IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
16 страниц V  < 1 2 3 4 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом
Мнения о реакторах с жидкосолевым топливом
Перспективны ли реакторы с жидкосолевым топливом?
да [ 17 ] ** [60,71%]
нет [ 5 ] ** [17,86%]
не знаю [ 6 ] ** [21,43%]
Нужны ли России разработки реакторов с жидкосолевым топливом?
нужны [ 19 ] ** [67,86%]
не нужны [ 5 ] ** [17,86%]
не знаю [ 4 ] ** [14,29%]
Какой тип реакторов с жидкосолевым топливом наиболее нужен?
малогабаритный низкой мощности с эпитермальным спектром нейтронов [ 12 ] ** [42,86%]
большой мощности быстрый бридер [ 3 ] ** [10,71%]
средней мощности наработчик U-233 из тория [ 13 ] ** [46,43%]
Всего голосов: 28
Гости не могут голосовать 
AtomInfo.Ru
сообщение 19.2.2012, 19:08
Сообщение #21


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 18 313
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



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
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.2.2012, 6:55
Сообщение #22


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 5.10.2012, 15:00
Сообщение #23


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



во как smile.gif
Многотопливная АЭС: готовится универсальный реактор
http://rnd.cnews.ru/tech/energy/news/line/...12/10/02/505153
Go to the top of the page
 
+Quote Post
asv363
сообщение 5.10.2012, 17:23
Сообщение #24


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 4 998
Регистрация: 20.8.2012
Из: Россия, Москва
Пользователь №: 33 670



QUOTE(Smith @ 5.10.2012, 16:00) *
во как smile.gif
Многотопливная АЭС: готовится универсальный реактор
http://rnd.cnews.ru/tech/energy/news/line/...12/10/02/505153

Реально компания ничего не реализовала, или я ошибаюсь?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 6.10.2012, 10:24
Сообщение #25


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



да и не особо собирается.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 9.10.2012, 18:54
Сообщение #26


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 749
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 9.10.2012, 19:16
Сообщение #27


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 749
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



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.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 10.10.2012, 15:19
Сообщение #28


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.10.2012, 15:23


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.4.2013, 15:30
Сообщение #29


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2013, 12:28


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 10.4.2013, 2:33
Сообщение #30


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 110
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



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.


Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 10.4.2013, 12:22
Сообщение #31


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2013, 17:27


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 21.4.2013, 4:17
Сообщение #32


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 110
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



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.




Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 21.4.2013, 11:59
Сообщение #33


Ветеран форума
*****

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



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


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 21.4.2013, 23:59
Сообщение #34


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 703
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



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
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.4.2013, 16:21
Сообщение #35


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 22.8.2013, 19:55
Сообщение #36


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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=New...le&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.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.8.2013, 20:04


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 23.8.2013, 1:44
Сообщение #37


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 23.8.2013, 4:15


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 18.9.2013, 18:13
Сообщение #38


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 092
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 18.9.2013, 21:51


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Pakman
сообщение 18.9.2013, 19:07
Сообщение #39


Он знает ТОТ
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 952
Регистрация: 3.4.2011
Из: Питер
Пользователь №: 33 050



Стеам-панк. Жесть.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
akojanov
сообщение 18.9.2013, 22:21
Сообщение #40


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 23
Регистрация: 11.5.2011
Из: Москва
Пользователь №: 33 297



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 :-)!
Go to the top of the page
 
+Quote Post

16 страниц V  < 1 2 3 4 > » 
Reply to this topicStart new topic
4 чел. читают эту тему (гостей: 4, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 18.12.2017, 11:46
Rambler's Top100