудно говорит даже о возможных сроках постройки.
В этом направлении еще работ экпериментальных физико-химического и материаловедческого характера много надо разных сделать.
Кроме того с госфинасами ситуация напряженная. Слишком много ведущихся текущих мегапроектов подвисло.
Насколько понимаю, НИИАР в завязке с ФЭИ в этом направлении. Курчатник почему то по боку они пустили.
НИИАР вроде как предпочитает вариант более им понятной топливной смеси типа UF4-PuF3-(Li,Na,K)F, тогда как ФЭИ вроде бы продавливал вариант топливной смеси типа UF4-ThF4-ZrF4-(Li,Na,K)F.
Насчет мощности перспективного ЖСР орентировочно мало чего понятно сейчас. Но вроде как в интервале 50-300 МВт(тепловых) рассматривается как вполне реализуемый и работоспособный проект.
Оценочно грубо говоря, окончания проектирования этого аппарата нужно ждать не ранее 2018 года и окончания постройки не ранее 2022-2023 года.
Опять таки, если никакие пертурбациbи в руководстве и планах эти идеи не похерят. Или очередные полуфантастические варианты мегабрестов разум не затмят и финансы на себя не оттянут
QUOTE(LAV48 @ 17.9.2015, 2:01) *
Вопрос в том, что будет основой, а чем потом "подкармливать" - это конечно интересно посчитать.

В НИИИРовским варианте подразумевается, что миноры Am и Cm, которые при пирохимической переработке топлива легководников на РТ-2 выделяться будут отдельной фракцией, можно в смесь топливную подмешивать и выжигать помаленьку.
ФЭИ вроде как утилизация миноров не интересовала и ЖСР им интересен как тестовый реактор для проверки разных аспектов уран-ториевого ЯТЦ.

Автор: Татарин 18.9.2015, 1:37

Есть такая вот очередная безумная изобретательская идея: ЖСР-реактор с МГД-преобразованием в "нулевом" контуре. То есть в самом расплаве.

Максимум нейтронов у нас в центре АЗ, максимум деления - в центре, и минимум теплоотвода в центре. В центре бассейна соли у нас ничего нет, поэтому температуры могут быть любые, лишь бы у стенок они были б приемлимы. Поэтому соль в центре можно нагревать вплоть до кипения и выше.

Кипящий центр в гравитационном поле порождает сильную естественную конвекцию, стационарный вихрь, в котором материал АЗ будет подниматься в центре и опускаться у стенок. Какой бы состав соли ни выбрали, всё равно он будет очень сильным электролитом и в виде расплава обладать отличной проводимостью. Организуем у стенок магнитное поле и снимаем энергию с этой циркуляции непосредственно в виде электрического тока.
При этом машину нужно делать переменного тока и реактивной, чтобы избежать электродов в расплаве.

Смысл затеи в том, что эта энергия совершенно "бесплатна" - она использует перепад температур, который невозможно использовать никаким иным образом - ни один материал не выдержит (длительного) контакта с парами соли при (около)атмосферных давлениях и температурах в 3 с лишним кК. А при описаных условиях газ и очень горячий расплав контактирует только с расплавом же, только более холодным. Стенки же остаются при температуре, которую мы выбрали для "нормального" теплового цикла, при температуре, которая была бы в ЖСР и без того.

Тксзть, кипящий солевой реактор. Со значительной долей саморегуляции и естественной безопасности.

Автор: Татарин 18.9.2015, 1:37

Есть такая вот очередная безумная изобретательская идея: ЖСР-реактор с МГД-преобразованием в "нулевом" контуре. То есть в самом расплаве.

Максимум нейтронов у нас в центре АЗ, максимум деления - в центре, и минимум теплоотвода в центре. В центре бассейна соли у нас ничего нет, поэтому температуры могут быть любые, лишь бы у стенок они были б приемлимы. Поэтому соль в центре можно нагревать вплоть до кипения и выше.

Кипящий центр в гравитационном поле порождает сильную естественную конвекцию, стационарный вихрь, в котором материал АЗ будет подниматься в центре и опускаться у стенок. Какой бы состав соли ни выбрали, всё равно он будет очень сильным электролитом и в виде расплава обладать отличной проводимостью. Организуем у стенок магнитное поле и снимаем энергию с этой циркуляции непосредственно в виде электрического тока.
При этом машину нужно делать переменного тока и реактивной, чтобы избежать электродов в расплаве.

Смысл затеи в том, что эта энергия совершенно "бесплатна" - она использует перепад температур, который невозможно использовать никаким иным образом - ни один материал не выдержит (длительного) контакта с парами соли при (около)атмосферных давлениях и температурах в 3 с лишним кК. А при описаных условиях газ и очень горячий расплав контактирует только с расплавом же, только более холодным. Стенки же остаются при температуре, которую мы выбрали для "нормального" теплового цикла, при температуре, которая была бы в ЖСР и без того.

Тксзть, кипящий солевой реактор. Со значительной долей саморегуляции и естественной безопасности.

Автор: Didro 18.9.2015, 22:48

А почему безумная?
Помнится неплохие результаты были получены МГД на натрии, и были предпосылки внедрения как предгенератор с последующей подачей в теплобменники, полный КПД поднимался в данном случае до 55-58%.

Автор: VBVB 21.9.2015, 15:58

QUOTE(Татарин @ 18.9.2015, 2:37) *
Есть такая вот очередная безумная изобретательская идея: ЖСР-реактор с МГД-преобразованием в "нулевом" контуре. То есть в самом расплаве.

Идея чудная и интересная, но практическая ее реализация может быть технически очень сложной.
QUOTE(Татарин @ 18.9.2015, 2:37) *
Максимум нейтронов у нас в центре АЗ, максимум деления - в центре, и минимум теплоотвода в центре. В центре бассейна соли у нас ничего нет, поэтому температуры могут быть любые, лишь бы у стенок они были б приемлимы. Поэтому соль в центре можно нагревать вплоть до кипения и выше.

А как быть с положительным коэффициентом реактивности при образовании газовых пузырей в центре а.з.?
QUOTE(Татарин @ 18.9.2015, 2:37) *
Кипящий центр в гравитационном поле порождает сильную естественную конвекцию, стационарный вихрь, в котором материал АЗ будет подниматься в центре и опускаться у стенок.

Это при условии, что если конструкция а.з. ЖСРа будет проточного типа без каналов и какого либо остова замедлителя/отражателя в самой зоне.
В канальном варианте ЖСРа теплогидравлика гораздо сложнее по геометрии области а.з. может быть. И схема предлагаемая для канального варианта может быть неработоспособной.
QUOTE(Татарин @ 18.9.2015, 2:37) *
Смысл затеи в том, что эта энергия совершенно "бесплатна" - она использует перепад температур, который невозможно использовать никаким иным образом - ни один материал не выдержит (длительного) контакта с парами соли при (около)атмосферных давлениях и температурах в 3 с лишним кК.

Т.е. всего то нужно организовать равномерное кипение в центре а.з. без какой либо кавитации, пузырей, и соответствующих скачков реактивности. Типа естественная циркуляция жидкосолевой смеси в условиях ее кипения в центре а.з. Даже не представляю какой величина по высоте активной зоны такого ЖСРа должна быть.
QUOTE(Татарин @ 18.9.2015, 2:37) *
Тксзть, кипящий солевой реактор. Со значительной долей саморегуляции и естественной безопасности.

Саморегуляция и естественная безопасность ЖСР с вариантом подкипания в центре а.з. да еще на быстром спектре нейтронов кажется сомнительной.
Но идея озвученная определенно новаторская и интересная.

Автор: Татарин 21.9.2015, 17:47

Цитата(VBVB @ 21.9.2015, 15:58) *
А как быть с положительным коэффициентом реактивности при образовании газовых пузырей в центре а.з.?

А почему положительным?
Он может быть только отрицательным: пузырь в центре означает, что топливо пространственно разнесено и менее компактно.
У нас теплоноситель и топливо едины, у нас нет пустотного коэффициента реактивности из-за ужесточения спектра при появлении пузыря. Да, замедлителя в пузыре нет, но и и топлива нет тоже.

Цитата(VBVB @ 21.9.2015, 15:58) *
Это при условии, что если конструкция а.з. ЖСРа будет проточного типа без каналов и какого либо остова замедлителя/отражателя в самой зоне.

Конечно, в этом смысл: АЗ - один большой (огромный) бассейн, и в горячем центре нет ничего.
Управление - через контроль утечки нейтронов по периметру зоны.

Цитата
Т.е. всего то нужно организовать равномерное кипение в центре а.з. без какой либо кавитации, пузырей, и соответствующих скачков реактивности.

Пузыри нужны, в них смысл. smile.gif Кавитация - почему б и нет? Скачки реактивности? Пусть, плевать на неравномерности, пусть бурлит: главное - средние коэффициенты.
Свободный пробег нейтрона в среде всё равно достаточно велик, чтобы усреднять местные возмущения, а если локально он вырастет (и вырастет мощность), что ж - температура увеличится, пузырей в среднем локально прибавится, реактивность упадёт. Запаздывание этого процесса не имеет большого значения, лишь бы превышение К над единицей не превысило бы долю запаздывающих нейтронов.

Автор: Татарин 21.9.2015, 17:47

дубль

Автор: VBVB 21.9.2015, 18:12

QUOTE(Татарин @ 21.9.2015, 18:47) *
А почему положительным?
Он может быть только отрицательным: пузырь в центре означает, что топливо пространственно разнесено и менее компактно.
У нас теплоноситель и топливо едины, у нас нет пустотного коэффициента реактивности из-за ужесточения спектра при появлении пузыря. Да, замедлителя в пузыре нет, но и и топлива нет тоже.

Работы которые изучал по жидкосолевым топливным смесям говорили, что только бериллий-содержащие топливные смеси имеют отрицательный температурый коэффициент реактивности. На остальных эвтектиках он вроде как положителен.
Но бериллий-основанные топливные смеси на редкость дороги и геморны в эксплуатации.
QUOTE(Татарин @ 21.9.2015, 18:47) *
Конечно, в этом смысл: АЗ - один большой (огромный) бассейн, и в горячем центре нет ничего.
Управление - через контроль утечки нейтронов по периметру зоны.

Т.е. управление реактивностью только отражателем? Но механически это довольно геморно и быстродействие таких систем невысокое.
Возможно в качестве быстродействующего отражателя нейтронного в ЖСР могут выступать жидкие эвтектики типа свинец-висмут или соли типа LiF-NaF-PbF2, одновременно выступая в качестве вторичного теплоносителя. Регулируя толщину протекающего слоя отражателя можно эффективно менять утечку нейтронов и управлять проточным ЖСРом на быстром спектре.
QUOTE(Татарин @ 21.9.2015, 18:47) *
Пузыри нужны, в них смысл. smile.gif Кавитация - почему б и нет? Скачки реактивности? Пусть, плевать на неравномерности, пусть бурлит: главное - средние коэффициенты.

Чтобы этот аспект темы плотно обсуждать надо знать все тонкости работы гомогенных водных жидкосолевиков на скачках мощности.
Этих тонкостей жаль не знаю.
Кто-бы просветил...

Автор: LAV48 21.9.2015, 22:08

Цитата(VBVB @ 21.9.2015, 18:12) *
водных жидкосолевиков

Водных то зачем? Или я чего-то не понимаю, или оно совсем по другому работает.
По мне вариант с кипением - да, а вот снятие мощности с "вихря" - думаю нет.

Автор: VBVB 29.9.2015, 23:48

Сколько литературу разную не смотрел, так и не понятно, почему СССР к жидкосолевым гомогенным реакторам никакого практического интереса не проявил. Ведь знали, же что ЖСР и в качестве варианта для ядерного авиадвигателя и варианте транспортной ЯЭУ для кораблей/лодок в США рассматривался и изучался.

Гомогенные исследовательские реакторы растворного типа с активной зоной из водного раствора ВОУ-уранил-сульфата СССР делал и активно применял.
Однако в направлении жидкосолевиков в СССР вообще никаких значимых шагов сделано не было...
Странно как-то.

Автор: Didro 30.9.2015, 6:46

Ничего странного, все упирается в лоббистов канальников, имевших огромные понты в ЦК до аварии в апреле 1986 г.

Автор: VBVB 6.10.2015, 15:51

QUOTE(Didro @ 30.9.2015, 7:46) *
Ничего странного, все упирается в лоббистов канальников, имевших огромные понты в ЦК до аварии в апреле 1986 г.

Известно, что ЖСР можно сделать в классическом варианте, когда топливо жидкосолевое течет через каналы в графитовом остове.

А можно в варианте, когда керамическое топливо в твэлах в графитом остове, и твс в каналах омывает жидкосолевой теполоноситель. Т.е. тот же РБМК с более высококипящим теплоносителем, который отдает тепло газу-теплоносителю на турбину газовую.

А можно и вариант сделать, когда жидкосолевое топливо в твэлах в топливных сборках находится, омываемых жидкосолевым теполоносителем. При этом твэлы могут иметь сколь угодно чудные закрученные формы, поскольку все равно их заполняют принимающим любые формы жидким топливом.
Т.е. по сути третий вариант - некий аналог кипящего реактора или БНа, только в первичном контуре вместо проблемной воды (пароциркониевые проблемы) или натрия (горючесть и активируемость) имеется менее опасный и более высококипящий теплоноситель.

Автор: Didro 6.10.2015, 21:16

Александрову главное было выслужиться, что-то кроме ранее отработанного, не принимал категорически.
Даже белоярские АМБ, которые считали перспективными, не стали развивать.

Автор: AtomInfo.Ru 26.10.2015, 16:04

Характерная новость весьма.
http://atominfo.ru/newsm/t0007.htm

TerraPower - те самые люди Билли Гейтса, что нашумели в своё время с бегущей волной.

Автор: Didro 26.10.2015, 16:45

Спасибо Вам за хорошую новость!

Автор: VBVB 27.10.2015, 8:34

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 26.10.2015, 17:04) *
TerraPower - те самые люди Билли Гейтса, что нашумели в своё время с бегущей волной.

Ориентируются на выраженный китайский интерес к ЖСР?

Автор: AtomInfo.Ru 27.10.2015, 8:50

QUOTE(VBVB @ 27.10.2015, 8:34) *
Ориентируются на выраженный китайский интерес к ЖСР?


Чёрт знает. Сам факт узнал буквально недавно.

Автор: Татарин 13.12.2015, 21:51

Вопрос чайника: НЯП, один из критериев выбора соли - её устойчивость под облучением.
А не рассматривался обратный вариант: чтобы максимизировать радиолиз соли?

Ну, газ (скажем, тот же хлор) постоянно выходит из расплава в активной зоне, затем собирается и пускается обратно в расплав, с прямым использованием этого ионного тока в мирных целях.

Автор: Didro 13.12.2015, 22:31

Радиолиз не на столько значительный.
Ранее рассматривался вариант с получением водорода, но мощность даже с топливными элементами 2-5% от мощности основного генератора, даже на собственные нужды не хватает.
С галогенами все еще сложнее.

Автор: AtomInfo.Ru 9.1.2016, 14:32

Новости канадского ЖСР. Дали денег на подготовку к лицензированию.
http://atominfo.ru/newsm/t0493.htm

Автор: Didro 9.1.2016, 14:38

Очень жаль что у нас после вновь будут догоняющими.

Автор: VBVB 9.1.2016, 15:33

QUOTE(Didro @ 9.1.2016, 15:38) *
Очень жаль что у нас после вновь будут догоняющими.

Не исключено, что в районе 2025 года Росатом прозреет по отношению к ЖСРам когда их запустят разные страны и нам придется догонять канадцев, американцев, китайцев, тайваньцев, японцев, индусов.

Ошибочно игнорировать это направления в плане создания среднемощных энергоустановок, способных потреблять, конвертировать и утилизировать недорогим и технически несложным способом столь разнообразное количество разных делящихся материалов и ядерного топливного сырья.

Например, плутоний из отечественных РБМК считается низкокачественным и проблемным для БНов. И плутония в этом ОЯТ РБМК около 40-45 тонн находится. Также регенерат урановый из ОЯТ РБМК отличается низким содержанием остаточного урана-235 и повышенным содержанием балластного урана-236 и радиотоксичного урана-232. Утилизация регенерата уранового из РБМК в ВВЭРах экономически неоправданна, но этого регенерата в запасах ОЯТ много .
Ежегодный прирост ОЯТ РБМК около 450-500 тонн. На ГХК хранилище ОЯТ РБМК на 20 тысяч тонн строится.

Уверен глубоко, что ОЯТ РБМК все равно рано или поздно придется нам перерабатывать.

В этом отношении пара-тройка ЖСРов отечественных мощностью 250-500 МВт(тепл.) могла бы позволить эффективно использовать делящиеся материялы из ОЯЧТ РБМК с выработкой как промышленного тепла так и электроэнергии. Такие ЖСР так и смотрятся на территории перерабатывающего завода РТ-2, с учетом того что пироэлектрохимия отечественная практически почти работоспособна для переработки ОЯТ высокого выгорания от БНов и ВВЭР-1000. А пироэлектрохимия ОЯТ требует огромных затрат тепла и электроэнергии.

Но по любому придется сначала разрабатывать и строить маломощный прототип ЖСР-утилизатора на 25-50 МВт(тепл.)

Автор: VBVB 21.1.2016, 1:14

Стратегия выбора типа ЖСР для ядерной энергетики в РФ практически публично мало обсуждалось.
В основном в РФ рассматривают только проекты ЖСР средней и большой мощности на быстрых нейтронах.

Типов ЖСР установок немало имеется описанных и их можно систематизировать следующим образом:
1) тип жидкосолевой смеси: фторидные и хлоридные эвтектики.
2) по топливным материалам ЯТЦ: уран-плутонивый или торий-урановый (на основе урана-233)
3) по нейтронному спектру: тепловые с массивным отражателем/замедлителем из тяжелой воды или гидридов металлов, эпитепловые с графитовым остовом, быстрые.
4) по организации остова: канальные или полостные.
5) по организации ЯТЦ: наработчики (с развитым бланкетом), выжигатели (с оптимизацией спектра и организации зоны деления)

Фторидые топливные смеси более лучше изучены хлоридных, и коррозия во вторидных расплавах основных конструкционных матриалов ЖСР ниже. Однако, для пироэлектрохимического репроцессинга в реалиях РФ гораздо более предпочтителен ЖСР на хлоридных эвтектиках, которые еще более легкоплавкие.

По видимому, отечественные ЖСР будут ориентированы на уран-плутонивый топливный цикл.

Если интересует наработка делящихся материалов в ЖСР, то нужно идти к тепловому или к быстрому спектру.
ЖСР с тепловым спектром более сложны конструкционно, но позволяют эффективно нарабатывать и плутоний и уран-233, также могут выступать как эффективные реакторы для трансмутации.
Быстрые же ЖСР наиболее эффективны как выжигатели высокофонового некондиционного плутония и минорных актинидов.

Канальные ЖСР реакторы более просты в конструкции полостных, но возникают проблемы с временным распуханием остова и сужением каналов. В полостных ЖСР коррозия корпуса и ВКУ более значительная.

В первую очередь для РФ имеет интерес создание среднемощного ЖСР-выжигателя быстрого типа на хлоридных жидкосолевых топливных смесях. Это позволит рассчитывать на энергоэффективную утилизацию накапливаемого америция и малоценного высокофонового плутония.
Позднее, есть смысл озаботиться развитием быстрого ЖСР наработчика урана-233 из ториевого сырья в плутоний-ториевых фторидных жидкосолевых смесях на основе малоценного высокофонового плутония с высокой долей четных изотопов. Это позволит произвести конвертацию ненужного проблемного плутония в уран-233, пригодный для питания ВВЭРов и для поставки смешанного уранового топлива из СОУ или уранового регенерата и урана-233 на экспорт.
Оба типа предложенных ЖСР скорее промышленные реакторы-утилизаторы для размещения на предприятиях переработки ОЯТ и в качестве компонента пристанционного цикла переработки ОЯТ, чем замена обычных энергетических реакторов.

Автор: Didro 21.1.2016, 2:52

Я бы их рассматривал как альтернативу БН и БРЕСТ.
Собственно из-за лоббирования этих, ЖСР решили вновь отложить.

