IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
3 страниц V  < 1 2 3  
Reply to this topicStart new topic
> Младшие актиниды
VBVB
сообщение 13.11.2016, 19:58
Сообщение #41


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Татарин @ 13.11.2016, 17:20) *
Всё-таки, кажется, какой-то ЖСР (пусть хоть один на страну) Росатому в итоге потребуется...

Видимо, в будущем ЖСР Росатому потребуется.

Америций и кюрий слишком уж по физико-химическим параметрам оксидных фаз отличаются от UO2 и PuO2. И создание нетекучих плотных керамических оксидных топлив с америцием и кюрием для БНов может доаольно проблемным. В плане плотного нитридного топлива с америцием и кюрием работы могут быть еще более длительными и дорогостоящими.

Может действительно есть смысл рассмотреть варианты выделение лантаноидной фракции вкупе с америцием и кюрием из состава ОЯТ для выжигания этой фракции в высокопоточных жидкосолевиках на быстром или суббыстром спектре нейтронов с основой топлива в виде неликвидного высокофонового плутония.
Наличие лантаноидных нейтрон-захватывающих паразитных осколков деления во фракции Ln-Am-Cm может быть даже полезным для ЖСРа с периодической загрузкой топлива и порционным репроцессингом, поскольку лантаноиды церивой погруппы будут выполнять роль выгорающих поглотителей, сглаживая изменения реактивности в ходе выгорания плутония и трансплутонидных миноров. Кроме того, сможем трансмутировать часть противных по свойствам радиоизотопов лантана, церия и неодима до более долгоживущих самариевых, европиевых и гадолиниевых изотопов.

Очевидно, что сделать жидкосолевое фторидное топливо из высокофонового плутония с добавками америция/кюрия на порядок проще и легче, чем делать керамическое или вибро-топливо из этих высокотоксичных изотопов.
Энергетический средней/малой мощности ЖСР для утилизации миноров на радиохимическом заводе по простоте организации топливного цикла явно вне конкуренции из возможных альтернатив.

Вопрос важный какие требуемые параметры должны быть у ЖСРа для эффективного выжигания миноров и неликвидного плутония.

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2016, 19:59


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 13.11.2016, 20:24
Сообщение #42


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Если Росатом все таки решит перерабатывать ОЯТ РБМК, то нужно иметь ввиду, что в загрузках последних лет в ОЯТ РБМК с высокими уровнями выгорания топлива плутоний низкоценный из-за высокого фона от четных изотопов и имеется повышенное процентное содержание америция по сравнению с ОЯТ ВВЭР-1000.

Этот плутоний и америций из ОЯТ РБМК хранить смысла нет из-за высокой радиотоксичности, и по возможности его нужно эффективно утилизировать.
Очевидный вариант превращать такой неликвидный плутоний и америций в электроэнергию и промышленное тепло в ЖСРе на радиохимическом заводе. Попутно такой ЖСР помимо выжигания плутония и америция может производить из тория до половины от затраченных ядерных материалов количества изотопа урана-233 (коэффициент конверсии около 0.5 абсолютно реален и практически приемлем) пригодного по радиотоксичности для использования в виде топлива для ВВЭРов.

Т.е. цех по переработки ОЯТ РБМК при переработке запасов ОЯТ РБМК может полностью снабжать себя и завод радиохимический электроэнергией и теплом, попутно выдавая товарный ликвидный продукт в виде урана-233 для парка легководников.
Грубо говоря, на 500 тонн переработанного ОЯТ РБМК в год цех может выдавать около 1250-1350 кг урана-233 пригодного для создания 32-35 тонн топлива подпитки для ВВЭР-1000/1200.

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2016, 20:26


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 13.11.2016, 21:14
Сообщение #43


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 2 949
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 13.11.2016, 21:29
Сообщение #44


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 709
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(VBVB @ 13.11.2016, 19:58) *
Видимо, в будущем ЖСР Росатому потребуется.


По растворным реакторам уже создали подразделение, первая работа - в ЮАР.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 14.11.2016, 2:05
Сообщение #45


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(alex_bykov @ 13.11.2016, 22:14) *
С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.

