Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом Опции

[VBVB]

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?

[KTN]

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.

[VBVB]

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.10.2012, 15:23

[VBVB]

ОТвечу здесь в профильной теме.

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2013, 12:28

[Denis_Hliustin]

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?

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.

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.

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.

[VBVB]

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?

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.

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2013, 17:27

[Denis_Hliustin]

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.

[VBVB]

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.

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.