Автор: Татарин 21.1.2016, 13:44

Цитата(Didro @ 21.1.2016, 2:52) *
Я бы их рассматривал как альтернативу БН и БРЕСТ.
Собственно из-за лоббирования этих, ЖСР решили вновь отложить.

Скорее, БРЕСТ. Вот он конкурирует напрямую.
Такие же большие технические риски, тот же концепт ЗЯТЦ с КВ~1 (большого на ЖСР не достигнуть), тоже пристанционная переработка - уран-238/торий на входе и осколки на выходе.

БН стоИт особняком: это уже имеющаяся, отработанная технология. С недостатками, но зато реальными. С известной стоимостью и т.п.

Автор: VBVB 21.1.2016, 17:11

QUOTE(Татарин @ 21.1.2016, 14:44) *
Скорее, БРЕСТ. Вот он конкурирует напрямую.
Такие же большие технические риски, тот же концепт ЗЯТЦ с КВ~1 (большого на ЖСР не достигнуть), тоже пристанционная переработка - уран-238/торий на входе и осколки на выходе.

Согласен.

При рассмотрении возможностей ЖСРов технически сложный и дорогой проект БРЕСТ-1200 как утилизатор низкокачественного плутония и актинидных миноров становится избыточным.

QUOTE(Татарин @ 21.1.2016, 14:44) *
БН стоИт особняком: это уже имеющаяся, отработанная технология. С недостатками, но зато реальными. С известной стоимостью и т.п.

Согласен.

Перспектиные ЖСР на ближайшие 20-25 лет точно не конкуренты БНам ни по единичной мощности, ни по циклу топливному, ни по технологичности. Быстрым ЖСРам до уровня нынешней БН-технологии минимум лет 25-30 идти придется.

Однако, как неоднократно прелагал Didro, возможно объединение технологий БН и ЖСР в лице мощной промышленной ЯЭУ с многофункциональным жидкосолевым бланкетом с различной целевой нагрузкой. Хотим в бланкете жидкосолевом такого БНа плутоний энергетического качества нарабатываем, хотим уран-233, или если очень припечет то тритий для разных термоядерных экспериментов в будущем.

Автор: pappadeux 21.1.2016, 18:15

Из здешнего цирка новости

The DOE will fund cost-shared research and development activities with industry to support X-energy's Xe-100 Pebble Bed Advanced Reactor and Southern Company Services' Molten Chloride Fast Reactor (MCFR).

...

Southern Company Services, a subsidiary of Southern Company, is developing the MCFR in partnership with TerraPower, Electric Power Research Institute, Vanderbilt University, and Oak Ridge National Laboratory.

тут два примечательных момента:

1. Southern Company (Services) есть чистые эксплуатационщики, никогда разработкой не занимались

2. Я бы ожидал проект на фторидах, он хотя бы есть в Gen IV, и раньше по мелочам поддержиивался. Кто и зачем откопал хлориды?

Автор: Didro 21.1.2016, 20:41

QUOTE(Татарин @ 21.1.2016, 13:44) *
Скорее, БРЕСТ. Вот он конкурирует напрямую.
Такие же большие технические риски, тот же концепт ЗЯТЦ с КВ~1 (большого на ЖСР не достигнуть), тоже пристанционная переработка - уран-238/торий на входе и осколки на выходе.

БН стоИт особняком: это уже имеющаяся, отработанная технология. С недостатками, но зато реальными. С известной стоимостью и т.п.

КВ~1 - у БРЕСТа в АЗ, у ЖСР только при очень небольшой мощности, когда утечка велика.

QUOTE(VBVB @ 21.1.2016, 17:11) *
Однако, как неоднократно прелагал Didro, возможно объединение технологий БН и ЖСР в лице мощной промышленной ЯЭУ с многофункциональным жидкосолевым бланкетом с различной целевой нагрузкой. Хотим в бланкете жидкосолевом такого БНа плутоний энергетического качества нарабатываем, хотим уран-233, или если очень припечет то тритий для разных термоядерных экспериментов в будущем.

Получим очень универсальную систему, попутно уменьшится на порядок количество отходов конструкционных материалов, в сравнении с обычным бланкетом.


QUOTE(pappadeux @ 21.1.2016, 18:15) *
2. Я бы ожидал проект на фторидах, он хотя бы есть в Gen IV, и раньше по мелочам поддержиивался. Кто и зачем откопал хлориды?

Хлориды менее агрессивны, проще в обращении и переработке, температура плавления также ниже.

Автор: Татарин 22.1.2016, 1:20

Цитата(Didro @ 21.1.2016, 20:41) *
КВ~1 - у БРЕСТа в АЗ, у ЖСР только при очень небольшой мощности, когда утечка велика.
...
Хлориды менее агрессивны, проще в обращении и переработке, температура плавления также ниже.

Хлор же относительно хорошо захватывает нейтроны... будем брать изотопно-чистый 37?

Автор: pappadeux 22.1.2016, 1:29

QUOTE(Татарин @ 21.1.2016, 18:20) *
Хлор же относительно хорошо захватывает нейтроны... будем брать изотопно-чистый 37?


быстрый реактор

и от, в некотором смысле, отца-основателя

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/13/648/13648304.pdf

Автор: Татарин 22.1.2016, 2:06

Цитата(pappadeux @ 22.1.2016, 1:29) *
быстрый реактор

и от, в некотором смысле, отца-основателя

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/13/648/13648304.pdf

Они на высокий КВ и не претендовали.

Автор: Didro 22.1.2016, 3:48

QUOTE(Татарин @ 22.1.2016, 1:20) *
Хлор же относительно хорошо захватывает нейтроны... будем брать изотопно-чистый 37?


Ну разделить 35 и 37 изотопы хлора куда проще чем разделять уран, как в силу большего соотношения масс (37/35 против 238/235), так и содержания (24,2% против 0,7%).
Затраты на разделение окупятся снижением расходов на эксплуатации и упрощению оборудования.

Автор: VBVB 24.1.2016, 2:01

QUOTE(Didro @ 22.1.2016, 4:48) *
Ну разделить 35 и 37 изотопы хлора куда проще чем разделять уран, как в силу большего соотношения масс (37/35 против 238/235), так и содержания (24,2% против 0,7%).
Затраты на разделение окупятся снижением расходов на эксплуатации и упрощению оборудования.

Согласен.

Разделение изотопов хлора принципиально несложное дело методами жидкофазной тепловой диффузии, центрифужным методом или селективным лазерным возбуждением.

Поэтому если уж очень нужно будет построить эпитепловой жидкосолевик на расплавах NaCl/KCl-UCl3/PuCl3/ThCl4 или NaCl-BeCl2-UCl3/PuCl3/ThCl4, то разделить несколько тонн изотопов хлора не составит большой сложности.

Уж очень интересна для жидкосолевиков с мягким нейтронным спектром низкотемпературная эвтектика BeCl2(50% мол.)–NaCl(50% мол.) с точкой плавления около 215С. Гораздо лучше альтернативных хлоридных эвтектик BeCl2-2KCl (точка плавления около 550C) или BeCl2-3KCl (точка плавления около 400C).
Псевдоэвтектика LiCl-NaCl-2AlCl3 с точкой плавления 105С тоже не менее интересна для специальных проектов ЖСР, но температура кипения её невысока.

Автор: Didro 24.1.2016, 4:19

Да и по стоимости хлор даже с учетом разделения врятли окажется дороже фтора.

Автор: LAV48 24.1.2016, 11:24

И фтор и хлор используются в промышленных масштабах очень давно, не думаю, что их стоимость может как-то влиять на выбор проекта.

Автор: Didro 24.1.2016, 15:49

QUOTE(LAV48 @ 24.1.2016, 11:24) *
И фтор и хлор используются в промышленных масштабах очень давно, не думаю, что их стоимость может как-то влиять на выбор проекта.

Ошибаетесь, фтор значительно агрессивнее, обращение с ним требует значительно больших затрат, как капитальных, так и на эксплуатацию.

Автор: generalissimus1966 24.1.2016, 23:10

QUOTE(Didro @ 24.1.2016, 16:49) *
Ошибаетесь, фтор значительно агрессивнее, обращение с ним требует значительно больших затрат, как капитальных, так и на эксплуатацию.

ну, с чистым же фтором никто иметь дела не собирается. А соли-фториды по обращению одного порядка с хлоридами. Например, классический процесс получения алюминия - электролиз раствора оксида алюминия в расплаве фторалюмината натрия (криолита).

Автор: LAV48 24.1.2016, 23:16

Опередили. Бывал в травильном отделении, для соляной и плавиковой кислот одинаковые рабочие зоны. Да и на сколько помню химию, разница в активности этих веществ не на столько большая. Хотя химические свойства с конструкционными материалами весьма заметно отличаются.

Автор: Didro 25.1.2016, 0:13

QUOTE(generalissimus1966 @ 24.1.2016, 23:10) *
ну, с чистым же фтором никто иметь дела не собирается. А соли-фториды по обращению одного порядка с хлоридами. Например, классический процесс получения алюминия - электролиз раствора оксида алюминия в расплаве фторалюмината натрия (криолита).

Все население в прилегающих на сотни км от люминиевых заводов имеет флюороз.
Кроме всего, переход от фтора к хлору снижает затраты электроэнергии на треть.

В ЖСР жесткий радиолиз, много свободного галогена будет.
А это коррозия, безопасность, плюс затраты при переработке.

Автор: VBVB 25.1.2016, 0:44

При выборе теплоносителя для проекта отечественного ЖСР нужно ориентироваться на имеющийся задел по технике пиропеработке ОЯТ.

Регенерацию жидкосолевых фторидных топливных смесей можно осуществлять пирохимически трифторидом азота с отгонкой легкокипящих гексафторидов делящихся урана, нептуния и плутония. Но практический опыт фторидной пирохимии в РФ небольшой.

У нас в стране хорошо проработаны аспекты пироэлектрохимического репроцессинга ОЯТ в хлоридных эвтектиках типа 3LiCl-2KCl.
Соответственно, ориентация на хлоридный быстрый ЖСР, работающий на топливных смесях типа (3Li,2K)Cl-UCl3-PuCl3 или (3Li,2K)Cl-ThCl4-PuCl3 для РФ будет предпочтительна.
Для эпитеплового ЖСР потребуется использования обогащенного лития-7, чтобы тритий усиленно не генерировался из лития-6 в процессе работы ЯЭУ.

Если же ориентироваться сразу на отечественный проект теплового ЖСР с хорошими величинами КВ, то тройная низкотемпературная эвтектика BeCl2(50% мол.)–NaCl(25% мол.)-KCl(25% мол.) с точкой плавления около 200С очень интересна в качестве основы жидкосолевой топливной смеси с хорошими НФХ.

Автор: generalissimus1966 25.1.2016, 0:55

QUOTE(VBVB @ 25.1.2016, 1:44) *
Соответственно, ориентация на хлоридный быстрый ЖСР, работающий на топливных смесях типа (3Li,2K)Cl-UCl3-PuCl3 или (3Li,2K)Cl-ThCl4-PuCl3 для РФ будет предпочтительна.

А он будет быстрым, при таком количестве лития в расплаве? Литий же не натрий, будет замедлять весьма интенсивно.

QUOTE(VBVB @ 25.1.2016, 1:44) *
Для эпитеплового ЖСР потребуется использования обогащенного лития-7, чтобы тритий усиленно не генерировался из лития-6 в процессе работы ЯЭУ.

Наверно, у военных химиков найдётся smile.gif, как отход от производства лития-6 smile.gif

QUOTE(VBVB @ 25.1.2016, 1:44) *
Если же ориентироваться сразу на отечественный проект теплового ЖСР с хорошими величинами КВ, то тройная низкотемпературная эвтектика BeCl2(50% мол.)–NaCl(25% мол.)-KCl(25% мол.) с точкой плавления около 200С очень интересна в качестве основы жидкосолевой топливной смеси с хорошими НФХ.

а что будет у такого реактора с реакцией n, 2n? Вообще, с какой скоростью будет расходоваться бериллий в реакторе промышленного масштаба? Он ведь недёшев. Одно дело - что-нибудь околонулевой мощности, да, хоть, 1 МВт, другое - 1000 МВт.

Автор: VBVB 25.1.2016, 1:11

QUOTE(generalissimus1966 @ 25.1.2016, 1:55) *
А он будет быстрым, при таком количестве лития в расплаве? Литий же не натрий, будет замедлять весьма интенсивно.

В классическом сравнении с БНом или свинцовым реактором такой ЖСР будет не сильно быстрым. Но тот же СВБР относят к быстрым реакторам, хотя на промежуточном спектре нейтронов.
Так и в этом случае. Скорее быстрый спектр нейтронов будет, чем эпитепловой.
QUOTE(generalissimus1966 @ 25.1.2016, 1:55) *
Наверно, у военных химиков найдётся smile.gif, как отход от производства лития-6 smile.gif

Так литий-7 как отходы обогащения в СССР в народное хозяйство выбрасывали. Вроде его в СССР специально не складировали, поскольку в отличии от буржуев потребностей в литии-7 для регулирования ВХР ВВЭРов не было.
QUOTE(generalissimus1966 @ 25.1.2016, 1:55) *
а что будет у такого реактора с реакцией n, 2n? Вообще, с какой скоростью будет расходоваться бериллий в реакторе промышленного масштаба? Он ведь недёшев. Одно дело - что-нибудь околонулевой мощности, да, хоть, 1 МВт, другое - 1000 МВт.

Непростой вопрос.
Сколько попадалось литературы по бериллий-содержащим топливным смесям для ЖСРа, так этот вопрос там обходили в основном стороной декларируя, что распад бериллия на тепловом спектре ожидается незначительным и трития от 9Be+n->7Li+T ожидается незначительно почти на уровне трития от тройных распадов урана/плутония. Хотя понятно, что интенсивность вышеупомянутой реакции и размножающей нейтроны реакции 9Be+n->2(4He)+2n' сильно отлична (по крайней мере, реакция 9Be(n,2n)4He интенсивнее в разы протекает).

Автор: Татарин 25.1.2016, 1:31

Цитата(generalissimus1966 @ 25.1.2016, 0:55) *
А он будет быстрым, при таком количестве лития в расплаве? Литий же не натрий, будет замедлять весьма интенсивно.
Наверно, у военных химиков найдётся smile.gif, как отход от производства лития-6 smile.gif
а что будет у такого реактора с реакцией n, 2n? Вообще, с какой скоростью будет расходоваться бериллий в реакторе промышленного масштаба? Он ведь недёшев. Одно дело - что-нибудь околонулевой мощности, да, хоть, 1 МВт, другое - 1000 МВт.

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 smile.gif)

Автор: VBVB 25.1.2016, 2:43

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 2:31) *
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 smile.gif)

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.
QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 2:31) *
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 smile.gif)

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

Автор: Татарин 25.1.2016, 3:17

Цитата(VBVB @ 25.1.2016, 2:43) *
Интересно, насколько возможно максимизировать эффект развала ядра бериллия в ЖСРе?

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.

Автор: Didro 25.1.2016, 5:44

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

Автор: generalissimus1966 25.1.2016, 9:13

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 2:31) *
500$/кг, 0.5$ за грамм? Дорого. Но не то чтоб ОЧЕНЬ дорого...

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

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 2:31) *
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.

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.

Автор: Татарин 25.1.2016, 12:36

Цитата(Didro @ 25.1.2016, 5:44) *
Бериллиевые нейтроны относятся к мгновенным, но их доля менее процента, погоды особо не сделает.

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.

Автор: Татарин 25.1.2016, 13:03

Цитата(generalissimus1966 @ 25.1.2016, 9:13) *
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.

http://www.molbase.com/en/search.html?search_keyword=beryllium%20price&gclid=Cj0KEQiArJe1BRDe_uz1uu-QjvYBEiQACUj6otnLe4IHI26ugmoKAlyssQgyWddpqfoiTxp4tqX95k0aAhun8P8HAQ

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.

Автор: Didro 25.1.2016, 13:30

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 12:36) *
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.

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

Автор: VBVB 25.1.2016, 15:35

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 14:03) *
Если для нас приемлимо палить уран, обогащённый до 5% с выгоранием 60МВт*сут (цену представляешь?), то почему плохо палить бериллий?
По цене явный выигрыш.

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.

Автор: Татарин 25.1.2016, 16:18

Цитата(VBVB @ 25.1.2016, 15:35) *
4. При работе ЖСР на бериллиевых жидкосолевых смесях будет происходить генерация радиотоксичного трития.

Ну, это кому недостаток, а кому и прямое удовольствие... smile.gif
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?

Автор: LAV48 26.1.2016, 0:50

Цитата(Татарин @ 25.1.2016, 16:18) *
Это ли не идеал того, что нужно от военного реактора?

Для идеала не хватает программы самоуничтожения. rolleyes.gif

Автор: VBVB 26.1.2016, 14:02

QUOTE(Татарин @ 25.1.2016, 17:18) *
Тепловой ЖСР - идеальный реактор начинающего (и не только) бомбодела.
Всё в одном флаконе.
...
Это ли не идеал того, что нужно от военного реактора?

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).

Автор: Dobryak 26.1.2016, 16:05

QUOTE(VBVB @ 26.1.2016, 14:02) *
. Как и тритий при особом желании ускорительной техникой нагенерят, если очень нужно будет.

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

Автор: VBVB 26.1.2016, 16:20

QUOTE(Dobryak @ 26.1.2016, 17:05) *
Как Вы это представляете?

Представляю как описано.

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

Автор: Didro 26.1.2016, 16:30

QUOTE(Dobryak @ 26.1.2016, 16:05) *
Как Вы это представляете? Какая конкретно реакция, какие токи из ускорителя?


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

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

Автор: Dobryak 26.1.2016, 16:45

QUOTE(VBVB @ 26.1.2016, 16:20) *
Представляю как описано.

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

Автор: Татарин 26.1.2016, 18:58

Цитата(Dobryak @ 26.1.2016, 16:45) *
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.

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

Автор: Dobryak 26.1.2016, 19:23

QUOTE(Татарин @ 26.1.2016, 18:58) *
Стоимость такого трития будет запредельной. Это можно сказать точно. Со всей уверенностью.

Угу...

Автор: armadillo 26.1.2016, 19:51

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

Автор: VBVB 27.1.2016, 1:11

QUOTE(Dobryak @ 26.1.2016, 17:45) *
Но даже одного кило трития не получено... Spallation источник нейтронов годится для этого, если окружить его нужным бланкетом и забыть о прочей физике, под который его строили.

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.

Автор: VBVB 27.1.2016, 1:49

QUOTE(Dobryak @ 26.1.2016, 17:05) *
Как Вы это представляете? Какая конкретно реакция, какие токи из ускорителя?

Принципиальные особенности подхода неплохо в этом документе изложены.
http://permalink.lanl.gov/object/tr?what=info:lanl-repo/lareport/LA-UR-14-29078

Автор: armadillo 27.1.2016, 8:02

а гелий-3 с луны возят?

Автор: Dobryak 27.1.2016, 8:24

QUOTE(VBVB @ 27.1.2016, 1:49) *
Принципиальные особенности подхода неплохо в этом документе изложены.
http://permalink.lanl.gov/object/tr?what=info:lanl-repo/lareport/LA-UR-14-29078

Есть один пунктик: им требуется типичный spallation (ну нет хорошего русского термина) источник нейтронов. Человечество давно выяснило, что оптимальная энергия уcкоренных протонов для производства максимального числа нейтронов --- это около 1 ГэВ = 1000 МэВ. Прооизводство и гелия-3 и трития из развалоd собственно ядра протонами смехотворно мало и можно о нем забыть.

Кило трития в год = 330 чисел Авогадро. Они говорят о 40 ядрах трития на один ускоренный протон. Врут, конечно, но я готов поверить. Врут, так как им надо сожрать все произведенные нейтроны в гелии-3, а у них столько гелия-3 в стране, чтобы окружить всю мишень, нетути. Кстати, весь гелий-3 исключительно из бета-распадов трития, который когда-то был наработан в реакторах --- где же еще?

Но я добрый и поверю на слово. Т.е., надо ускорить примерно 10 чисел Авогадро протонов. Одно число Авогадро --- зто 10^5 кулонов, т.е., речь о СРЕДНЕМ токе в

1 млн кулонов/Пи*10 млн сек = 30 милиапм.