СХОЯТ для ОЯТ РБМК по сути отложенное решение по судьбе ОЯТ РБМК.
Все равно судьбу ОЯТ от РБМК кардинально придется решать.
Нет смысла десятилетиями хранить огромную гору из 20 тысяч тонн высокорадиотоксичного материала, в котором одновременно немало топливного материала для ЯЭУ.
Одного плутония топливного в ОЯТ РБМК к моменту окончания их работы наберется около 105-115 тонн, нептуния-237 в этом ОЯТ будет около 3.3-3.6 тонн, америция около 1,6-1,8 тонн, а высокоценного кюрия-245 в этом ОЯТ будет содержаться около 16-20 кг.

В итоге, ОЯТ РБМК или на репроцессинг пойдет или захоранивать в штольнях каких-либо его придется.
Но зачем на детей/внуков эту проблему переваливать??

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2016, 2:16


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 14.11.2016, 10:31
Сообщение #46


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 455
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Вопрос только как организовать на сегодня ЖСР - в объеме или в виде ТВЭЛ (АТВЭЛ?)?
Если в объёме - то как экранировать корпус он наведенной радиации?
Если в ТВЭЛАХ - то это реально уже сейчас делать, то надо наработка, статистика. Вопрос толко на чем это делать?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 15.11.2016, 14:15
Сообщение #47


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Superwad @ 14.11.2016, 11:31) *
Вопрос только как организовать на сегодня ЖСР - в объеме или в виде ТВЭЛ (АТВЭЛ?)?
...
Если в ТВЭЛАХ - то это реально уже сейчас делать, то надо наработка, статистика. Вопрос толко на чем это делать?

Самый простой вариант опробирования выжигания миноров в жидкосолевых смесях - использовать разборные ТВС с твэлами с жидкосолевой топливной композицией (ЖСТК) в БН-600. Эта ЯЭУ еще почти с десяток лет может работать и место в активной зоне для пары-тройки экспериментальных ТВС с америций-содержащей ЖСТК найдется.
Только пока никто не желает такие работы финансировать.

В плане варианта изучения свойств ЖСТК в тепловом нейтронном спектре, похожем на спектр канального ЖСРа с графитовым остовом, есть РБМК, в котороых тоже можно эффективно рассмотреть варианты жидкосолевой трансмутации миноров.



--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 15.11.2016, 23:10
Сообщение #48


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Интересно, что вырисовывается новый источник накопления отечественного запаса америция.

БН-800 будет длительный период времени работать на топливе из списанного оружейного плутонии. В год будет БН-800 выдавать около 1.4 тонны облученного плутония в ОЯТ. При этом, ориентировочно, содержание плутония-241 в плутонии облученном будет около 0.7-0.9%.
Т.е. грубо говоря в год БН-800 будет выдавать плутония-241, который со временем трансформируется в америций-241, до 9,0-11,7 килограмма. Плюс следует учесть еще прямую наработку америция-241 и америция-243 в а.з. БН-800 в суммарном количестве около 65-75 граммов/год на тонну ОЯТ, что дает прибавку америция еще 0,45-0,53 кг/год.

Итого, можно ожидать за 1 год работы БН-800 перспективное накопление в его ОЯТ америция в количестве около 9,5-12,2 кг.
За прогнозируемые 45 лет работы БН-800 может нагенерить америция не менее 430-550 кг.
Если же со временем БН-800 полностью переведут на энергетический плутоний, то америция он будет нарабатывать еще более, раза в 1,2-1,3 (в зависимости от срока вылеживания этого плутония с момента выгрузки ОЯТ из ВВЭРа).

Таким образом, учитывая возможность строительства серии БН-1200 в количестве 4-5 единиц в нашей стране, надо также учитывать, что они ежегодно будут производить и америций суммарно в количестве более полусотни килограммов в год.
И этим америцием нужно адекватно распоряжаться.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2016, 23:50


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 17.11.2016, 12:52
Сообщение #49


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 84
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



Цитата(alex_bykov @ 13.11.2016, 21:14) *
С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.