Т.е., СРЕДНЯЯ мощность, высаживаемая на мишени, это 30 Мегаватт.

Это я посчитал на кило трития в год. Если же хочу, как в заявке нагло утверждается, три кило в год, то вынь да положь непрерывный ток в 100 милиампов и мощность на мишени в 100 Мегаватт.

Есть опыт эксплуатации SNS в Oк-Ридже. Который говорит, что ускоритель можно гонять от трети до половины времени года, но не непрерывно весь год. Чтобы не быть голословным, за последние 6 лет сравнительно стабильной работы на мишень высажено около 25 тыс Мегаватт-часов, и это за 52 тыс часов, т.е., среднегодовая мощность на мишени около 0.5 Мегавтт. Их же опыт, когда ускоритель работает непрерывно разумно долгое время, говорит, что мишень терпит 1 Мегаватт, в рекорде они имеют 1.5 Мегаватта.

Т.е., авторы проекта на эту половинку точно смухлевали --- плакать что ль по волосам?

В чем отличие ускорительной фабрики трития от SNS? Потребители SNS хотят высокие потоки нейтронов, поэтому воленс-неволенс надо пучок высаживать на мишень минимальных размеров, но не настолько маленькую, чтобы она испарилось --- проблема охлаждения мишени самая страшная. В фабрике трития пучок можно искусственно расфокусировать и сделать огромную мишень, чтобы отводить в сто раз больше тепла. Но огромная мишень требует вставить ее в огромный презерватив, надутый гелием-3, которого мало.

Поэтому цифири представляются из разряда маниловщины. Конечно же, у меня придирки, авторы должны продавать свой ппроект именно столь агрессивно.

Автор: Didro 27.1.2016, 12:43

QUOTE(Dobryak @ 27.1.2016, 8:24) *
Т.е., СРЕДНЯЯ мощность, высаживаемая на мишени, это 30 Мегаватт.

Это я посчитал на кило трития в год. Если же хочу, как в заявке нагло утверждается, три кило в год, то вынь да положь непрерывный ток в 100 милиампов и мощность на мишени в 100 Мегаватт.


Что примерно в 6-7 раз меньше потребности перспективного термояда на производство данной энергии.
Это по сколковски-роснановски - нанотермояд!!!

Автор: VBVB 27.1.2016, 17:47

QUOTE(Dobryak @ 27.1.2016, 9:24) *
Кило трития в год = 330 чисел Авогадро. Они говорят о 40 ядрах трития на один ускоренный протон. Врут, конечно, но я готов поверить.

Если смотреть на разные проекты ADS, то скорее стоит ожидать 11-12 нейтронов от разбиваемой свинцовой мишени, умноженных максимум в 2-2.2 раза в бериллий-размножающем бланкете, которого у них нету. Т.е. скорее можно предельно ожидать 22-25 нейтронов на один ускоренный протон, и не все эти нейтроны будут достаточно термализованы, чтобы в тритий-генерирующей зоне бланкета превратиться в тритий.
QUOTE(Dobryak @ 27.1.2016, 9:24) *
Врут, так как им надо сожрать все произведенные нейтроны в гелии-3, а у них столько гелия-3 в стране, чтобы окружить всю мишень, нетути. Кстати, весь гелий-3 исключительно из бета-распадов трития, который когда-то был наработан в реакторах --- где же еще?

Трития за годы работы тяжеловодных реакторов в Саванна-Ривер было более сотни килограмм произведено. И гелий-3 - продукт распада трития американцы всегда хранили и выделяли при перезарядке старых нейтронных генераторов.
Американцы в документах для конгресса 2010 года сами писали, что запас гелия-3 на складах DOE Office of Isotope Production and Research в 1990 году составлял около 18.75 кг, а к 2001 из-за массивной разборки нейтронных боезарядов и питов старых водородных бомб подошел к 31,5 кг.

После 2001 года, когда была отвергнута программа ускорительной наработки трития из гелия-3, началось масштабное производство датчиков нейтронной радиации на основе гелия-3, которые устававливались на всех стратегических пунктах проверки безопасности и контроля. В результате столь массивных расходов гелия-3 его запас в США подошел к 2010 году к величине 6.7 кг.

Рассматривали разные варианты получения гелия-3: покупка в РФ, покупка в Канаде, выделение из запасов гелия-4, ранее выделенного из природного газа.

Автор: Татарин 27.1.2016, 18:04

Цитата(VBVB @ 27.1.2016, 17:47) *
гелий-3 - продукт распада трития американцы всегда хранили и выделяли при перезарядке старых нейтронных генераторов.
...
масштабное производство датчиков нейтронной радиации на основе гелия-3, которые устававливались на всех стратегических пунктах проверки безопасности и контроля. В результате столь массивных расходов гелия-3 его запас в США подошел к 2010 году к величине 6.7 кг.

В этом главная проблема и главная странность с производством трития из гелия-3. Гелий-3 тупо дороже трития, хотя продполагается быть исходным сырьём, над которым ещё нефигово поработать надо.

В то время как "в ту же цену" (в нейтронах) тритий замечательно нарабатывается из лития. Единственное, что тут может быть не так - тепло в литиевой мишени настолько мешает (это же экзотермическая реакция же), что выгоднее заморочиться с гелием-3 (газом!) ради эндотермической реакции, чем отводить тепло.
Но это всё равно диковато. smile.gif

Или это просто прожект для отвода глаз, и реально тритий они собираются нарабатывать каким-нить разумным способом (допустим, переработкой управляющих стержней).

Автор: Dobryak 27.1.2016, 19:20

На какой-то ветке я писал, как в жилетку плакался физик из не фигли-мигли, а Массачузеттского технологического. Для некого эксперимента с поляризованными ультрахолодными нейтронами в Ок-Ридже, кстати, им был нужен также поляризованный жидкий гелий-3 как комагнитометр, причем десятки литров. Именно из-за того, что весь гелий-3 был пущен на нейтронные детекторы, которыми ощетинились Штаты против ядерных террористов, купить гелий-3 можно было только после визы Госдепа. Не было еще ни одного правительства в США, где кто-нибудь из МТИ не был бы минимум советником президента --- сегодня Эрни Мониз в министрах энергетики. Несмотря на все это, они еле-еле получили свой гелий-3. И это при том, что в их эксперименте он вообще не тратится и они его вернут взад до последнего атома.

Отмечу, что я был прав в подозрениях на вранье и по числу произвеленного на протон гелия-3 и, естественно, и в нехватке трития на этот сумасшедший проект.

Автор: Didro 27.1.2016, 20:27

QUOTE(VBVB @ 27.1.2016, 17:47) *
Рассматривали разные варианты получения гелия-3: покупка в РФ, покупка в Канаде, выделение из запасов гелия-4, ранее выделенного из природного газа.


В СССР прорабатывался вариант лунной базы, а тритий получать посредством использования его в качестве теплоностителя ВТГР.
Но там на 1 ГВт чуть больше 1 кг в год, надо примерно 60 ГВт ВТГР для обеспечения 1 ГВт термояда.
Тем не менее была программа массового внедрения ВТГР для химиков, включая нефть и газ, а также для дальнего теплоснабжения с метановым циклом.

Автор: pappadeux 27.1.2016, 21:37

QUOTE(Dobryak @ 27.1.2016, 1:24) *
Есть один пунктик: им требуется типичный spallation (ну нет хорошего русского термина)


Реакция скалывания?

QUOTE(Dobryak @ 27.1.2016, 1:24) *
В чем отличие ускорительной фабрики трития от SNS? Потребители SNS хотят высокие потоки нейтронов, поэтому воленс-неволенс надо пучок высаживать на мишень минимальных размеров, но не настолько маленькую, чтобы она испарилось --- проблема охлаждения мишени самая страшная.


там же жидкая мишень (хотя и с ней есть сер'езные проблемы)

Автор: AtomInfo.Ru 27.1.2016, 21:46

QUOTE(pappadeux @ 27.1.2016, 21:37) *
Реакция скалывания?


Мы переводим именно так, другого варианта не нашли.

Интересно добавить, что потом видели переводы других, там использовалось это слово со ссылкой на нас как авторитетных источников. blink.gif

Автор: LAV48 27.1.2016, 23:53

Цитата(AtomInfo.Ru @ 27.1.2016, 21:46) *
Интересно добавить, что потом видели переводы других, там использовалось это слово со ссылкой на нас как авторитетных источников. blink.gif

АтомИнфо - безусловно авторитетный источник wink.gif

Возвращаясь к ЖСР, возник некий вопрос. Как я понимаю конструкцию, расплав солей работает и как топливо, и как промежуточный теплоноситель, при этом есть необходимость его циркуляции (в том числе для подпитки и для очистки, собственно этим и объясняется сложность всей затеи), что при этом будет происходить с продуктами деления и всякими прочими изотопами, которые не вписываются в солевую композицию? С газообразными как бы понятно, а вот прочие, будут расти кристаллы?

Автор: armadillo 28.1.2016, 1:13

и где будет происходить теплообмен. в выделенной части петли насыщенной бором?

Автор: VBVB 28.1.2016, 2:09

QUOTE(LAV48 @ 28.1.2016, 0:53) *
Возвращаясь к ЖСР, возник некий вопрос. Как я понимаю конструкцию, расплав солей работает и как топливо, и как промежуточный теплоноситель, при этом есть необходимость его циркуляции (в том числе для подпитки и для очистки, собственно этим и объясняется сложность всей затеи)..

Циркуляция теплоносителя в ЖСР нужна для того чтобы топливная смесь в зоне полости активной зоны (если реактор быстрый) или в области каналов (если тепловой) не закипела и не расплавила корпус и внутрикорпусные устройства на которых остов графитовый монтируется.

Т.е. смесь жидкосолевая топливная в пространсвенной области достижения критичности (полость с отражателем или каналы в графитовом остове) при делении урана/плутония выделяет много тепла за короткий промежуток времени, и чтобы не произошел ее перегрев и последующие нежелательные процессы разрушения конструкции ЖСР, ее насосами и порцией холодной топливной смеси выводят за пределы зоны критичности в район парогенераторов. Горячая жидкосолевая смесь отдает свою тепловую энергию вторичному теплоносителю. Далее жидкосолевая топливная смесь идет в байпасный бак на выдержку для выхода ГПД РБГ и иода (зачем повторно в зону деления гнать паразитные нейтронные поглотители типа изотопов ксенона, криптона и иода).

Репроцессинг жидкосолевой топливной смеси для удаления продуктов деления может производится периодически (раз в месяц-полтора) или непрерывно с помощью пирохимических и/или электропирохимических технологий.

Автор: VBVB 28.1.2016, 2:13

QUOTE(LAV48 @ 28.1.2016, 0:53) *
что при этом будет происходить с продуктами деления и всякими прочими изотопами, которые не вписываются в солевую композицию? С газообразными как бы понятно, а вот прочие, будут расти кристаллы?

Сложный по химии ЖСРа вопрос.
Процессы радиолиза и химии комплексной в смесях топливно-солевых уж очень разнообразные.
Смотря какой ЖСР, на хлоридных или фторидных солевых композициях, такие и химические формы продуктов деления должны быть.

Кратко постараюсь по продуктам деления картину химии в ЖСР дать.

Летучие продукты деления (Xe, Kr, тритий, I, Br) могут удаляться из горячей топливной смеси. Но часть иода и брома в виде солей с цезием, рубидием и стронцием останется в солевой среде.
Теллур и селен также будет отгоняться в газовую фазу из горячей топливной смеси в виде гексафторидов или тетрахлоридов.
Сурьма также будет уходить в газовую фазу в виде летучего трихлорида или пентафторида.
Олово в горячих хлоридных смесях будет частично уходить в газовую фазу в виде тетрахлорида, а во фторидных смесях будет растворяться в топливной матрице образуя комплексные фториды.
Cd, Zn, Zr, Nb, Mo будут связаны в соотвествующие фторо- и хлорокомплексы в солевой матрице.
Редкоземельные элементы (La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Y) в виде высших комплексов на основе трифторидов и трихлоридов металлов будут смешиваться с солевой матрицей.
Платиноиды (Ru, Rh, Pd) и Tc во фторидных смесях будут окислены до гексафторидов (палладий до тетрафторида) и будут образовывать фторокомплексы в солевой матрице, а в хлоридных смесях будут окислены до ди- и трихлоридов и также образуют хлорокомплексы в солевой матрице.
Серебро будет связано в солевой матрице в виде соответствующих дигалидных комплексов.
Младшие актиниды (Np, Am, Cm) будут в растворенной форме в виде высших комплексов на основе тетра- и трифторидов и хлоридов в топливной солевой матрице.

Автор: LAV48 28.1.2016, 12:10

Не на столько силён в химии, а знаний по высокотемпературным хим процессам вообще не много, но по логике вещей более тугоплавкие соединения будут выпадать "в осадок", т.е. грубо говоря будет образовываться "песочек", естественно с абразивными свойствами sad.gif
Такие вещества, как кремний, углерод, в ЖСР появляться не могут?
Ещё вопрос, а что будет с легкокипящими хлоридами/фторидами? Например, хлорид тантала уже при +300*С должен летать, т.е. будет выводится вместе с газовыми ПД, но оседать на трубопроводах?
Если реактор канальный, то ПД будут отделятся в соответствующем месте, и соответственно подобные легкокипящие там тоже будут выводится из расплава. Суммарный объём будет значителен, т.е. для энергетических установок такой цикл будет представлять серьёзное препятствие.

Автор: Татарин 28.1.2016, 12:50

Цитата(LAV48 @ 28.1.2016, 12:10) *
Такие вещества, как кремний, углерод, в ЖСР появляться не могут?

Нет, вот чего нет - того нет.

Автор: alex_bykov 28.1.2016, 12:54

QUOTE(Татарин @ 28.1.2016, 12:50) *
Нет, вот чего нет - того нет.

??? А продукты деления? Я понимаю, что это мизер, но посмотрев на процесс эксплуатации в -цать лет, думаю, и в эту сторону смотреть надо.

Автор: Татарин 28.1.2016, 13:08

Цитата(alex_bykov @ 28.1.2016, 12:54) *
??? А продукты деления? Я понимаю, что это мизер, но посмотрев на процесс эксплуатации в -цать лет, думаю, и в эту сторону смотреть надо.

Углерод и кремний в ПД?!

Вероятности распада в продукты с АМ около 70 уже около нуля. А чтоб углерод... такие события вообще были зафиксированы?

Автор: LAV48 28.1.2016, 14:19

Кто ж заставляет плутоний в углерод превращать? smile.gif Могут же накапливаться некоторые продукты деления, которые будут способны в столь экзотических условиях быть расщеплены. Сами же бериллий предлагаете делить, почему бы какой нибудь кадмий не будет активироваться и рассыпаться?

Автор: Татарин 28.1.2016, 14:59

Цитата(LAV48 @ 28.1.2016, 14:19) *
Кто ж заставляет плутоний в углерод превращать? smile.gif Могут же накапливаться некоторые продукты деления, которые будут способны в столь экзотических условиях быть расщеплены.

Не... Не до углерода и кремния.
Тут придётся затратить десятки эВ на ядро для такого деления. Это вряд ли.

Автор: Dobryak 28.1.2016, 16:08

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 27.1.2016, 21:46) *
Мы переводим именно так, другого варианта не нашли.

Интересно добавить, что потом видели переводы других, там использовалось это слово со ссылкой на нас как авторитетных источников. blink.gif

Я знаю "скалывание", но с точки зрения механизма реакции развала ядра это режет мой слух...

Что касается Ок-Риджской мишени, то это ртуть, которую непрерывно прокачивают электромагнитными насосами. Впервые такая мишень была сконструирована для
European Spallation Source, который хотели строить в Юлихе, но проект отвергли --- у немцев на него не хватило денег. Поэтому американские претензии

http://indico.cern.ch/event/272646/

на то, что их мишень уникальная в своем роде, мне не вполне понятны.

После долгих мытарств ESS решили строить в Лунде, в Швеции, а вместо ртутной мишени у них будет крутящийся вольфрамовый диск, охлаждаемый гелием.

Автор: VBVB 28.1.2016, 16:48

QUOTE(LAV48 @ 28.1.2016, 13:10) *
Ещё вопрос, а что будет с легкокипящими хлоридами/фторидами? Например, хлорид тантала уже при +300*С должен летать, т.е. будет выводится вместе с газовыми ПД, но оседать на трубопроводах?
Если реактор канальный, то ПД будут отделятся в соответствующем месте, и соответственно подобные легкокипящие там тоже будут выводится из расплава.

Нельзя обсуждать летучесть тех или иных фторидов и хлоридов продуктов ядерного деления в условиях режима работы ЖСР в отрыве от состава жидкосолевой среды.

Конкретно на примере пентахлорида тантала TaCl5 имеем, что в системе жидкосолевой топливной матрицы KCl-NaCl-UCl3 тантал будет существовать в виде растворенных в солевой среде комплексов (K,Na)[TaCl6], (K,Na)2[TaCl7], и (K,Na)3[TaCl8]. При этом равновесия между этими типами комплексов зависит от температуры и состава солевой среды. При росте температуры преобладают комплексы с меньшими величинами координационного числа. Сам же хлорид тантала будет уходить из жидкосолевой среды лишь при температуре близкой к температуре закипания солевой матрицы из-за разрушения вышеуказанных металлокомплексов. Диапазон же этих температур лежит заведомо выше области рабочих температуры ЖСР.

С другими ПД ситуация похожая, но детали есть.
С лантаноидами интересная ситуация. Они обсуждаемой жидкосолевой среде в зависимости от температуры существуют в виде смеси комплексов (K,Na)6[LnCl9], (K,Na)5[LnCl8], (K,Na)4[LnCl9] и (K,Na)3[LnCl6]. Но при нагреве до 1550-1650С лантаноиды в газовую фазу начинают уходить в виде комплексов (K/Na)LnCl4 чуть при более низких температурах, чем для индивидуальных трихлоридов LnCl3.

Автор: Dobryak 28.1.2016, 17:01

QUOTE(VBVB @ 28.1.2016, 16:48) *
Нельзя обсуждать летучесть тех или иных фторидов и хлоридов продуктов ядерного деления в условиях режима работы ЖСР в отрыве от состава жидкосолевой среды.

Есть что из опыта работы "Ягуара" или ЖСР в Курчатнике?

Автор: VBVB 28.1.2016, 17:37

QUOTE(Dobryak @ 28.1.2016, 18:01) *
Есть что из опыта работы "Ягуара" или ЖСР в Курчатнике?

В Курчатнике вроде как петля жидкосолевая к ИРу прикрученная. Т.е. не настоящий ЖСР.

К сожалению, ничего подробного по тонкостям выгорания топливных смесей в экспериментах проведенных в Курчатнике не видел.
Знаю только, что ранее уже изучали они выгорание в ампулах облучаемых жидкосолевых композиций LiF-NaF-UF4 и NaF-KF-LiF-NpF4, но результаты этих экспериментов не попадались.

Автор: Татарин 28.1.2016, 19:37

Цитата(Татарин @ 28.1.2016, 14:59) *
Не... Не до углерода и кремния.
Тут придётся затратить десятки эВ на ядро для такого деления. Это вряд ли.

Очепятка. МэВ, конечно. smile.gif

Автор: armadillo 28.1.2016, 23:10

Цитата
In October 2015 Martingale from the USA signed an agreement with the Indonesia Thorium Consortium – comprising state-owned companies PT Industry Nuklir Indonesia (INUKI), PT PLN and PT Pertamina – to build a ThorCon thorium molten salt reactor to generate electricity. Martingale is developing the ThorCon 250 MWe design, and aims to commission one there in 2021.

http://www.world-nuclear.org/info/Country-Profiles/Countries-G-N/Indonesia/

Автор: armadillo 29.1.2016, 7:44

апд: протупил, это натриевый бридер без расплава

Автор: AtomInfo.Ru 9.2.2016, 11:49

Ещё один ЖСР. Из Ирландии.
Точнее, всё-таки, ирландско-британский.
http://atominfo.ru/newsm/t0654.htm

Автор: Татарин 9.2.2016, 13:46

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.2.2016, 11:49) *
Ещё один ЖСР. Из Ирландии.
Точнее, всё-таки, ирландско-британский.
http://atominfo.ru/newsm/t0654.htm

Странная штука... разве это не отказ от главного преимущества ЖСР - возможности непрерывной подпитки/переработки топлива?

То есть, получается этакий почти-БРЕСТ, только с солью вместо свинца.

Автор: AtomInfo.Ru 9.2.2016, 18:29

QUOTE(Татарин @ 9.2.2016, 13:46) *
Странная штука... разве это не отказ от главного преимущества ЖСР - возможности непрерывной подпитки/переработки топлива?


Да, забавный концепт. Поэтому и написали про него.

Автор: armadillo 9.2.2016, 22:23

а что где-то уже реализовано разделение топлива "на бегу"?
отработать технологии на таком - самое правильное. а потмо можно будет и колбы на ходу менять

Автор: VBVB 10.2.2016, 23:19

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.2.2016, 12:49) *
Ещё один ЖСР. Из Ирландии.
Точнее, всё-таки, ирландско-британский.

Очень перспективный концепт.
По сути имеет много преимуществ перед традиционными вариантами ЖСР с проточной/прокачиваемой активной зоной:
1) В твэлах с жидкосолевой топливной смесью можно эффективно выжигать некондиционный плутоний и минорные актиниды, а также нарабатывать радионуклиды полезные для радиофармацевтики и промышленности.
2) Состав солевых композиций в твэле и теплоносителе может быть разный. Например в твэле может быть дорогостоящая эвтектика 7LiF-BeF2 с добавками соли урана/плутония/тория, а теплоноситель может быть копеечный типа NaF-KF или LiF-NaF-KF. Экономика дешевле будет и "тритиевая проблема" заметно снизится.
3) Имея простую гетерогенную компоновку такой реактор может быть относительно легко просчитан на нейтронику и теплогидравлику, поскольку очень напоминает некоторые материаловедческие/исследовательские бассейновые реакторы.
4) Такой реактор может иметь довольно простую канальную конфигурацию, с дешевым по материалам (черновые стали и бетон) баком для солевого теплоносителя.

Автор: AtomInfo.Ru 26.2.2016, 12:37

Канадский ЖСР - первый шаг к лицензированию.
http://atominfo.ru/newsm/t0734.htm

Автор: VBVB 27.2.2016, 9:31

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 26.2.2016, 13:37) *
Канадский ЖСР - первый шаг к лицензированию.

Чудно будет, если именно канадцы создадут первый настоящий энергетический жидкосолевик.
Не американцы, не французы, японцы, китайцы или россияне которые длительно вели концептуальные разработки в этом направлении, а именно канадцы, которые меньше всего казалось имеют интерес к гомогенным жидкосолевым реакторам.
Хотя помятуя сколько канадцы смогли тяжеловодников разных разным странам запродать в качестве многофункционального энергетического реактора с опцией удобной наработки оружейных материалов, не удивлюсь что и в отношении создания и продаж ЖСРа многофункционального канадцы тоже преуспеть смогут. dry.gif

Автор: AtomInfo.Ru 27.2.2016, 11:51

QUOTE(VBVB @ 27.2.2016, 9:31) *
Чудно будет, если именно канадцы создадут первый настоящий энергетический жидкосолевик.


Строго говоря, это не одни только канадцы. Мы ж писали - у них в компании есть бывшие сотрудники ORNL.

Вообще, у канадцев всегда был интерес к чему-то необычному, особенно к такому, чего нет у Штатов ("Канада не США"). Там очень непростые взаимоотношения на уровне отрасли, канадцы считают, что янки ими брезгуют, и хотят доказать, что они тоже что-то могут.

Некие аналогии можно найти в менталитете атомщиков ЮАР - ими часто движет идея доказать миру, что они не колхозники, а специалисты.

Автор: AtomInfo.Ru 27.2.2016, 15:35

Про канадский ЖСР статья.
http://nextbigfuture.com/2016/02/disruptive-advanced-nuclear-design-is.html

Автор: Didro 28.2.2016, 1:51

Когда же у нас начнется стройка, ЖСР просится на комбинаты.
Не понимаю смысла БРЕСТа у томичей, пусть бы в проблемном Крыму сделали и сразу на 600 МВт, а томичам ЖСР на те же 300 МВт, для отработки самой перспективной технологии.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2016, 11:43

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 26.2.2016, 12:37) *
Канадский ЖСР - первый шаг к лицензированию.
http://atominfo.ru/newsm/t0734.htm


Первые подробности.

В повестке будет 18 или 19 пунктов общего характера.

Пакет документов по первому пункту компания или уже передала регулятору, или сделает это в самые ближайшие дни.

Автор: AtomInfo.Ru 2.5.2016, 17:54

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.2.2016, 11:49) *
Ещё один ЖСР. Из Ирландии.
Точнее, всё-таки, ирландско-британский.
http://atominfo.ru/newsm/t0654.htm


Тема продолжается.
Теперь он тепловой, с фторидом и графитовым замедлителем.
http://atominfo.ru/newsn/u0160.htm

Автор: Didro 2.5.2016, 20:54

С графитом не понятен смысл ЖСР, теряются главные преимущества, которые тянут за собой и экономику.

Автор: AtomInfo.Ru 2.5.2016, 21:02

QUOTE(Didro @ 2.5.2016, 20:54) *
С графитом не понятен смысл ЖСР, теряются главные преимущества, которые тянут за собой и экономику.


По всей видимости, чтобы остаться в британской реакторной парадигме (AGR). Это британский проект для Великобритании; возможно, этим появление графита и объясняется.

Автор: Didro 2.5.2016, 21:49

Но с раствором будет и главная беда всех канальников в положительной мощностной реактивности.

Автор: AtomInfo.Ru 2.5.2016, 23:01

QUOTE(Didro @ 2.5.2016, 21:49) *
Но с раствором будет и главная беда всех канальников в положительной мощностной реактивности.


Thermal neutron spectrum versions have graphite built into the fuel assemblies.

То есть, это всё-таки не блоки графитовые, а некие графитовые включения (вставки?) в топливную трубу.

Видимо, они нарисовали этот вариант совсем недавно, потому что в http://www.energyprocessdevelopments.com/uploads/EPD%20MSR%20Review%20Feasibility%20Study%20July%202015%201.02.pdf для SSR (с.48) упоминается быстрый вариант с хлоридом и плутонием.

Автор: Didro 3.5.2016, 10:14

Ну все равно, блоки или включения, положительная мощностная реактивность обеспечена, если только чем либо другим не перекроют.

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2016, 10:43

Думаю, что вариант теплового с графитом возник в последний момент. Иначе получалось бы, что проект мёртво привязан к судьбе британского плутония и победа в конкурсе по SMR была бы проблематична.

Теперь всё поменялось - у них обычный урановый аппарат, единственный чисто британский проект в конкурсе, есть шансы на грант. А дальше могут смотреть параллельно оба варианта за те же деньги.

Автор: Татарин 3.5.2016, 13:48

Цитата(AtomInfo.Ru @ 2.5.2016, 23:01) *
Thermal neutron spectrum versions have graphite built into the fuel assemblies.
То есть, это всё-таки не блоки графитовые, а некие графитовые включения (вставки?) в топливную трубу.

Если они предусмотрят соотвествующую систему управления, смену софта и т.п., то могут переключать спектр почти таки на лету, при перезагрузке. smile.gif

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2016, 14:10

QUOTE(Татарин @ 3.5.2016, 13:48) *
Если они предусмотрят соотвествующую систему управления, смену софта и т.п., то могут переключать спектр почти таки на лету, при перезагрузке. smile.gif


Ха! Хе-хе... Как там говорится-то? Нашему теляти да волка поймати? smile.gif

Думаю, что для них станет успехом, если вообще им дадут какую-то денежку. Тогда они смогут серьёзно что-то начать рисовать по проекту.

Автор: AtomInfo.Ru 22.9.2016, 21:19

Новости ЖСР от Terrestrial.
http://atominfo.ru/newso/v0214.htm

Автор: AtomInfo.Ru 17.10.2016, 13:42

А вот и опачки!

Правда, про растворные. И правда, я надеялся, что первый будет у нас в городе на карповской площадке.

Но ЮАР тоже ничего.

http://atominfo.ru/newso/v0382.htm

Автор: VBVB 20.11.2016, 21:02

QUOTE(LAV48 @ 20.11.2016, 15:19) *
А наколько вероятно, что один из БН-1200 в специализированном варианте может быть построен на Маяке?

Вообще это было бы очень элегантное решение.

QUOTE(LAV48 @ 20.11.2016, 21:32) *
Но куда менее элегантное, чем ЖСР... Может Маяк дождётся такой.

Согласен.
По всем возможным плюсам и минусам ЖСР на быстром/суббыстром спектре куда оптимальнее в плане специализированного реактора-конвертера/выжигателя на радиохимическом заводе. Поскольку убирая процедуру изготовления топливных кассет/ТВС, можно в пределах радиохимического завода организовать полный самодостаточный топливный цикл.

По сути перспективный вариант организации ЯТЦ ЖСРа на Маяке. Взяли неликвидный плутоний => приготовили из него жидкосолевую топливную смесь c ториевым фертильным материалом =>, ввели эту смесь в реактор на мощности => отобрали порцию смеси в барботер-охладитель => подождали распада протактиния-233 => отправили смесь на фторидный пирорепроцессинг => выделили PuF6 вместе с 233UF6 => разделили их => из плутония вновь приготовили жидкосолевую топливную смесь и т.д. Полученный 233UF6 превратили в 233UO2 => разбавили его обедненным ураном.
Товарный продукт в виде оксидной смеси 233U+23U+238U отправили на производство топлива для ВВЭРов.


Автор: LAV48 21.11.2016, 11:12

Как вариант - наличие жидкосолевой петли(ель) в быстровике, при этом если это будет свинец - то температуры гораздо ближе. В таких петлях можно исключить уран как сырьё, заменив торием (между прочим его добычу надо ещё организовать). Чисто логически, можно предполагать, что физическое сближение источников нейтронов (плутоний+миноры) и "потребителя", положительно скажутся на эффективности трансмутации.

Жаль что это всё лишь умозрительные фантазии, хотя есть мнение, что фантасты заметно толкают науку.

Автор: Superwad 21.11.2016, 15:42

Цитата(LAV48 @ 21.11.2016, 11:12) *
Как вариант - наличие жидкосолевой петли(ель) в быстровике, при этом если это будет свинец - то температуры гораздо ближе. В таких петлях можно исключить уран как сырьё, заменив торием (между прочим его добычу надо ещё организовать). Чисто логически, можно предполагать, что физическое сближение источников нейтронов (плутоний+миноры) и "потребителя", положительно скажутся на эффективности трансмутации.

Жаль что это всё лишь умозрительные фантазии, хотя есть мнение, что фантасты заметно толкают науку.

Я больше склоняюсь, что для Маяка надо бы не БН, а БРЕСТ. Но, наверное, не с петлями, а с ТВЭЛами, так как вы будете бороться с наведенной в металле радиоактивностью в петлях то?
А можно ли замутить быстрый наработчик-канальник по типу РБМК на свинце?

Автор: Didro 21.11.2016, 19:55

БН и БРЕСТ собственно имеют не цельнолитой, а сварной корпуса, поэтому в габаритах и мощностях практически не ограничены.

Автор: LAV48 22.11.2016, 0:46

Цитата(Superwad @ 21.11.2016, 15:42) *
так как вы будете бороться с наведенной в металле радиоактивностью в петлях то?

А смысл с ней бороться?

Автор: Superwad 22.11.2016, 7:59

Цитата(LAV48 @ 22.11.2016, 0:46) *
А смысл с ней бороться?

А персонал будет получать повышенное облучение? Одно дело работать с перемещаемыми ТВЭЛами, а другое - со стационарными петлями, которые время от времени придется обслуживать.

Автор: Superwad 22.11.2016, 8:01

Цитата(Didro @ 21.11.2016, 19:55) *
БН и БРЕСТ собственно имеют не цельнолитой, а сварной корпуса, поэтому в габаритах и мощностях практически не ограничены.

За пояснения спасибо.
Вот только у меня вопрос - можно ли сделать быстрый канальник, чтобы можно было на ходу менять ТВЭЛы? Для Маяка именно такой вариант имел бы смысл.

Автор: LAV48 22.11.2016, 11:53

Цитата(Superwad @ 22.11.2016, 7:59) *
А персонал будет получать повышенное облучение? Одно дело работать с перемещаемыми ТВЭЛами, а другое - со стационарными петлями, которые время от времени придется обслуживать.

Чего их обслуживать то? В корпусе реактора с ними ничего не сделать, а снаружи необслуживаемость достигнуть проще (нейтронов в порядки меньше, температуры и остутствие теплоносителя).

Автор: Superwad 22.11.2016, 13:54

Цитата(LAV48 @ 22.11.2016, 11:53) *
Чего их обслуживать то? В корпусе реактора с ними ничего не сделать, а снаружи необслуживаемость достигнуть проще (нейтронов в порядки меньше, температуры и остутствие теплоносителя).

А раствор отводящий - что - не фонит? Это одна из отрицательных сторон реакторов на расправах солей. Почему и задал вопрос - а можно ли сделать БН или БРЕСТ как канальник, с возможностью замены ТВЭЛов на ходу.

Автор: VBVB 22.11.2016, 13:59

QUOTE(Superwad @ 22.11.2016, 9:01) *
Вот только у меня вопрос - можно ли сделать быстрый канальник, чтобы можно было на ходу менять ТВЭЛы? Для Маяка именно такой вариант имел бы смысл.

Попадались как то пара японских статей в которых рассматривался проект быстрого (ну точнее почти быстрого по нейтронному спектру) канального реактора на сверхкритической воде. Значение КВ в нем под 1 прогнозировалось при работе на МОХ-топливе.
Но по описанию какая-то на редкость геморная конструкция получалась.

А зачем вообще на радиохимическом заводе реактор с твэлами, которые потом резать, окислять и растворять надо? А потом еще заморачиваться как и куда облученный радиоактивный материал твэлов захоранивать.
От твэлов при переработке плутония неликвидного и миноров только гемор один.
ЖСР же лишен твэлов, кассет топливных и всяких соответствующих металлических выгородок в активной зоне, соответственно меньше паразитных захватов нейтронов и наработки облученного конструкционного материала. В этом плюс ЖСРа как выжигателя/трансмутатора.

Автор: VBVB 22.11.2016, 14:07

QUOTE(Superwad @ 22.11.2016, 14:54) *
А раствор отводящий - что - не фонит? Это одна из отрицательных сторон реакторов на расправах солей.

Фонит конечно.
Однако и ОЯТ выгружаемое в бассейн выдержки легководников или БНов тоже фонит и более по интенсивности.

В ЖСРе топливная смесь может отводиться в барботер-охладитель с малыми уровнями выгорания по делящимся элементам, что позволит иметь относительно невысокие уровни радиоактивности. Т.е. грубо говоря на тонну/кубометр облученной топливной смеси содержание радионуклидов будет гораздо ниже, чем в тонне ОЯТ от ВВЭРа или БНа.

Периодический репроцессинг отведенной облученной топливной смеси уберет наработанный целевой уран-233 и ряд продуктов деления, вернув в новую порцию жидкосолевой топливной смеси плутоний недогоревший, миноры и торий фертильный.

Автор: LAV48 22.11.2016, 14:25

Цитата(Superwad @ 22.11.2016, 13:54) *
А раствор отводящий - что - не фонит? Это одна из отрицательных сторон реакторов на расправах солей. Почему и задал вопрос - а можно ли сделать БН или БРЕСТ как канальник, с возможностью замены ТВЭЛов на ходу.

1. Не раствор, а расплав.
2. А конструкционные материалы ТВС при замене каждые , скажем, 10 суток - они меньше будут наведённого иметь?

Автор: LAV48 22.11.2016, 14:37

Да, собственно при непрерывном рециклинге расплава он будет фонить куда более короткоживущими, по сравнению с накопленным в ОЯТ, а это может как упростить аппараты для рециклинга, так и снизить дозовые нагрузки на обслуживание. Собственно отсутствие большого количества делящегося материала в петле - снижение "наработки" осколков, а значит и высокоактивных отходов.

Автор: VBVB 22.11.2016, 19:49

QUOTE(LAV48 @ 22.11.2016, 15:37) *
Да, собственно при непрерывном рециклинге расплава он будет фонить куда более короткоживущими, по сравнению с накопленным в ОЯТ, а это может как упростить аппараты для рециклинга, так и снизить дозовые нагрузки на обслуживание.

Верно. Перереботать жидкосолевое ОЯТ низкого уровня выгорания заметно проще, чем твердое оксидное ОЯТ высокого выгорания.

Вывод части жидкосолевой смеси для ЖСР-конвертера неликвидного плутония и миноров в уран-233 необходим для устранения паразитного захвата нейтронов наработанным из тория-232 протактинием-233. Иначе, если не отводить протактиний-233, то за счет реакций типа (n,2n) часть протактиния-233 перейдет в протактиний-232 и далее в геморный высокорадиотоксичный уран-232, который заметно ухудшит свойства нарабатываемого урана-233. Из-за реакций захвата нейтронов протактинием-233 снижается КВ, нарабатывается протактиний-2344 и после его распада происходит накопление нецелевого низкоценного изотопа урана-234.

По сути, практически пригодный для практики полный распад наработанного в ЖСРе протактиния-233 будет достигнут через около 130 дней его выдержки. Следовательно, за год с ЖСРа нужно не менее трех раз вывести часть жидкосолевой топливной смеси на пирорепроцессинг. Практически это значит, что среднее выгорание плутония в выводимой смеси может составлять около 15-20 ГВт*сутки/тонну. Это явно по выгоранию в два с половиной раза ниже уровня выгорания плутония в БНе. В реальных же условиях для целей наработки урана-233 со сниженным уровнем радиотоксичности иметь смысл выгорание топливной смеси по плутонию достигать ниже в разы.
По разным данным расчетным для тепловых ЖСРов оптимум по наработке урана-233 низкой радиотоксичности был на уровне выгорания топлива где-то около 6-8 ГВт*сутки/тонну. Т.е. объемы перерабатываемой жидкотопливной смеси пирорепроцессиногом для ЖСР явно в разы больше ОЯТ от альтернативного БНа на радиохимическом заводе, но уровень радиоактивности перерабатываемой жидкотопливной смеси ниже почти на порядок по сравнению с ОЯТ от БНа.

Автор: Didro 22.11.2016, 20:47

QUOTE(Superwad @ 22.11.2016, 8:01) *
За пояснения спасибо.
Вот только у меня вопрос - можно ли сделать быстрый канальник, чтобы можно было на ходу менять ТВЭЛы? Для Маяка именно такой вариант имел бы смысл.

В принципе можно, но это дополнительные конструкции, а значит и стоимость и паразитное поглощение нейтронов, и дополнительные отходы.
И без того убыточный проект совсем потеряет перспективы.
Другое дело ЖСР.

Автор: VBVB 22.11.2016, 21:23

QUOTE(Didro @ 22.11.2016, 21:47) *
В принципе можно, но это дополнительные конструкции, а значит и стоимость и паразитное поглощение нейтронов, и дополнительные отходы.
И без того убыточный проект совсем потеряет перспективы.

Логично.
Канальники есть смысл городить для теплового нейтронного спектра, поскольку материал каналов выступает эффективным замедлителем/отражателем. Для быстрого же спектра, чем меньше металла неделящегося в активной зоне реактора, тем жестче спектр, тем меньше паразитных захватов и больше КВа. Помимо сказанного, любые варианты организации каналов в быстром реакторе - увеличение металлоемкости и рост наведенной радиоактивности в ЯЭУ.

Поэтому для переработки низколиквидных или проблемных трансуранидов из ОЯТ в качестве конверетера/выжигателя ЖСР явно перспективнее БНов и БРЕСТов разных.

Автор: Didro 23.11.2016, 5:30

Более того, я тут уже упоминал возможность ввода ториевых, да можно и урановых, солей в ВВЭР вместо борной кислоты, получим таким образом не расход материалов, а воспроизводство, увеличение мощности и выгорания и удлинением компании.
В томже БРЕСТ можно сделать воспроизводящий экран в виде ЖСР контура, окружающего АЗ.