В конце 70-х, начале 80-х предполагалось, что ОЯТ РБМК будет в перспективе переработано в топливо для АСТ-500 с небольшим дообогащением. Подпитка активной зоны АСТ-500 требовала обогащения свежего топлива 2.0% при 6 лет работы и 3-х кратных перегрузках.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 17.11.2016, 19:39
Сообщение #50


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(Kapa6ac @ 17.11.2016, 12:52) *
В конце 70-х, начале 80-х предполагалось, что ОЯТ РБМК будет в перспективе переработано в топливо для АСТ-500 с небольшим дообогащением. Подпитка активной зоны АСТ-500 требовала обогащения свежего топлива 2.0% при 6 лет работы и 3-х кратных перегрузках.

Не РБМК, а ВВЭР будет перерабатываться в топливо для АСТ и РБМК.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.12.2016, 3:19
Сообщение #51


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Перечитал старую статью товарищей из ФЭИ относительно вариантов утилизации америция из ОЯТ ВВЭР-1000 в БН-800.
Вышло у них, чтобы в год 100 кг америция из ОЯТ ВВЭР-1000 (86.2% Am-241, 0,11% Am-242m, 13,7% Am-243) трансмутировать в БН-800, нужно поднять обогащение МОХ-топлива по плутонию на почти 1.5% (т.е. по сути нужно добавить в топливо еще 51 кг оружейного плутония за год.) При этом 50 кг америция можно трансмутировать гетерогенно в виде специальных твэлов, а еще 50 кг гомогенно в самом МОХ-топливе.
Т.е. получается чтобы трансмутировать 100 кг америция в БН-800 нужно спалить лишних 51 кг высокочистого плутония.

При этом за одну топливную кампанию трансмутируется только около 21% Am-241 и 13% Am-243 от общего их модержания.
Т.е. для полной трансмутации Am-241 требуется не менее 5 прогонов в активной зоне БН-800, а для Am-243 требуется не менее 8 прогонов. На каждый трансмутировавший до кюрия килограмм америция приходится только 410 грамм сгоревшего америция, но одновременно из плутония топливного генерится америция (преимущественно Am-241) суммарно до 285 грамм.
Т.е. в итоге на 1000 граммов трансмутировавшего до кюрия америция в БН-800 будет приходится выжженных всего 125 граммов америция.

Очевидно, что при таком трансмутационном подходе сильно возникает проблема кюрия. Его в первоначальной америций-кюриевой фракции ОЯТ ВВЭР-1000 всего только 3%. Однако при трансмутации америция в БН-800 накопления кюрия в ОЯТ увеличивается в десятки раз. Грубо говоря, после каждого прогона америция через активную зону БНа, количество кюрия от первоначального возрастает почти в 4 раза.
Получается, что будем пытаться в БНе жечь америций, а практически с количественным выходом почти до 56% перегоним его в пять более проблемных кюриевых изотопов.

Более хитрый вариант уничтожения америция подразумевает использования топлива из чистого плутония и америция с добавкой оксида магния без фертильного урана-238. Таким вариантом вроде как можно за год в БН-800 можно трансмутировать до 200 кг америция из ОЯТ ВВЭР-1000. В этом варианте америций более сильнее выжигается и менее нарабатывается. Но этот вариант по сути крайне затратен и нереален.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.12.2016, 3:27


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 6.12.2016, 23:33
Сообщение #52


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 84
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



Цитата(Didro @ 17.11.2016, 19:39) *
Не РБМК, а ВВЭР будет перерабатываться в топливо для АСТ и РБМК.


Именно, ОЯТ из РБМК! Зуб даю.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.12.2016, 0:33
Сообщение #53


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Kapa6ac @ 7.12.2016, 0:33) *
Именно, ОЯТ из РБМК! Зуб даю.

Т.е. в СССР все таки предполагали в перспективе масштабную переработку ОЯТ РБМК?