Автор: Superwad 24.11.2016, 10:44

Как утверждают злые языки (например, Николай ПОНОМАРЕВ-СТЕПНОЙ, академик РАН: «Я знаком с этой тематикой с 1950-х годов. В США был жидкосолевой реактор, и он работал, и ученые получили при работе на нем интересные результаты. Направление условно перспективное — это я подтверждаю. Но уже тогда у таких реакторов обнаружилась важная проблема: радиоактивность первого контура. Как с ней работать, никто не знает, в том числе и российские ученые, которые занимаются жидкосолевыми реакторами. На мой взгляд, они сейчас не уделяют этому вопросу должного внимания. Между тем, проблема серьезная: необходимо обосновать, что атомная энергетика может работать без многобарьерной защиты. Поколебать основы практически." https://aftershock.news/?q=node/448367). Основная проблема - как раз в радиоактивности первого контура. Это РЕАЛЬНОГО реактора, который отработал 5 лет.
Вторую проблему - малого растворимости соли для быстрого спектра решили - соль подобрали. Осталось "мелочь" - решить вопрос с материалом, который бы служил долго в качестве корпуса.
Лично считаю, что на сегодня как раз удобным было бы исследовать в БН как раз жидкосолевые ТВЭЛы как обоснование топлива для БН с маневровым режимом работы, вот как раз БН-1200 с жидкосолевыми ТВЭЛами возможно и взлетит по экономике и удобству использования (а там и БРЕСТ с жидкосолевыми ТВЭЛами). Это для начала хотя бы реализовать.

Автор: Superwad 25.11.2016, 12:12

Если подходить к вопросу более конкретно, то:
1) Нужна станция, которая хорошо бы работала на переменной нагрузке и быстро стартовала практически с нуля (режим балансировки сети). ВИЭ не могут, угольные слишком долго кочегарятся,
даже ПГУ адо время для пуска с холодного состояния, а горячее резервирование стоил приличных денег. Остаются атомные реакторы. Тепловые лучше работают по безопасности и экономике в базе, быстро разгоняются до номинала, как показал опыт СВБР , быстрые реакторы.
Следовательно, надо задействовать эту фишку для перспективных быстрых. И тогда, заведомо более дорогие блоки типа БН-1200 будут строить не зависимо от стоимости, так как они будут балансировать сеть, и кроме этого, они НАМНОГО компактнее чем все существующие энергоаккумулирующие станции. А это дорогого стоит.
2) Если выбрали БН с маневровым режимом, то в первую очередь встает вопрос с топливом. И вот тут, использование ЖСР ТВЭЛов с инертной продувкой газообразных изотопов - практически идеальная вещь.
3) Самый главный вопрос - а с какой периодичностью выделять изотопы из смеси - каждую минуту, час, сутки, неделя - месяцы или год? Как показывает мой опыт практикующего химика на производстве, то выделение малых концентраций из раствора ещё тот геморрой - они не хотят выделяться, так как этот процесс вероятностный. И выделить что 1 гр, что 100 гр, что 1 кг будет стоить одинаково. И сколько будет стоить топливо на выходе?

Автор: VBVB 25.11.2016, 13:39

QUOTE(Superwad @ 24.11.2016, 11:44) *
Основная проблема - как раз в радиоактивности первого контура. Это РЕАЛЬНОГО реактора, который отработал 5 лет.

Проблема есть у многих в понимании двух работавших проектов ЖСРов в аспекте их высокой специализированности.

Первый работавший экспериментальный ЖСР типа "Файрболл" рассматривался как специальный высокотемпературный реактор с промежуточным нейтронным спектром для нужд ВВС. По сути, предполагалось создание газоторбинного авиационного двигателя на основе этого реактора.
Второй работавший экспериментальный ЖСР типа "MSRE" рассматривался на разных этапах проекта и ВВС и ВМФ США в качестве перспективной малогабаритной ЯЭУ нового типа с граыитовым остовом с канальной компоновкой и тепловым нейтронным спектром. И флотские на основе этого эксперимента большое количество выводов о перспективах ЖСР в качестве возможной замены корабельных водо-водяных реакторов сделали. И вывыды эти совсем их не порадовали.

Т.е. оба ЖСРа существовавшие ранее совсем не были энергетическими реакторами, а были экспериментальные прототипами высокотемпературных ЯЭУ, заточенных под военные разработки.

Автор: VBVB 28.11.2016, 0:37

QUOTE(Didro @ 23.11.2016, 6:30) *
В том же БРЕСТ можно сделать воспроизводящий экран в виде ЖСР контура, окружающего АЗ.

Это реально очень интересная идея.

Бланкет жидкосолевой в БРЕСТе поможет иметь дополнительный контур охлаждения, который может давать определенный вклад в контроль реактивности за счет нейтронов утечки, плюс увеличение КВ на 0.1-0.12 единиц, плюс дополнительная защита корпуса от быстрых нейтронов за счет их замедление материалом жидкосолевого бланкета.

В случае использования в жидкосолевом бланкете системы LiF-CaF2-UF4 можно заметно снизить массу плутония, необходимого для запуска БРЕСТа, а соответственно и снизить концентрацию плутония в топливе, что позитивно скажется на управляемости, а также можно иметь приличную наработку низкофонового плутония-239 для топлива БНов.

В случае же использования в жидкосолевом бланкете системы LiF-CaF2-ThF4 можно иметь приличную наработку относительно чистого урана-233 с пониженным содержанием урана-232.

Т.е. вариации состава жидкосолевого бланкета позволили бы быстро диверсифицировать БРЕСТ как промышленный реактор, обеспечивающий плутонием сам себя и производящий ядерное топливо для других ЯЭУ (низкофоновый плутоний для БНа, низкофоновый уран-233 для ВВЭРов).

Автор: asv363 28.11.2016, 7:25

QUOTE(VBVB @ 28.11.2016, 0:37) *
В случае же использования в жидкосолевом бланкете системы LiF-CaF2-ThF4 можно иметь приличную наработку относительно чистого урана-233 с пониженным содержанием урана-232.

Уважаемый VBVB, в данном конкреном случае, будет ли чистота 233-го зависеть от чистоты, или более точно от изотопного состава тория? Помню, однажды Вы уже объясяли данный вопрос, но для какого спектра наработки - не помню.

Автор: Superwad 28.11.2016, 8:21

Не, народ, бумажный БН с жидкосолевым бланкетом - это круто, а технически на сегодня - это как?
Вообще, я рассматривал бы проектирование БН-1200-ЖСР в первую очередь под маневровые нагрузки - на это бы точно выделили бы деньги и это направление очень перспективное. Это на ближайший горизонт планирования.

Автор: asv363 28.11.2016, 11:50

QUOTE(Superwad @ 28.11.2016, 8:21) *
Не, народ, бумажный БН с жидкосолевым бланкетом - это круто, а технически на сегодня - это как?
Вообще, я рассматривал бы проектирование БН-1200-ЖСР в первую очередь под маневровые нагрузки - на это бы точно выделили бы деньги и это направление очень перспективное. Это на ближайший горизонт планирования.

Вообще-то, вопрос был про бумажный БРЕСТ. Умные люди говорили, что у них разный спектр по нейтронам, но было сиё давным-давно и, строго говоря относилось к теплоносителю (и замедлителю) свинец-висиут.

Автор: Superwad 28.11.2016, 14:40

Цитата(asv363 @ 28.11.2016, 11:50) *
Вообще-то, вопрос был про бумажный БРЕСТ. Умные люди говорили, что у них разный спектр по нейтронам, но было сиё давным-давно и, строго говоря относилось к теплоносителю (и замедлителю) свинец-висиут.

Я бы на ближайшее время проектировал и осваивал бы БН-1200-ЖСР на натрии до тех пор, пока не взлетит БРЕСТ-300 до приемлемых условий эксплуатации. А ещё, попутно, обкатав на БРЕСТ-300 технологию ЖСР и режим маневрирования нагрузки. Этой задачи надолго хватит и четкая перспективная цель и эффект для экономики/энергетики будет значительный.

Автор: Didro 28.11.2016, 19:26

QUOTE(Superwad @ 25.11.2016, 12:12) *
угольные слишком долго кочегарятся,


Есть дизеля до 20 МВт на угольной деминерализованной суспензии, запуск с нуля за 10 минут, маневр 20-115%, полный КПД 39-39,5%


Автор: VBVB 29.11.2016, 2:06

QUOTE(asv363 @ 28.11.2016, 8:25) *
Уважаемый VBVB, в данном конкреном случае, будет ли чистота 233-го зависеть от чистоты, или более точно от изотопного состава тория? Помню, однажды Вы уже объясяли данный вопрос, но для какого спектра наработки - не помню.

Если наработка урана-233 из тория облучаемого ведется в тяжеловодном, водно-графитовом или водо-водяном реакторе, то на выход проблемного высокорадиотоксичного урана-232 оказывает влияние доля тория-230 в используемом ториевом сырье. Индусы над этой проблемой плотно в свое время работали, и в паре японских работ это этмечалось (что знаково, в плане связки торий и Фукусима).

Т.е. если торий выделяется из уран-содержащего сырья, то содержание в нем тория-230 (время полураспада около 75380 лет) может достигать нескольких милионных долей. По сути, торий-230 есть продукт распада урана-234, который в свою очередь является продуктом непрямого распада родительского урана-238.

Таким образом, на тепловом нейтронном спектре торий-230 при захвате нейтронов интенсивно генерит уран-232, кроме того уран-232 генерится и из протактиния-231, который сам также побочный дочерний продукт распада тория-232.

Таким образом, для получения высокочистого урана-233 путем нейтронного облучения тория требуется использовать мягкий резонансный спектр нейтронов и использовать торий из монацитовых песков, в котором содержание тория-230 минимально, как и не столь высоко содержание протактиния-231. Наилучший по чистоте уран-233 получался путем облучения монацитового тория в тяжеловодниках на низком уровне мощности.

В отношении получения урана-233 на быстром спектре нейтронов есть реальная проблема. Из-за реакций (n,2n) при высокой энергии нейтронов часть облучаемого тория-232 интенсивно генерит уран-232. Индусы писали, что в бланкете быстрого натриевого реактора получение урана-233 приводит к содержанию в нем урана-232 на уровне 200-800 ppm. Если же использовать никелевые фильтры в твэлах бланкета, то можно снизить содержание урана-232 в целевом уране-233 до уровня 15-20 ppm. Если же попутно использовать в составе бланкета гидридный заместитель на основе гидрида титана или циркония, то можно ролучить уран-233 с содержанием примесного урана-232 на уровне 2-5 ppm, что приемлемо для ручных работ с таким ураном-233.

Американцами считалось, что высокочистый уран-233 с теоретически минимальной долей урана-232 около 0.5 ppm идеален для портативных боезарядов ЯО. Практически же при использовании высокочистого монацитового ториевого сырья в Ханфордских графитовых легководниках получили около 820 кг урана-233 оружейной чистоты с долей урана-232 на уровне 5-20 ppm, а более чистый уран-233 оружейной чистоты с долей урана-232 на уровне 4-8 ppm получили в Саваннских тяжеловодниках в количестве около 580 кг.

Автор: VBVB 29.11.2016, 2:18

QUOTE(asv363 @ 28.11.2016, 8:25) *
Уважаемый VBVB, в данном конкреном случае, будет ли чистота 233-го зависеть от чистоты, или более точно от изотопного состава тория? Помню, однажды Вы уже объясяли данный вопрос, но для какого спектра наработки - не помню.

Вообще, если нас интересует вариант наработки высокочистого урана-233 из тория в жидкосолевом радиальном бланкете быстрого реактора, то требуется использовать жидкосолевую композицию с сильными замедляющими свойствами. Это позволит термализовать быстрые нейтроны деления и снизить долю побочных реакций типа (n,2n) в облучаемом тории-232, приводящих к получению примесного урана-232.
По сути, жидкосолевая система LiF-CaF2-ThF4 не оптимальна для этой цели.

Для получения высокочистого урана-233 в жидкосолевом бланкете быстрого реактора требуется использовать сильно замедляющую нейтроны солевую систему типа LiF-BeF2-ThF4. Однако, эта система усиленно генерирует тритий при облучении, что может быть проблемой при переработки многих сотен тонн бланкетного содержимого. Кроме того, бериллий дефицитен, дорог и ядовит, получение химически чистого бериллия геморно и дорогостояще.
Но с другой стороны тритий тоже может быть полезным побочным продуктом работы быстрого реактора для некоторых специфичных приложений.

Автор: VBVB 29.11.2016, 2:27

QUOTE(Superwad @ 28.11.2016, 9:21) *
Не, народ, бумажный БН с жидкосолевым бланкетом - это круто, а технически на сегодня - это как?

На мой взгляд, жидкосолевой бланкет оптимален для свинцового или свинцово-висмутового быстрого реактора, но не для БНа.

Если будет утечка жидкосолевой фторидной или хлоридной смеси из бланкета в теплоноситель на основе свинца или эвтектики свинец-висмут, то это не столь страшно. Свинец или свинец-висмут не так сильно и энергетично реагирует со фторидными/хлоридными солевыми композициями.
Но если жидкосолевая фторидная или хлоридной смесь из бланкета попадет в натриевый теплоноситель БНа, то можно ожидать всяких неприятностей типа вскипания пузырей газовых со скачками реактивности и забития трубопроводов/парогенераторов шлаками разными.

Автор: Didro 29.11.2016, 19:33

Но есть еще вариант - просто использовать солевую смесь с обедненным ураном или торием вместо теплоносителя вместо того же свинца.

Автор: VBVB 29.11.2016, 19:55

QUOTE(Didro @ 29.11.2016, 20:33) *
Но есть еще вариант - просто использовать солевую смесь с обедненным ураном или торием вместо теплоносителя вместо того же свинца.

IMHO, cложный для реализиции вариант.

По сути, наксколько понимаю, подразумевается гибридная ЯЭУ с гетерогенной компоновкой активной зоны с ТВСами с МОХом или смешаннным нитридным топливом, которые погружены в жидкосолевой теплоноситель. При этом теплоноситель содержит фертильный компонент и также может обеспечивать спектральное регулирование и контроль реактивности из-за изменений содержания фертильного тория или урана-238, переходящих при облучении в эффективно делящиеся уран-233 или плутоний-239.

Кажется мне, что практически просчитывать такого типа активные зоны, адекватно учитывать всю теплофизику и оптимизировать топливный цикл такой ЯЭУ довольно сложно.

Опять таки, какой же спектр будет у такой ЯЭУ?
Вряд ли будет будет желаемым жестким быстрым. Скорее суббыстрым или даже промежуточным эпитепловым. Ну а тогда, и суммарное КВ токой энергоустановки до единицы может и не дойти.

Но и плюсы такой ЯЭУ явно есть. Возможность работы ЯЭУ в режиме выжигания неликвидного плутония и миноров в специальных ТВС, с одновременной наработкой топливного урана-233 и плутония-239 в объеме жидкосолевого теплоносителя.

Но к сожалению, такой реактор только для радиохимического завода подходит, а не как для энергоблока обычной АЭС.

Автор: VBVB 29.11.2016, 20:04

To Didro.

Что меня удивляет, что в опросе по теме топика большая часть ранее проголосоваших считает, что для для нашей страны имеет интерес разработка средней мощности ЖСР-наработчика U-233 из тория. А только потом интересен малогабаритный ЖСР малой мощности с промежуточным нейтронным спектром (видимо интересен в качестве прототипа АСММ или транспортной ЯЭУ).

Однако же мы с Вами уже который месяц обсуждаем вопрос, как к отечественным проектам быстрых реакторов на натрии или свинце прикрутить жидксолевые петли или бланкеты... dry.gif

Автор: Didro 29.11.2016, 22:01

Да, конечно, Вы тоже помните наше с Вами обсуждение возможности сделать БРЕСТу бланкет из солей.
И это значительно улучшило бы его экономику, учитывая возможность постоянной замены части такого бланкета, минимизировалась бы проблема и протактиния.

Автор: LAV48 30.11.2016, 0:07

Цитата(VBVB @ 29.11.2016, 20:04) *
Однако же мы с Вами уже который месяц обсуждаем вопрос, как к отечественным проектам быстрых реакторов на натрии или свинце прикрутить жидксолевые петли или бланкеты... dry.gif

Если не строить чистый ЖСР прямо сейчас, то логично начинать освоение ЖС технологии на готовом/близком быстровике. Тем более, если радиохимическое производство мечтает о своей установке.
Тут и задел на развитие пристанционного цикла, и утилизация миноров, и выделенный некондиционный (совсем плохой, даже для временного хранения) плутоний - всё можно пустить на переработку.
Ну и о ториевом сырье можно задумываться.

Автор: VBVB 30.11.2016, 0:58

QUOTE(LAV48 @ 30.11.2016, 1:07) *
Если не строить чистый ЖСР прямо сейчас, то логично начинать освоение ЖС технологии на готовом/близком быстровике. Тем более, если радиохимическое производство мечтает о своей установке.
Тут и задел на развитие пристанционного цикла, и утилизация миноров, и выделенный некондиционный (совсем плохой, даже для временного хранения) плутоний - всё можно пустить на переработку.
Ну и о ториевом сырье можно задумываться.

Точно подмечено.

Однако же, рассмотрение перспектив использования жидкосолевого бланкета на БНе или быстром свинцовом реакторе - это настолько отличающееся направление от тренда по концептуальным разработкам ЖСРов за рубежом, что впору говорить, что в ходе обсуждения этой темы на этом форуме вырисовывается перспективное специфическое для РФ развитие жидкосолевых технологий в ядерной энергетике.
В принципе, это и неплохо. Хотя бы становится понятно, что разработку практического прототипа отечественного ЖСРа можно заметно ускорить за счет попутных работ по быстрым реакторам с металлическими теплоносителями.

Действительно, отработку жидкосолевых топливных технологий наработки топливных делящихся материалов для ЯТЦ, в частности того же урана-233 для топлива ВВЭРов, проще начать с практических исследований в жидкосолевой петле или в жидкосолевом бланкете на основе прототипа того же БРЕСТ-300. Также ряд практических аспектов по выжиганию/трансмутации миноров в жидкосолевых композициях тоже можно отработать таким вариантом.

Автор: LAV48 30.11.2016, 2:13

Цитата(VBVB @ 30.11.2016, 0:58) *
начать с практических исследований в жидкосолевой петле или в жидкосолевом бланкете

Именно и петля, и бланкет, одно для плутония и миноров, другое для тория и урана. Одна РУ - 4 направления развития! Причём они могут быть реализованы как вместе, так и по отдельности, принципиально не затрагивая друг друга, могут работать на разных расплавах, с разными конструкционными материалами, но при этом приближая концепцию ЗЯТЦ к воплощению.

Автор: LAV48 30.11.2016, 2:17

Да, и не стоит забывать, что непрерывный цикл работы ЖС учатков - это ещё и наработка изотопной продукции wink.gif

Автор: Superwad 30.11.2016, 12:06

Вроде как про бланкеты и отработка ЖС технологии в действующих реакторах я тут столько распинался. Насчёт петли - геморно. Ибо как вы будете ловить те блохи, которые там образуются и выделять? Как вы себе это представляете? Я как химик сразу вам говорю - за....ь их добывать. Извините за прямоту, но дело обстоит именно так. Есть определенная концентрация с которой есть смысл возиться. Вопрос в том, через сколько такая концентрация образуется - через час, сутки, дни, месяцы, годы?
Второй вопрос - как на основе ЖС ТВЭЛов - сделать БН (без разницы на теплоноситель) - для работы под маневровую нагрузку. Это содержит в том числе и экспортный потенциал.

Автор: LAV48 1.12.2016, 0:10

Цитата(Superwad @ 30.11.2016, 12:06) *
как вы будете ловить те блохи, которые там образуются и выделять?

Из "осадка", "пены", "пара", т.е. сначала физическими способами wink.gif

Автор: Superwad 1.12.2016, 12:54

Цитата(LAV48 @ 1.12.2016, 0:10) *
Из "осадка", "пены", "пара", т.е. сначала физическими способами wink.gif

Ну это понятно, вот только вы меня не поняли.
С какой концентрации должен начинаться раствор, для выделения нужного изотопа из раствора? И с какой скоростью будет накапливаться выделяемый элемент и сколько времени понадобиться, чтобы накопить необходимую концентрацию?
Ведь процесс хим. (или процесс осмоса - без разницы) - всегда вероятностный (как впрочем и процесс ядреный smile.gif ). И должны понимать, чем ниже концентрация выделяемого вещества, тем маловероятно что он пойдет. Т.е. на малых концентрациях Вы ничего не выделите. И все. Приехали. Поэтому и задал вопрос, может периодический отбор более предпочтительнее (и безопаснее?).

Автор: AtomInfo.Ru 31.12.2016, 11:15

http://atominfo.ru/newso/v0843.htm

Автор: alex_bykov 21.1.2017, 16:12

Спасибо за http://atominfo.ru/newso/v0966.htm.

Автор: Superwad 23.1.2017, 15:21

Да, за интервью спасибо. Вот только как-то он обошел стороной вариант ЖСР в ТВЭЛах, для работы в маневровом режиме. Или тайно этот вопрос прорабатывается smile.gif

Автор: VBVB 25.1.2017, 13:14

QUOTE(Superwad @ 1.12.2016, 13:54) *
Ну это понятно, вот только вы меня не поняли.
С какой концентрации должен начинаться раствор, для выделения нужного изотопа из раствора? И с какой скоростью будет накапливаться выделяемый элемент и сколько времени понадобиться, чтобы накопить необходимую концентрацию?
Ведь процесс хим. (или процесс осмоса - без разницы) - всегда вероятностный (как впрочем и процесс ядреный smile.gif ). И должны понимать, чем ниже концентрация выделяемого вещества, тем маловероятно что он пойдет. Т.е. на малых концентрациях Вы ничего не выделите. И все. Приехали. Поэтому и задал вопрос, может периодический отбор более предпочтительнее (и безопаснее?).

По поводу очистки топливного контура ЖСР все уже ранее опробовано и описано вполне понятными текстами, особенно для химиков.

Первый вариант - противоточная экстракция осколков деления в металлический вимут с пироэлектрорепроцессингом, также известен вариант высокотемпературной электромиграционной хроматографии в расплаве соли для выделения металлических осколков деления.

Никто эти процессы не собирается непрерывно использовать в ЖСРах. Пирорепроцесинг топливной смеси обычно прерывистый подразумевается, раз в несколько дней/недель в зависимости от особенностей проекта ЖСРа и его мощности.
В разных проектах ЖСРов подразумевалось, что гораздо более половины жидкосолевой топливной смеси может быть на выдержке в барботерах и модулях пироэлектрорепроцессинга. В одном из британских проектов ЖСРа оговаривалось, что в активной зоне практически всегда будет находиться только треть от общего количества жидкосолевой топливной смеси, остальное в барботерах на выдержке/переочистке/хранении.

Нет смысла в постоянной и непрерывной очистке жидкосолевой топливной смеси для ЖСРа. Проще ее порциями сливать, выдерживать, переочищать и вновь вводить в контур.

Автор: Superwad 26.1.2017, 13:35

Цитата(VBVB @ 25.1.2017, 13:14) *
По поводу очистки топливного контура ЖСР все уже ранее опробовано и описано вполне понятными текстами, особенно для химиков.

Первый вариант - противоточная экстракция осколков деления в металлический вимут с пироэлектрорепроцессингом, также известен вариант высокотемпературной электромиграционной хроматографии в расплаве соли для выделения металлических осколков деления.

Никто эти процессы не собирается непрерывно использовать в ЖСРах. Пирорепроцесинг топливной смеси обычно прерывистый подразумевается, раз в несколько дней/недель в зависимости от особенностей проекта ЖСРа и его мощности.
В разных проектах ЖСРов подразумевалось, что гораздо более половины жидкосолевой топливной смеси может быть на выдержке в барботерах и модулях пироэлектрорепроцессинга. В одном из британских проектов ЖСРа оговаривалось, что в активной зоне практически всегда будет находиться только треть от общего количества жидкосолевой топливной смеси, остальное в барботерах на выдержке/переочистке/хранении.

Нет смысла в постоянной и непрерывной очистке жидкосолевой топливной смеси для ЖСРа. Проще ее порциями сливать, выдерживать, переочищать и вновь вводить в контур.

Ну наконец то, толковый ответ. Как я и предполагал, процесс периодический. Время тоже указано - я так понимаю, от недели? Т.е. раз в неделю будет отбираться расплав для очистки от изотопов и возвращаться в рабочий контур? Ну может быть экономика такого процесса и будет выгодной...
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Автор: Didro 26.1.2017, 20:33

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 13:35) *
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.


Еще снижение количества отходов в разы, значительное повышение КВ, с возможностью достижения КВ>2.

Автор: pappadeux 27.1.2017, 5:25

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
Ну наконец то, толковый ответ. Как я и предполагал, процесс периодический. Время тоже указано - я так понимаю, от недели? Т.е. раз в неделю будет отбираться расплав для очистки от изотопов и возвращаться в рабочий контур? Ну может быть экономика такого процесса и будет выгодной...


для ториевого цикла нужна выдержка вне зоны для распада протактиния-233 (half-life 27 days)

я подозреваю, это будет доминирующим фактором, а очистка может идти параллельно

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.


почему же?

нет высокого давления, высокие температуры в частности для прямого термохимического получения водорода (йодный или медный цикл)

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?


Считается, что ториевый ЖСР бридер лучше всего будет с промежуточным спектром. Но в таком случае графит - один из самых удобных материалов зоне для ФЛиБе солей - будет жить не более десятилетия

Автор: Татарин 27.1.2017, 5:47

Цитата(Superwad @ 26.1.2017, 13:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Для быстрого, НЯП, главный минус в том, что там соль.
Фтор - легкий элемент. И его в зоне много.
Плавить чистую уран-плутониевую соль в АЗ, НЯП, нельзя, поэтому, каким чудом получать КВ~2 - это вот у Дидро надо спрашивать.

A FLiBe с малым процентом урана/плутония c быстрым спектром как-то не сочетается.

Автор: pappadeux 27.1.2017, 6:05

QUOTE(Татарин @ 26.1.2017, 22:47) *
Для быстрого, НЯП, главный минус в том, что там соль.
Фтор - легкий элемент. И его в зоне много.
Плавить чистую уран-плутониевую соль в АЗ, НЯП, нельзя, поэтому, каким чудом получать КВ~2 - это вот у Дидро надо спрашивать.

A FLiBe с малым процентом урана/плутония c быстрым спектром как-то не сочетается.


Для быстрых уран-плутониевых разрабатывался вариант хлоридов одним беглым поляком

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/05/115/5115253.pdf

Автор: VBVB 27.1.2017, 12:30

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 14:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Проекты ЖСРов есть для разных нейтронно-спектральных параметров.

Если используется хорошо замедляющая солевая система на основе эвтектик из солей бериллия (флибе, фнабе, флинабе) и графитовая канальная конфигурация, то спектр РУ тепловой будет.
Использование бериллиевых эвтектик в канальной конфигурации без графита даст эпитепловой спектр.
Литий-основанные солевые эвтектики дают промежуточный спектр.
Переход на натрий- или калий-основанные солевые эвтектики дает возможность иметь практически быстрый спектр.
На фторидных солях нейтронный спектр обычно жестче, чем на хлоридных.

Основные проблемы в изменении состава солей для ЖСР - коррозия конструкционных материалов и изменение коэффициентов реактивности. Если не ошибаюсь, только бериллиевые эвтектики дают отрицательный паровой коэффициент реаактивности.
Также есть проблемы, что фторидные бериллий- основанные соевые системы имеют высокие коэффициенты вязкости из-за развитой микроструктуры.
С литиевыми солями, которые хороши по теплофизике, есть проблема с нейтронным захватом изотопа литий-6 (генерит проблемный тритий).

Автор: VBVB 4.2.2017, 3:30

QUOTE(alex_bykov @ 21.1.2017, 17:12) *
Спасибо за http://atominfo.ru/newso/v0966.htm.

Ну не знаю как вам, мне это текст не понравился.
Начали за здравие, закончили за упокой.
Очевидно же было что разработчики ТЖМТ-реакторов, особенно столь специфичного варианта как СВБР свое болото хвалить будет.

Со столпами обычно не спорят, но что конкретно не понравилось в тексте.
1. Говорится, что "Известно, что в XX веке в Окридже активно занимались направлением ЖСР. Опыт они получили скорее отрицательный, чем положительный".
Это с какой стороны смотреть. Ведь изучались два прототипа специализированных транспортных ЯЭУ, а не прототипы энергетических реакторов.
Судя по тому, что писалось про проекты ARE (на суббыстрых нейтронах) и MSRE (на тепловых нейтронах), эти оба реактора показали ожидаемую компактность, наивысшую удельную массовую энергоэффективность, хорошие параметры утилизации нейтронов деления, приличный КВ, достаточную управляемость и маневренность, относительную простоту приготовления топливных смесей, возможность эффективного бридинга тория и работы на уране-233.
Одновременно оба эксперимента показали проблемную теплофизику ЖСР, проблемы с коррозией корпуса и ВКУ, проблему с распуханием и солевым истирание поверхности топливных каналов графитового блока MSRE, проблемы с выходом РБГ и иода, проблемы со скачками реактивности, проблему переработки и выдержки жидкосолевого ОЯТ.
По сути, по результатам тестов американцы пришли к выводу, что ЖСРы опробованные по комплексу характеристик с учетом всех плюсов и минусов, не имеют особых преимуществ перед транспортными реакторами типа тестированных в тоже время водо-водяных, водно-кипящих и газовых ЯЭУ.

2. Говорится "Что такое MSRE? Это реактор тепловой мощностью 7,4 МВт(т). На критику впервые он вышел в 1965 году, но уже в 1969 году он был закрыт. Почему его закрыли? На самом деле, точного и подробного ответа нет до сих пор."
Ответ на это выше. MSRE рассматривался как прототип транспортного ядерного реактора для малых лодок и самолетов. Принципиально, результаты тестов показали, что возможно добиться длины жизни графитового остова MSRE в качестве транспортного реактора на уровне до 5 лет. Также было понято, что изменении способа набора графитового остова и увеличение диаметра топливных каналов принципиально возможно иметь срок службы транспортного жидкосолевого реактора до 7.5-8 лет. Большая на тот момент величина и не считалось нужной.
Практически при использовании в качестве транспортного реактора MSRE никто не собирался онлайн-переработку ОЯТ вести. Предполагалось переодически добавлять часть свежего топлива при сливе части отработанного ОЯТ. А уж потом рассматривалась после выгрузки сливного контейнера возможность заводской регенерации ОЯТ до топлива.
Т.е. MSRE рассматривался скорее как вариант большого нагревателя пара для стирлинг-двигателя или паровой турбины, только с ядерным топливом вместо солярки.

3. Из всех плюсов ЖСРов было упомянуто только низкое давление.
При этом в плюсы не попали:
1) низкая стоимость изготовления ЖСР (корпуса бассейнового тиа можно делать из железобетона) по сравнению с водяными реакторами
2) простота организации топливных и охлаждающих каналов в графитовом остове
3) простота изготовления топливных смесей
4) дешевизну и недефицитность топливных смесей (без бериллия)
5) отрицательные паровые коэффициенты реактивности для графитового варианта по сравнению с тем же РБМК
6) практическая всеядность по ядерному топливу (хоть торий, хоть природный уран, хоть разный плутоний, хоть миноры добавляй в топливо)
7) высокая экономия нейтронов (нет необходимости в высокой избыточной реактивности, не нужны выгорающие поглотители и кучи СУЗ)
9) больший КВ чем для всех вариантов энергетических леководников
10) большая величина теплового кпд по сравнению с водяными транспортными и энергетическими реакторами
11) гораздо меньшие массы теплоносителя по сравнению с БНами, СВБР и свинцовыми реакторами
12) меньшие требования по мощности насосов для перекачки топливной смеси по сравнению с насосами для реакторов с ТЖМТ
13) большее энергомассовое совершенство для быстрых версий по сравнению с БНами, СВБР и свинцовыми реакторами.
14) высокая плотность компоновки активного ядра ЖСР ЯЭУ на быстром спектре
15) дешевизна и недефицитность теплоносителя-соли (вторичного теплоносителя) по сравнению с натрием реакторной чистоты, свинцом, висмутом
16) возможность использования газового теплоносителя во вторичном контуре ЖСР и высокоэффективной газовой турбины, что невозможно для легководников
17) большая простота переработки ОЯТ (нет необходимости резки твс и топливных кассет, отсутствует геморрный процесс окисления и растворения оболочки твэлов, нет проблем с растворением топливных таблеток, нет проблем с зазоронением немалой массы материалов оболочек твэлов).
18) возможность прямого использования ОЯТ ЖСР (с фторидной топливной композицией) в качестве низкостоимостного материала РИТЭГ и тепловыделяющих устройств
19) гибкие возможности спектрального регулирования.

По статье же получается, что у ЖСР только один плюс и около десятка жирных минусов.
Статья вредная по смыслу. Люди несведующие прочитают ее и будут потом в сторону ЖСР тематики плеваться.

Автор: VBVB 4.2.2017, 4:12

Теме про ЖСРы на форуме уже более пяти лет.
Можно подвести промежуточный итог.
1) Большая часть голосовавших форумчан считает, что разработки ЖСР перспективны.
Это было ожидаемо, поскольку народ на форуме интересующийся и информационно-активный находится в курсе мирового интереса к ЖСР-технологии.
2) Три четверти голосовавших считают, что нашей стране разработки реакторов с жидкосолевым топливом.
Это неожиданно большой процент. Уверен был, что более половины форумчан пессимистично скажут, что РФ никакие разработки в области ЖСРы нафиг не нужны, поскольку ВВЭРы и БНы наше все.
3) Более половины проголосовавших считают, что ЖСР наиболее нужен для конверсии тория в уран-233. Меньше всего интересен энергетический жидкосолевой быстрый бридер.
Довольно неожиданный для меня результат, поскольку с быстрыми ЖСР технологиями во многих странах связывают радужные надежды.
С моей же узкой точки зрения, наиболее интересным вариантом ЖСР для реализации в нашей стране являлся бы малогабаритный низкой мощности тепловой ЖСР с автоматической системой управления в качестве АСММ и транспортного реактора надводных кораблей, вспомогательных судов ВМФ и торгового флота.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 10:58

QUOTE(VBVB @ 4.2.2017, 4:12) *
Можно подвести промежуточный итог.


А ведь есть ещё один вариант, который можно реализовывать едва ли не прямо сейчас - ЖСР как изотопные наработчики. Кстати, про него говорил и Тошинский.

ИРы, которые сейчас подрабатывают наработкой, стареют. Массового строительства их более не ожидается. РБМК постепенно будут закрываться. Идея вытащить наработку в два БНа, конечно, богатая (например, по кобальту там очень хорошие могут быть показатели по наработке), но БНы и так перегружены задачами.
Собственно, парк маленьких специализированных изотопных реакторов просто напрашивается, и в этом случае плюс жидких технологий (упрощённая переработка онлайн) очевиден.

Заодно, кстати, на этом парке можно освоить технологию и далее осознанно принимать решение - нужна ли она для других направлений (энергетические и т.п.).

Другое дело, что конкретно для России, благодаря Аргусу и топливным заводам, более естественным кажется выбор в пользу растворных реакторов в качестве наработчиков, а не ЖСР. Просто больше опыта у нас по таким технологиям.

Автор: Татарин 4.2.2017, 13:07

Цитата(AtomInfo.Ru @ 4.2.2017, 10:58) *
Другое дело, что конкретно для России, благодаря Аргусу и топливным заводам, более естественным кажется выбор в пользу растворных реакторов в качестве наработчиков, а не ЖСР. Просто больше опыта у нас по таким технологиям.

А разве тут вообще есть какой-то выбор?
Растворные реакторы - это для наработки продуктов деления, ни для чего больше. Откуда возьмутся нейтроны для наработки Со-60?
Вот в БН-800 - понятно, откуда, там есть лишние нейтроны, там тепловая мощность 2.5ГВт.
А в растворном с мощностью 15кВт?

ЖСР хотя бы могут иметь заметную тепловую мощность.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 13:50

Татарин,

начнём с того, что есть молибден.

Медики берут молибден очень охотно, а с производством дело обстоит так себе.
Значительную долю молибдена в России делают на аппарате старше 50 лет в Обнинске.
И пока ему не наладили дублёра в Димитровграде, при простое обнинского реактора молибден в Россию везли из ЮАР.

Собственно, с перевода на молибден и предлагалось в своё время приступить к растворным наработчикам.
У нас было два материала на тему:
http://atominfo.ru/news3/c0669.htm
http://atominfo.ru/news4/d0856.htm

Причём, по-моему, мы даже писали об этом - предлагалось поставить один растворный конкретно в Обнинске, чтобы ослабить нагрузку на старичка ВВР-ц (и может быть, со временем вообще дать ему спокойно уйти на пенсию).
Пока вместо этого Росатом о чём-то в прошлом году договорился с ЮАР.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 13:56

По другим изотопам. Статей, конечно, больше про ЖСР, потому что пишут в основном западники.
Например, http://mo99.ne.anl.gov/2014/pdfs/papers/S9P12%20Paper%20DeVolpi.pdf
Обратите внимание - там вообще говорится о наработке 238Pu, на который сейчас возрастает спрос.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 13:59

Конкретно по кобальту. Тут надо, наверно, смотреть на вещи здраво. Концерн явно хочет производить его сам.

Есть такой момент - Китай сжирает весь кобальт, до которого дотягивается. Сделав кобальтовую фабрику на БН-ах (поближе к мегазаказчику), концерн получит себе, конечно, приличный источник внебюджетной валюты.

Поэтому не думаю, что кобальт кому-то ещё отдадут. А вот молибден перевести на жидкотопливные реакторы вполне реально.

Автор: asv363 4.2.2017, 16:26

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.2.2017, 13:59) *
Конкретно по кобальту. Тут надо, наверно, смотреть на вещи здраво. Концерн явно хочет производить его сам.

Есть такой момент - Китай сжирает весь кобальт, до которого дотягивается. Сделав кобальтовую фабрику на БН-ах (поближе к мегазаказчику), концерн получит себе, конечно, приличный источник внебюджетной валюты.

Поэтому не думаю, что кобальт кому-то ещё отдадут. А вот молибден перевести на жидкотопливные реакторы вполне реально.

http://www.rosenergoatom.ru/journalist/news/c86bda804f78863eb46dbec8c4699268

26.12.2016

QUOTE
Ленинградская АЭС продолжает удерживать 30% мирового рынка поставок изотопа кобальта-60 – продукта высокотехнологичной и наукоемкой технологии, который широко используется в медицине и промышленности. Производить радиоактивные изотопы без влияния на экономические показатели выработки электрической и тепловой энергии позволяют конструктивные особенности реакторов РБМК-1000, наличие облучательных каналов, ядерно-физические характеристики активной зоны. Достигнув значительных успехов в организации производства кобальта-60, Ленинградская АЭС заняла весомое положение на мировом рынке, потребность которого постоянно растет. В настоящее время в АО «Концерн Росэнергоатом» выпущен приказ о внедрении технологии наработки кобальта-60 на реакторах РБМК-1000 Смоленской и Курской АЭС.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 16:29

QUOTE(asv363 @ 4.2.2017, 16:26) *
http://www.rosenergoatom.ru/journalist/news/c86bda804f78863eb46dbec8c4699268


Концерн думает вперёд, на перспективу. Поэтому появился вариант с БНами.

Автор: asv363 4.2.2017, 17:00

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.2.2017, 16:29) *
Концерн думает вперёд, на перспективу. Поэтому появился вариант с БНами.

Это я понимаю. Но озвученная сумма выручки от продаж за 11 месяцев предшествовавшего, 2015 года составила 228,7 млн. руб. Маловато будет в масштабах АЭС или я не прав?

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 17:13

QUOTE(asv363 @ 4.2.2017, 17:00) *
Это я понимаю. Но озвученная сумма выручки от продаж за 11 месяцев предшествовавшего, 2015 года составила 228,7 млн. руб. Маловато будет в масштабах АЭС или я не прав?


На БН-ах получаются очень интересные результаты по наработке активности кобальта. А с выручкой - не ко мне. При прочих равных будет лучше. Как продавать будут.