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 7.12.2016, 20:16
Сообщение #54


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 84
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



Цитата(VBVB @ 7.12.2016, 0:33) *
Т.е. в СССР все таки предполагали в перспективе масштабную переработку ОЯТ РБМК?


Как перспективу для топливного цикла АСТ-500, которых предполагалось построить несколько десятков.
Дело в том, что топливный цикл АСТ малоэффективен, а ежели в АСТ сжигать переработанный ОЯТ, то экономика заметно улучшается, что важно при серийном строительстве АСТ.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 8.12.2016, 19:13
Сообщение #55


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 956
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Kapa6ac @ 7.12.2016, 20:16) *
Как перспективу для топливного цикла АСТ-500, которых предполагалось построить несколько десятков.
Дело в том, что топливный цикл АСТ малоэффективен, а ежели в АСТ сжигать переработанный ОЯТ, то экономика заметно улучшается, что важно при серийном строительстве АСТ.

На сегодня "технология" такая, что топливо из переработанного ОЯТ - много дороже, чем "традиционное" топливо.
Поэтому есть сомнения в обосновании такого решения . . . mellow.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 31.12.2016, 3:00
Сообщение #56


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 051
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



В этой теме выше все способы уничтожения/утилизации миноров обсуждали.

Но оказывается, что 200-300 кг нептуния-237 могут помочь создать высокомощный импульсный реакторный блок для лазера мегаватного уровня пучка с ядерной накачкой.
Очевидно, что таких лазеров могло бы несколько штук быть необходимо для ведения исследований разного характера в нашей стране. Т.е. для этой цели нужны несколько тонн нептуния-237. Его выделение на Маяке было опытным, и не когда не было профильным, поэтому текущий запас небольшой.

Значительный запас нептуния-237 на уровне около 3 тонн есть в ОЯТ РБМК. Плюс в этом топливе к моменту окончания работы РБМК будет заключен ресурс около 100 тонн плутония.
Явно есть смысл задуматься о переработке ОЯТ РБМК и разумном обращении с минорами, в плане их выделения, хранения,целевого исползования и утилизации.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 5.3.2017, 16:20
Сообщение #57


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



Про калифорний.
https://www.youtube.com/watch?v=yxTYvef_4Ls


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 20.5.2017, 13:24
Сообщение #58


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 709
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



Ещё одна интересная статья, присланная участником нашего форума.

Аналитика и контроль. 2013. Т. 17. No 2.

ЭКСТРАКЦИОННО-ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОЕ ВЫДЕЛЕНИЕ И РАЗДЕЛЕНИЕ ТОРИЯ, УРАНА, НЕПТУНИЯ И ПЛУТОНИЯ СОРБЕНТАМИ,
ИМПРЕГНИРОВАННЫМИ ФОСФОРИЛПОДАНДОМ КИСЛОТНОГО ТИПА И ЕГО СМЕСЯМИ С НИТРАТОМ МЕТИЛТРИОКТИЛАММОНИЯ

Е.В. Чухланцева, А.Н. Усолкин, О.В. Коваленко, Л.К. Неудачина, В.Е. Баулин, А.Ю. Цивадзе

Осуществлено экстракционно-хроматографическое разделение U(VI), Th(IV), Np(IV) и Pu(IV) полимерными сорбентами, импрегнированными фосфорилподандом кислотного типа − 1,5-бис[2-(оксиэтоксифосфинил)-4-(этил)фенокси]-3-оксапентаном,
а также его смесями с четвертичным аммониевым основанием нитратом метилтриоктиламмония.

Изучено влияние состава неподвижной фазы и концентрации азотной кислоты на сорбцию актиноидов.

Обнаружен синергетический эффект при извлечении актиноидов сорбентами, содержащими смесь фосфорилподанда и нитрата метилтриоктиламмония.

На основании полученных результатов предложен ряд методик разделения Np(IV), Pu(IV), Th(IV) и U(VI) в продуктах переработки отработанного ядерного топлива.


http://atominfo.ru/files/extraakt.pdf
Go to the top of the page
 
+Quote Post

3 страниц V  < 1 2 3
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 26.6.2017, 11:35
Rambler's Top100