Автор: LAV48 4.2.2017, 17:42

А какие ещё изотопы серьёзно востребованы медициной, техникой? Может в рамках производственного процесса изотопной продукции ЖСР найдут применение и как источники нейтронных потоков для медицинского и промышленного применения (тот же кремний)?

P.S. Если производить БОЛЬШЕ не станет ли цена МЕНЬШЕ?

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 18:12

QUOTE(LAV48 @ 4.2.2017, 17:42) *
А какие ещё изотопы серьёзно востребованы медициной, техникой?


По медицине могу сказать, например, что обнинский ядерный медцентр берёт молибден, йод, самарий, иридий. Специально вот прямо сейчас уточнил, благо такая возможность оказалась smile.gif

QUOTE(LAV48 @ 4.2.2017, 17:42) *
P.S. Если производить БОЛЬШЕ не станет ли цена МЕНЬШЕ?


По медицинским изотопам конкретно в России, к сожалению, есть другой сдерживающий фактор - отсутствие достаточной медицинской инфраструктуры.
Проще говоря, малое число центров ядерной медицины.

Я вижу это без всяких цифр (хотя и цифры можно найти при желании). Обнинск, которому по идее нужно обслуживать родную Калужскую область и часть московского региона, вынужден работать на всю страну. У нас не единственный центр, конечно, но всё равно, такой широкий географический охват не от хорошей жизни получился, во многих регионах таких центров просто нет.

Поэтому, скажем, если резко увеличить производства молибдена, то весь прирост придётся отправлять на экспорт.

Автор: Татарин 4.2.2017, 19:25

Цитата(AtomInfo.Ru @ 4.2.2017, 13:50) *
начнём с того, что есть молибден.

Да, молибден есть. Ещё из осколочно-медицинского есть короткоживущий йод. Там тоже мегакюри в год не нужны, и тоже проблемы с доставкой.
Кажется, на этом полезность растворных реакторов исчерпывается.
То есть, растворные реакторы - это молибден и йод.

...
Большая засада тут вот в чём, как я понимаю.

Реактор - это деньги, даже если он маленький и растворный, всё равно деньги и серьёзные. И куча геммороя.
А полезный выхлоп с растворного реактора - только два-три целевых изотопа, потребность в которых критически зависит от медицинских технологий.
И молибден тут - просто лучший выбор сейчас из всего перечня радиоактивной гадости. Изменятся технологии (научатся оставлять препараты к опухоли более точно), медики запросят полоний-210, например, и что делать с растворным реактором?
Тем более, что радиоактивные изотопы для облучения все, чохом, конкурируют с ускорителями.
Тем более, что облучательные методы конкурируют с другими физическими (нагрев ферромагнитными частицами в переменном поле, например).
Тем более, что все физические методы в лечении рака конкурируют с кучей других, более "осторожных" альтернатив.

То есть, потребность в молибдене - какая огромная она бы ни была, она висит на тонкой ниточке и может оказаться очень сиюминутной. Завтра нарисуют какой-нить вирус, который убивает раковые клетки тех видов, с которыми борется молибден... или научатся целенаправленно запихивать лекарство в клетки более эффективно... или просто новая, очень хорошая химия появится... или ещё тыща вариантов, что может поменяться в технологии. И всё.

Что тогда с делать с тем же "Аргусом", единственная полезность которого - производить радиоактивную гадость для устаревшего, дорогого и очень вредного способа лечения рака?

...
А относительно мощные реакторы (не обязательно ЖСР) найдут себе работу - изотопов деления много, ещё больше - тех, которые можно получить облучением. Сразу на всё потребность точно не исчезнет.

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 20:00

Хм, по молибдену не всё так просто на самом деле.

Это же диагностический изотоп, не терапевтический.

Честно говоря, даже ни разу не слышал от врачей ни разу жалоб на молибден в том плане, что "а вот если бы у нас был не молибден, а ...".
Поинтересуюсь при случае, конечно.
Но обычно они (медики) говорят о новых изотопах только в том плане, что "с помощью ... можно лечить опухоль ..., чего не получается или плохо получается с помощью имеющегося ассортимента".

А по потреблению в медицине молибден естественным образом занимает первое место среди изотопов, потому что лечить-то можно по-разному, а вот диагностировать медикам удобнее единообразно.

Собственно, поэтому-то во многих предложениях, которые сейчас есть по ЖТР-наработчикам, и предлагается стартовать именно с молибденового наработчика. Как раз из тех соображений, что подобные аппараты будут обеспечены заказами на длительный период.

Здесь, скорее, можно предполагать использование альтернативных методов диагностики, без введения РФП. Но, с учётом крайней консервативности (оправданной!) медицины, молибден точно останется ей нужен надолго.

P.S. Попутно даю ссылку на статью на Проатоме (2005 год), там кое-какие цифры есть http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=178

Автор: AtomInfo.Ru 4.2.2017, 20:03

QUOTE(Татарин @ 4.2.2017, 19:25) *
Что тогда с делать с тем же "Аргусом", единственная полезность которого - производить радиоактивную гадость для устаревшего, дорогого и очень вредного способа лечения рака?


Это не так. Исходно растворные реакторы в СССР предназначались для активационного анализа. Для этого и строили Аргус, а также таджикистанский реактор, по которому потом была большая эпопея как бы его вернуть на историческую родину (не помню, чем закончилась, при случае спрошу).

Автор: LAV48 5.2.2017, 0:06

Цитата(Татарин @ 4.2.2017, 19:25) *
И молибден тут - просто лучший выбор сейчас из всего перечня радиоактивной гадости.

Молибден - генератор технеция, который именно и диагностический препарат. Им не лечат, и, как я понимаю, альтернатив ему нету (всё остальное либо не подходит по времени жизни, либо по биохимии). Конечно б узнать у медиков, может какие прорывные вещи возможны.

Автор: VBVB 5.2.2017, 2:40

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.2.2017, 21:00) *
Собственно, поэтому-то во многих предложениях, которые сейчас есть по ЖТР-наработчикам, и предлагается стартовать именно с молибденового наработчика. Как раз из тех соображений, что подобные аппараты будут обеспечены заказами на длительный период.

Походу это очень дельное предложение.
Очевидно, что в ближайшие 15-20 лет в нашей стране денег под разработку прототипа ЖСР в качестве малого энергетического или транспортного реактора никто не даст.

Уверен, что отечественным ученым-атомщикам был бы полезным практический опыт:
- сооружения малого теплового ЖСРа, близкого по идеологии к MSRE,
- его эксплуатации,
- работы с разными составами жидкосолевых топливных смесей,
- оптимизации составов первичного и вторичного солевого теплоносителя,
- онлайн-переработки жидкосолевого ОЯТ с выделением целевых радионуклидов осколков-деления или продуктов активации облучаемых растворенных материалов.

По сути, этот комплексный опыт можно получить на малом тепловом ЖСРе с графитовым остовом мощностью 4-6 МВт(тепл) в связке со стирлинг-типа электрогенератором на углекислом газе или азоте. Такой аппарат без дорогого в эксплуатации турбогенератора (стирлинг более проще, дешевле и надежне в уксплуатации) мог бы выдавать до мегаватта электричества и достаточно теплоты, чтобы полностью самообеспечить пироэлектрохимическую переботку жидкотопливной облученной смеси и материалов бланкетов с мишенным материалом. И самое важное, чтот такой реактор мог бы значимо частично окупать свое существование.

Такой бы радионуклидный комплекс на основе ЖСРа, стирлинг-электрогенератора и модуля пироэлектропереработки позволил бы автономно без внешних источников энергии вести наработку целевых медицинских изотопов молибдена-99, кобальта-60, иода-131, палладия-103, иридия, самария-153, лютеция-177.
Также в экранах такой реактор при необходимости смог бы вести специализированную наработку граммовых количеств плутония-238, урана-233, кюриевых изотопов для научных исследований.
В качестве топлива такой бы реактор мог бы использовать ВОУ регенерат от переработки ОЯТ от лодочных и ледокольных реакторов, что явно было дешевле более дорогого ВОУ-топлива для Аргуса.
При необходимости, за счет изменения диаметра топливных каналов с новым графитовым остовом, с увеличенем мощности насосов, и увеличением объемов охлаждающего газа ЖСР мощностью 4-6 МВт(тепл) может относительно несложно конвертирован на увеличенную мощность до 9-10 МВт.

Вообще, если судить по этим http://www.world-nuclear.org/information-library/non-power-nuclear-applications/radioisotopes-research/radioisotopes-in-medicine.aspx, из нынешних 12 реакторов наработчиков молибдена через 10 лет в эксплуатации останутся только 2, плюс еще 3-4 могут построить. Т.е. перспективная нехватка молибдена уже прогнозируется.

ЖСР как специализированный исследовательский реактор для наработки медицинских радионуклидов мог бы сильно пригодиться нашей стране. Принципиальных сложностей в постройке такого малого реактора не предвидится. Его можно спроектировать и построить за три года и уже с 2020 вести поисковые работы на нем, при этом зарабатывая ценную для страны валюту.

Автор: generalissimus1966 5.2.2017, 11:03

QUOTE(VBVB @ 5.2.2017, 3:40) *
По сути, этот комплексный опыт можно получить на малом тепловом ЖСРе с графитовым остовом мощностью 4-6 МВт(тепл)
...
ЖСР как специализированный исследовательский реактор для наработки медицинских радионуклидов мог бы сильно пригодиться нашей стране.


ЖСР с графитовым остовом имел бы производительность наработки медицинских изотопов, как у растворного гомогенного реактора с на порядок меньшей мощностью. Т.е. всего 500 кВт. С соответствующими проблемами в экономике.

Автор: Didro 5.2.2017, 12:12

QUOTE(VBVB @ 4.2.2017, 4:12) *
3) Более половины проголосовавших считают, что ЖСР наиболее нужен для конверсии тория в уран-233. Меньше всего интересен энергетический жидкосолевой быстрый бридер.
Довольно неожиданный для меня результат, поскольку с быстрыми ЖСР технологиями во многих странах связывают радужные надежды.
С моей же узкой точки зрения, наиболее интересным вариантом ЖСР для реализации в нашей стране являлся бы малогабаритный низкой мощности тепловой ЖСР с автоматической системой управления в качестве АСММ и транспортного реактора надводных кораблей, вспомогательных судов ВМФ и торгового флота.


Но ЖСР тем и хорош, что можно реализовать по принципу "труба в трубе", при этом иметь 2 бланкета - основной из обедненого урана и второй с подавленным делением ториевый.
При этом вполне реально иметь полный КВ>2, причем до половины из дополнительной наработки как раз и будет U233.

Автор: VBVB 8.2.2017, 11:29

QUOTE(generalissimus1966 @ 5.2.2017, 12:03) *
ЖСР с графитовым остовом имел бы производительность наработки медицинских изотопов, как у растворного гомогенного реактора с на порядок меньшей мощностью. Т.е. всего 500 кВт. С соответствующими проблемами в экономике.

С чего вы это взяли?

Интенсивность процесса наработки радиоизотопов принципиально обусловлена мощностью реактора. Выделять из жидкосолевой смеси молибден, иод или цезий довольно быстро и почти непрерывно можно.
Если же рассматривать наработку радиоизотопов в каналах, то плотность потока нейтронов и их термализация решающий фактор.
Как известно, плотность потока нейтронов обуславливает КВ реактора.
У канального графитового ЖСРа MSRE приличный КВ/КК наблюдался. Точны цифры практического КВ не помню, но расчетные данные для разных тепловых графитовых ЖСР давали цифры КВ от 0,8 до 0,9. Это очень высокие значение, на уровне промышленных реакторов-наработчиков (ПУГРы и тяжеловодники), которые долгое время применялись для наработки разных радиоизотопов.
У РБМК, который для наработки радиоизотопов применяется, КВ гораздо меньше, чем у малого теплового графитового жидкосолевика.

Автор: Татарин 8.2.2017, 18:44

Цитата(VBVB @ 8.2.2017, 11:29) *
С чего вы это взяли?

НЯП, извлекать молибден из расплавленной соли гораздо сложнее, чем из раствора.
Что выливается в бОльшие требуемые равновесные концентрации для соли, по сравнению с водным раствором.
Что выливается в бОльшую мощность реактора.

По цифрам как не-химику мне сказать что-то сложно, но что качественно будет так, кажется очевидным.

Автор: alex_bykov 13.2.2017, 12:59

http://www.atomic-energy.ru/news/2017/02/13/72633.

Автор: Superwad 13.2.2017, 13:58

Цитата(alex_bykov @ 13.2.2017, 12:59) *
http://www.atomic-energy.ru/news/2017/02/13/72633.

Это получается на обычную нержавейку наплавляют с диффузией в основной металл, дополнительный слой. Посмотрим.

Автор: Ultranauth 14.2.2017, 21:21

QUOTE(Superwad @ 13.2.2017, 14:58) *
Это получается на обычную нержавейку наплавляют с диффузией в основной металл, дополнительный слой. Посмотрим.


То что по ссылке не является нержавейкой и даже композитом на базе нержавейки. При этом вряд ли может быть наплавлено - написано же, что композит получается электроискровым спеканием с последующей термообработкой, это точно нельзя "отлить" или "наплавить" и вообще малотехнологичная вещь, на самом деле, можно брусочков наделать и ими как кирпичами что-то облицевать.

Автор: Татарин 14.2.2017, 23:21

Цитата(Ultranauth @ 14.2.2017, 21:21) *
То что по ссылке не является нержавейкой и даже композитом на базе нержавейки. При этом вряд ли может быть наплавлено - написано же, что композит получается электроискровым спеканием с последующей термообработкой, это точно нельзя "отлить" или "наплавить" и вообще малотехнологичная вещь, на самом деле, можно брусочков наделать и ими как кирпичами что-то облицевать.

Вообще, был бы материал, технология найдётся.

Можно модняво, в духе времени напечатать порошками большие сборные детали любой заданной формы на достаточно мощном 3д-принтере, немного изменив технологию выкладки порошков.
Я в сети видел заявления об печати оптической нанокерамики, не думаю, что лазерное спекание так уж хуже искрового и в этом случае.

Автор: Superwad 15.2.2017, 12:08

Облицовка плиткой или кирпичами говорите


Автор: VBVB 15.2.2017, 14:10

QUOTE(Ultranauth @ 14.2.2017, 22:21) *
То что по ссылке не является нержавейкой и даже композитом на базе нержавейки. При этом вряд ли может быть наплавлено - написано же, что композит получается электроискровым спеканием с последующей термообработкой, это точно нельзя "отлить" или "наплавить" и вообще малотехнологичная вещь, на самом деле, можно брусочков наделать и ими как кирпичами что-то облицевать.

По сути описан металлокерамический высокотермостойкий и коррозионностойкий композит, который может получаться в виде брусков, пластин, панелей и формованных деталей. При этом можно эффективно вести электроискровую и лазерную обработку (фрезерование, сверление, раскрой) полученных деталей.
Логично что этими керамическими материалами можно при качественной подгонке довольно плотно и прочно облицевать внутреннюю часть металлического или железобетонного корпуса для ЖСР. При этом возможно выполнять облицовку корпуса как канального типа ЖСРа, так и бассейнового типа.
Хотя конечно в плане технологичности то что описано, не то что хотелось бы в качестве высокотермостойкого и ультракоррозионно-стойкого материала для внутренней части ЖСР. То что описано по ссылке скорее имеет явное отношение к аэрокосмическим технологиям теплозащиты ракетных движков, чем к ЖСРу.

Автор: pappadeux 15.2.2017, 21:07

Подкину тут статейку на тему высокотемпературных материалов

карбиды тантала и гафния

http://www.nextbigfuture.com/2016/12/imperial-college-of-london-makes-worlds.html

"... most heat resistant material at 4232 kelvin"

"Their ability to withstand extremely harsh environments means that refractory ceramics could be used in thermal protection systems on high-speed vehicles and as fuel cladding in the super-heated environments of nuclear reactors."

Автор: Татарин 15.2.2017, 22:50

Цитата(pappadeux @ 15.2.2017, 21:07) *
Подкину тут статейку на тему высокотемпературных материалов

карбиды тантала и гафния

http://www.nextbigfuture.com/2016/12/imperial-college-of-london-makes-worlds.html

"... most heat resistant material at 4232 kelvin"

"Their ability to withstand extremely harsh environments means that refractory ceramics could be used in thermal protection systems on high-speed vehicles and as fuel cladding in the super-heated environments of nuclear reactors."

На тепловых сечения захвата - 20 и 120 барн соотвественно.

Карбид молибдена по жаростойкости не так уж хуже.

Автор: pappadeux 16.2.2017, 6:53

QUOTE(Татарин @ 15.2.2017, 15:50) *
На тепловых сечения захвата - 20 и 120 барн соотвественно.


несомненно

карбид гафния емнип использовался в сузах

QUOTE(Татарин @ 15.2.2017, 15:50) *
Карбид молибдена по жаростойкости не так уж хуже.


на тыщщу градусов разница...

Автор: VBVB 24.2.2017, 15:49

В отношении http://www.atominfo.ru/newsp/w0187.htm.

Довольно своеобразная концепция.

Предлагают уйти от классической флибзерной топливной композиции к более простой бинарной композиции ZrF4-UF4.
С одной стороны такое решение увеличивает растворимость урана в топливе, удешевляет топливную смесь, сильно снижает проблему наработки трития.

Но эта бинарная система имеет более высокую точку плавления, более высокую плотность и вязкость, более низкую теплоемкость, худшие замедляющие нейтронные характеристикии, более худший температурный коэффициент реактивности.

Уход от графитового замедлителя и замена его на кубический гидрид циркония специфичный шаг. Это сколько же понадобится гидрида циркония для активной зоны и сколько будет стоить производство замедляющих стержней?
Опять таки, учитывая довольно высокую химическую активность гидрида циркония, не возникнет ли проблем с таким типом замедлителя? А вдруг произойдет трещина/разрыв оболочки одного из замедляющих стержней в активной зоне и далее взаимодействие высокотемпературной нагретой топливной смеси и продуктов деления с материалом гидридного замедлителя?
Опять взрыв водорода как на Фукусиме?

Автор: AtomInfo.Ru 24.2.2017, 16:32

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 15:49) *
Уход от графитового замедлителя и замена его на кубический гидрид циркония специфичный шаг. Это сколько же понадобится гидрида циркония для активной зоны и сколько будет стоить производство замедляющих стержней?


Это попытка уйти от высокого обогащения.

Из отчёта TAP:
QUOTE
In the design for the ORNL Molten Salt Breeder Reactor (MSBR), 80–90% of the core volume was occupied by the graphite, leaving only 10–20% of the core for fuel salt.


Соотв., обогащение требовалось 33% (а в другом источнике - вообще оружейное). Реактор сразу получается непродаваемым за пределы США (а как же тогда планы по Канаде?).

Поэтому они перешли на гидрид циркония и в результате:
QUOTE
In Transatomic Power’s reactor, the maximum fraction of the core volume occupied by moderator is roughly 50%,


По стабильности ZrHx они ссылаются, в том числе, на работы Пономарёва-Степного.

Увы, но водород действительно самый мощный замедлитель, и отказ от водорода создаёт массу проблем. Поэтому они решили его использовать в своём проекте.


Автор: VBVB 24.2.2017, 17:10

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2017, 17:32) *
Это попытка уйти от высокого обогащения.

Это понятно.
Однако убирая бериллий и литий из топливной смеси они сами идут на заметное ужесточение нейтронного спектра. Так же как убрав якобы проблемный графит-замедлитель предлагают заменить его на еще более проблемный нестехиометрический кубический гидрид циркония. Это решение по гидриду циркония имеет корни из былых американских проектов по космическим ЯЭУ, однако для ЖСР может оказаться сильно проблемным.
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2017, 17:32) *
Из отчёта TAP:
Соотв., обогащение требовалось 33% (а в другом источнике - вообще оружейное). Реактор сразу получается непродаваемым за пределы США (а как же тогда планы по Канаде?).

Понятно, что MSRE в известной прототипной версии из-за крайне малого объема активной зоны и высокой утечки нейтронов требовал обогащения топлива более чем уровня НОУ. В
версии с обогащением в области оружейного, MSRE тестировался именно как прототип транспортной ЯЭУ, которая за счет эффективной наработки урана-233 из тория (вот куда девалась куча нейтронов деления) могла иметь длительную топливную кампанию, сравнимую по времени с корабельными/лодочными ЯЭУ того времени.
К сожалению, очень много специалистов рассматривая MSRE и его параметры, игнорируют факт, что это был не прототип ядерной энергетической установки, а исследовательский прототип перпективной транспортной ЯЭУ со всеми вытекающими особенностями компоновки, масса, обогащения и топливного цикла.
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2017, 17:32) *
По стабильности ZrHx они ссылаются, в том числе, на работы Пономарёва-Степного.

С гидридом циркония в качестве замедлителя внутри активной зоны ЖСР можно ожидать очень много разных проблем.
Если бы гидрид циркония использовался в торцевых и боковых отражателях за пределами первичной оболочки а.з., то это допустимый подход. Сам факт наличия для ЯЭУ в высокотемпературной жидкосолевой среде огромного количества вещества (оценочно несколько сотен кг гидрида), способного очень быстро выделить десятки/сотни кубометров взрывоопасного водорода для ЯЭУ у которой не имеется высокопрочного корпуса высокого давления - это явное наплевательство на нормы безопасности перспективных ЯЭУ.
QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2017, 17:32) *
Увы, но водород действительно самый мощный замедлитель, и отказ от водорода создаёт массу проблем. Поэтому они решили его использовать в своём проекте.

Чем им не нравится в качестве замедлителя BeO?
Понятно, что гидрид циркония гораздо дешевле и доступнее, но BeO явно не будет травить водород или детонировать как гидрид циркония в условиях возможной разгрметизации замедляющего стержня.

Автор: AtomInfo.Ru 24.2.2017, 17:33

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 17:10) *
Чем им не нравится в качестве замедлителя BeO?


К ним в голову я не залезу, конечно.
Но, скорее всего, отсутствием в BeO водорода.

Автор: AtomInfo.Ru 24.2.2017, 17:42

Вообще, если обратите внимание, то по нейтронике у них даже не концепция, а, по сути, поисковые расчёты. Причём упрощенные (например, 2D-геометрия).

На этой стадии вполне возможно рассматривать разнообразные модные материалы (а ZrHx как раз таковый).

Если и когда они выйдут хотя бы на conceptual design, то некоторые материалы их могут вынудить сменить другие группы общего коллектива.

Автор: VBVB 24.2.2017, 19:25

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 18:10) *
Понятно, что гидрид циркония гораздо дешевле и доступнее, но BeO явно не будет травить водород или детонировать как гидрид циркония в условиях возможной разгрметизации замедляющего стержня.

Вероятно я ошибся в предположении, что BeO дешевле, чем ZrH1.66.
Оценочно BeO чистоты пригодной в качестве замедлителя для ядерного реактора будет стоить около 1100-1200$ за кг, а для ZrH1.66 выходит что для использования в качестве замедлителя его цена будет на уровне 1600-1800$ за кг.

Автор: AtomInfo.Ru 24.2.2017, 21:24

Transatomic немножко повозили.
https://www.technologyreview.com/s/603731/hot-silicon-valley-backed-nuclear-energy-startup-backtracks-on-key-promises/

Автор: VBVB 26.3.2017, 17:09

Интересная статья "http://www.atominfo.ru/newsp/w0389.htm".
Спасибо "Атоминфо".

Реактор, предполагаемый для блочной установки, ранее уже не раз упоминался. Однако смущают некоторые цифры.

1. Срок службы установки декларируется 80(!!) лет.
Это что же за конструкционные материалы предполагаются? Графитовый замедлитель внутри корпуса даже четверти предполагаемого срока службы не выдержит.

2. Длина топливной кампании декларируется в 96(!!) месяцев или 8 лет.
Графит тоже раз в восемь лет менять будут?
Ранее длина топливной кампании то в 6, то в 7 лет упоминалась в разных источниках. Но для индонезийцев уже до 8 лет выросла. Чудеса...

3. Расхолаживание ЯЭУ предполагается за 72 дня и смена топлива за 7 (??) дней.
Как то невероятно быстро предполагается заменить выгоревшее топливо? Или будут менять блоками с графитом и застывшей топливной смесью?

4. Предполагаемое выгорание топлива на уровне 256 ГВт*сутки/тонну.
Какие то на редкость оптимистичные цифры по достижимому выгоранию. Это какие же характеристики радиотоксичности у отработанной топливной смеси будут? И куда ее девать с такой радиотоксичностью?

5. Предполагаемый срок монтажа блока на месте при модульной сборке 6 месяцев.
Однако же сколько времени один модуль у производителя строится будет, если в год производитель собирается строить по 4 модуля общей мощностью 1 ГВт?

Автор: Syndroma 26.3.2017, 17:32

Там в каждом модуле два реактора. Один выстаивается, второй работает. Раз в 4 года происходит ротация. Выстоявшийся реактор увозят, вместо него ставят новый и включают. Предыдущий рабочий глушат и оставляют на 4 года. Всё просто.


Автор: VBVB 26.3.2017, 17:40

QUOTE(Syndroma @ 26.3.2017, 18:32) *
Там в каждом модуле два реактора. Один выстаивается, второй работает. Раз в 4 года происходит ротация. Выстоявшийся реактор увозят, вместо него ставят новый и включают. Предыдущий рабочий глушат и оставляют на 4 года. Всё просто.

Спасибо за разъяснение.
Какая чудная схема организации работы энергоблока.

Автор: pappadeux 27.3.2017, 0:45

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 10:10) *
Это решение по гидриду циркония имеет корни из былых американских проектов по космическим ЯЭУ, однако для ЖСР может оказаться сильно проблемным.


Вообще-то гидрид циркония он в каждой подворотне на TRIGАх стоит

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 10:10) *
Понятно, что MSRE в известной прототипной версии из-за крайне малого объема активной зоны и высокой утечки нейтронов требовал обогащения топлива более чем уровня НОУ. В
версии с обогащением в области оружейного, MSRE тестировался именно как прототип транспортной ЯЭУ, которая за счет эффективной наработки урана-233 из тория (вот куда девалась куча нейтронов деления) могла иметь длительную топливную кампанию, сравнимую по времени с корабельными/лодочными ЯЭУ того времени.
К сожалению, очень много специалистов рассматривая MSRE и его параметры, игнорируют факт, что это был не прототип ядерной энергетической установки, а исследовательский прототип перпективной транспортной ЯЭУ со всеми вытекающими особенностями компоновки, масса, обогащения и топливного цикла.


Команда от MSRE выдала на гора энергетический MSR проект, который довольно известен и содержит весь концентрированный опыт обеих жидкосолевых установок

QUOTE(VBVB @ 24.2.2017, 10:10) *
Чем им не нравится в качестве замедлителя BeO?
Понятно, что гидрид циркония гораздо дешевле и доступнее, но BeO явно не будет травить водород или детонировать как гидрид циркония в условиях возможной разгрметизации замедляющего стержня.


а зачем там кислород? почему не использовать просто бериллий?

Проект реактора Fireball как раз и предполагал метровую бериллиевую сферу с каналами, соли прокачивались через каналы где и развивалась СЦР

http://energyfromthorium.com/2006/04/22/a-brief-history-of-the-liquid-fluoride-reactor/

Автор: VBVB 27.3.2017, 10:59

QUOTE(pappadeux @ 27.3.2017, 1:45) *
Вообще-то гидрид циркония он в каждой подворотне на TRIGАх стоит

Но реактор TRIGА явно не MSR по параметрам возможного взаимодействия высокотемпературного химически активного жидкосолевого теплоносителя с гидридом высокоактивного металла.
QUOTE(pappadeux @ 27.3.2017, 1:45) *
а зачем там кислород? почему не использовать просто бериллий?

Проект реактора Fireball как раз и предполагал метровую бериллиевую сферу с каналами, соли прокачивались через каналы где и развивалась СЦР

Ну Fireball, насколько известно, не предполагался для длительного использования.
Все таки ориентироваться на бериллий для энергетического MSRа, который должен работать десятилетиями, как то нерационально и очень оптимистично. Распухание металлического бериллия в каналах может оказаться гораздо более проблемным, чем керамического BeO.

Автор: pappadeux 27.3.2017, 17:42

QUOTE(VBVB @ 27.3.2017, 3:59) *
Но реактор TRIGА явно не MSR по параметрам возможного взаимодействия высокотемпературного химически активного жидкосолевого теплоносителя с гидридом высокоактивного металла.


несомненно

но речь немного не о том

дело в том, что начиная со студентов народ учится на TRIGAх, народ сдает экзамены по ним, отвечает на вопросы типа "a почему топливный температурный коэф такой? а потому что гидрид циркония" и т.д. и т.п.

для местных ядерщиков это родной и знакомый материал, не надо искать давние богом забытые отчеты

QUOTE(VBVB @ 27.3.2017, 3:59) *
Ну Fireball, насколько известно, не предполагался для длительного использования.
Все таки ориентироваться на бериллий для энергетического MSRа, который должен работать десятилетиями, как то нерационально и очень оптимистично. Распухание металлического бериллия в каналах может оказаться гораздо более проблемным, чем керамического BeO.


может и будет

но BeO, подозреваю, будет хуже графита

из того, что я читал про бумажные MSR, графит рассматривался, бериллий тоже, их некие сочетания, чисто-солевые варианты люди считают, а вот BeO я что-то не припомню

Автор: VBVB 29.3.2017, 12:12

QUOTE(pappadeux @ 27.3.2017, 18:42) *
но BeO, подозреваю, будет хуже графита

из того, что я читал про бумажные MSR, графит рассматривался, бериллий тоже, их некие сочетания, чисто-солевые варианты люди считают, а вот BeO я что-то не припомню

Есть достаточная уверенность, что нанокомпозитная керамика на основе BeO в качестве замедлителя/отражателя будет в условиях характерных для MSR заметно меньше распухать и окисляться чем металлический бериллий.
Хотя в отечественных реакторах ИРТ используется металлический бериллий в качестве отражателя, но там и интенсивности нейтронных потоков ниже и длительность облучения малая по сравнению с энергетическими реакторами.

Автор: AtomInfo.Ru 8.4.2017, 16:55

Новая статья про ЖСР от Terrestrial.
https://www.forbes.com/sites/rodadams/2017/04/05/terrestrial-energy-describes-progress-towards-commercializing-advanced-small-modular-reactor/#16c8a52a6cd4

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 13:45

Делают у нас растворный реактор.

http://atominfo.ru/newsp/w0756.htm

QUOTE
Сейчас дело обстоит так: мы выполняем работы по проектированию растворного реактора, который будет построен в России как референтный объект. Параллельно будут активизированы работы для NECSA SOC LTD (Пелиндаба).

Более того, растворными реакторами за рубежом интересуются не только в ЮАР. Есть и другие потенциальные заказчики. У одного из них я был в прошлом году на площадке. Называть его пока не буду, сначала нужно заключить все необходимые соглашения и договора. Но работа ведётся, и это самое главное.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 13:51

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 5.5.2017, 13:45) *
Делают у нас растворный реактор.


По месту строительства в разговоре что-то мы все засомневались, а называлась ли открыто площадка, и договорились написать просто "в России".

Но потом выяснили, что называлась.
Саров.
http://atomicexpert.com/page299538.html

Ну и второй возможный инозаказчик, упомянутый в интервью - это тоже почти секрет Полишинеля.

Насчёт третей работоспособности... Советская сталь - штука хорошая, кто бы спорил. Нюансы там есть, связанные с особенностями консервации. Но, наверно, будет правильнее дождаться, когда проект пойдёт, завершится и т.д. и т.п. Тогда можно будет подробнее остановиться на деталях, работа там интересная предвидится.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 13:54

Так что вот, не было ни гроша да вдруг алтын.

То есть, один (новый) растворный реактор будет в России и ещё два наших растворных могут появиться за бугром.

Автор: AtomInfo.Ru 20.5.2017, 13:17

Относительно свежий (2013 год) российский отчёт по исследованию сталей для ЖСР.
Спасибо приславшему его участнику форума!

http://atominfo.ru/files/stalizhsr.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 4.7.2017, 9:43

Французский быстрый ЖСР из Гренобля.
Такая вот картиночка есть.

кликабельно

http://atominfo.ru/newsq/x0113_1.jpg

Автор: VBVB 15.7.2017, 15:28

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.7.2017, 10:43) *
Французский быстрый ЖСР из Гренобля.
Такая вот картиночка есть.

А почему на слайде значок швейцарского Института Пауля Шерера?

Французы в связке с исследовательской группой из Швейцарии этот проект разрабатывают?

Автор: AtomInfo.Ru 15.7.2017, 16:30

QUOTE(VBVB @ 15.7.2017, 15:28) *
А почему на слайде значок швейцарского Института Пауля Шерера?


Докладчик был из него.
Но он говорил в основном http://atominfo.ru/newsq/x0113.htm, проект был только как иллюстрация.

А вот в соавторах есть Elsa Merle, она из Гренобля.
Например, https://www.researchgate.net/publication/279512133_Preliminary_design_assessment_of_the_molten_salt_fast_reactor.

Автор: asv363 28.7.2017, 23:40

http://www.vniief.ru/wps/wcm/connect/vniief/site/presscenter/news/64c01e004205c3bda99ba93ed9a8f89d

В РФЯЦ-ВНИИЭФ 25 июля состоялась проектная сессия по горизонтальному взаимодействию в рамках проекта «Аргус-М». Ее участниками, помимо специалистов ядерного центра, стали представители АО «ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А.И.Лейпунского», «Русатом ХэлсКеа (РХК)», «Всерегиональное объединение «Изотоп», «Русатом Оверсиз», «Красная Звезда», «Государственный специализированный проектный институт (ГСПИ)», «Русатом растворные реакторы».
Главный инженер проекта (АО «ГСПИ») Юрий Шловиков рассказал о будущей установке в плане ее безопасности. Специалисты Института безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ) РАН провели все необходимые расчеты, подтверждающие безопасность объекта. Проектная документация прошла всестороннюю государственную экспертизу в Госкорпорации «Росатом» и получила положительное заключение. Она соответствует всем необходимым нормам и правилам в области промышленной, ядерной и радиационной безопасности. В проекте предусмотрены все необходимые мероприятия по обеспечению санитарного благополучия персонала и населения близлежащих населенных пунктов. Отработанное ядерное топливо будет вывозиться в специальных контейнерах на ПО «Маяк» на переработку.
Генеральный директор АО «РХК» Денис Чередниченко заявил, что для Госкорпорации «Росатом» этот проект является одним из самых прорывных: «Наш способ позволяет с меньшими затратами и наиболее безопасным способом нарабатывать не только молибден-99, но и целый ряд других фармпрепаратов и распространять эту методологию за рубежом. Ряд стран проявляет к нашему проекту очень большой интерес – есть заявки на создание совместных предприятий для размещения комплекса на своих площадках».
По мнению Дениса Чередниченко, в РФЯЦ-ВНИИЭФ лучшие компетенции, отличная база, квалифицированные специалисты и удачное географическое расположение для поставки короткоживущего изотопа потребителю.
Для справки.
Изотоп молибден-99 является самым распространенным фармпрепаратом, который широко применяется в диагностике и лечении целого ряда заболеваний. На сегодняшний день он нарабатывается, в основном, на больших реакторах, но это, во-первых, дорого и, во-вторых, не покрывает всех потребностей. Комплекс для получения медицинского радиоактивного изотопа молибден-99 на базе растворного ядерного реактора «Аргус» разработан в НИЦ «Курчатовский институт» и представляет собой компактную установку, эффективную с точки зрения наработки изотопов. По оценкам специалистов, стоимость радиоизотопного комплекса с усовершенствованным реактором «Аргус» на порядок меньше существующих в настоящее время комплексов для производства медицинского изотопа, а затраты на эксплуатацию ниже. В реактор «Аргус» заложены принципы внутренней безопасности - он «глушит» сам себя в случае возникновения аварийной ситуации. Реализация проекта может обеспечить России позицию технологического лидера.

Автор: AtomInfo.Ru 7.9.2017, 17:26

Статья про эксперимент, который сейчас идёт на HFR.
https://articles.thmsr.nl/petten-has-started-world-s-first-thorium-msr-specific-irradiation-experiments-in-45-years-ff8351fce5d2

Автор: Ultranauth 8.9.2017, 11:39

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 7.9.2017, 18:26) *
Статья про эксперимент, который сейчас идёт на HFR.
https://articles.thmsr.nl/petten-has-started-world-s-first-thorium-msr-specific-irradiation-experiments-in-45-years-ff8351fce5d2


Я давно пытаюсь написать пост про реальную ситуацию по НИОКРам по ЖСР, но уж больно обширная и закрытая много где тема. Но вообще есть ощущение, что везде реакторные эксперименты по ЖСР ну просто единичные - во всем мире часто бывают годы, когда не ведется ни одного облучательного эксперимента.

Учитывая сложность темы, я отсюда сделал вывод, что ЖСР примерно так же далек от нас, как термоядерная энергетика.

Автор: AtomInfo.Ru 8.9.2017, 12:44

QUOTE(Ultranauth @ 8.9.2017, 11:39) *
Но вообще есть ощущение, что везде реакторные эксперименты по ЖСР ну просто единичные - во всем мире часто бывают годы, когда не ведется ни одного облучательного эксперимента.


Да, пока всё больше разговоры, а не конкретика.

Мало желающих быть первыми.
Многие предпочитают выжидать, пока кто-нибудь не рискнёт и не соберёт все шишки.

Автор: AtomInfo.Ru 11.9.2017, 20:06

Ещё немного про IMSR.
http://www.power-eng.com/articles/print/volume-121/issue-9/features/coupling-integral-molten-salt-reactor-technology-with-hybrid-nuclear-renewable-energy-systems.html

Автор: Syndroma 11.9.2017, 20:15

600C — это не круто.

Автор: Superwad 12.9.2017, 10:36

Цитата(AtomInfo.Ru @ 11.9.2017, 20:06) *
Ещё немного про IMSR.
http://www.power-eng.com/articles/print/volume-121/issue-9/features/coupling-integral-molten-salt-reactor-technology-with-hybrid-nuclear-renewable-energy-systems.html

Круто не круто, но куда нацелились:
1) Ну электричество - это традиционно. Дают плюс, что можно избыточное тепло аккумулировать в расплавах солей (это выравнивает доходность по суткам). Это серьезный +.
2) Опреснение воды. Туда в этот сектор нацелился и Росатом. Это большой серьезный рынок, ибо спрос на пресную воду растет очень сильно. В первую очередь это Ближний Восток и Африка.
3) Производство водорода высокотемпературным электролизом. Тут и производство удобрения, стали да и энергетическое топливо (в свете решений того же Китая перейти на гибриды и электромобили) будет растущим рынком. Туда же на рынок транспортного водорода нацелилась и Россия - опять конкурент.
4) Ну и традиционное синтетическое топливо, тем более что Евро 5 топливо и выше - это уже чистая синтетика.
В первую очередь авиакеросин, потом ДТ (для грузового транспорта и с/х лучше пока еще не придумали), а потом уже бензин, который будет для всякой мелкой техники (типа мопедов, бензокос. бензопил и др.)
А вот что из этого выйдет - посмотрим.
Это ведь,как я понял бумажный проект - его уже подали на рассмотрение заявки хотя бы построить опытный образец???
И второй вопрос с углеродом. Он напрямую будет контактировать - или же будет стенка между топливом и углеродом. Если нет, то как они его (углерод) собираются заменять??? И не всплывет ли он в соли???

Автор: VBVB 15.9.2017, 13:07

QUOTE(Ultranauth @ 8.9.2017, 12:39) *
Учитывая сложность темы, я отсюда сделал вывод, что ЖСР примерно так же далек от нас, как термоядерная энергетика.

Этот вывод не учитывает реального американского опыта по реально работавшим прототипам ЖСР. Работавшим в прошлом в отличии от мифического термояда.

Россия вполне могла бы по кадрам и технологиям вытянуть проблематику ЖСР-выжигателей/утилизаторов на уровень прототипа малой/средней мощности. Но эта тема не имеет коммерческого интереса для Росатома, поэтому у нас ничего и не делают практически значимого в этом направлении. Без финансирования такую многогранную по технической сложности тему никому у нас в стране не поднять.

Русская версия Invision Power Board (http://www.invisionboard.com)
© Invision Power Services (http://www.invisionpower.com)