СВБР Опции

[или]

На эту тему у меня такое мнение.В кадмии есть Cd111 и Cd113 по активационному анализу эти изотопы совсем не поглощают нейтроны. В олове
только один изотоп Sn112 создаёт 0,6 барн.Ну разделяйте изотопы и получится сплав свинца висмута кадмия и олова .С температурой плавления
77 градусов и в 1,5 раза теплоёмче

[asv363]

Ну если так размышлять, то тогда идея передвижной бронекопытной АЭС может быть вскоре реанимирована.
Следующим шагом развития наверняка станет летающая АЭС на основе отечественного аналога Ан-124"Руслана" или Ан-225 "Мрии".
Тогда вообще будет красота, реактор прилетел-поработал-улетел. Все довольны и счастливы.

Смотрел тут некоторые проекты, встретилось:

http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/angstrem.php

Блочно-транспортабельная АТЭЦ "Ангстрем" с двухконтурной реакторной установкой на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут является экологически чистым ядерным энергоисточником гарантированной безопасности, предназначенным для комбинированного энергоснабжения промышленных и коммунально - бытовых потребителей электроэнергией и теплом в удаленных и труднодоступных районах, включая территории с экстремальными климатологическими , гидрогеологическими и сейсмическими условиями. ...

Количество блоков в составе АТЭЦ, шт. (в зависимости от водных ресурсов) 9 - 12
Масса блоков, т 60 - 200

По весу подходит.

Причем, весь ряд реакторных установок СВБР, в том числе и большей мощности, указан как совместная разработка ОКБ "Гидропресс", ГНЦ РФ - ФЭИ и АЭП.

[Denis_Hliustin]

В кадмии есть Cd111 и Cd113 по активационному анализу эти изотопы совсем не поглощают нейтроны. В олове только один изотоп Sn112 создаёт 0,6 барн. Ну разделяйте изотопы и получится сплав свинца висмута кадмия и олова .С температурой плавления 77 градусов и в 1,5 раза теплоёмче

На эту тему поделюсь важным ноу-хау. У СВБР может быть повышен КВ на 0.1 использованием свинца, обогащённого 208 изотопом. Разделять изотопы свинца дороже, по сравнению с ураном, из-за меньшей разницы в массах нуклидов. Было отмечено, моно изотопный 208-й свинец должен быть в природе: конечный продукт распада Th-232 можно выделять из ториевых руд. Ториевых руд много в Индии, поэтому для нас этот вариант доступен.

Разделение изотопов конструкционных материалов БН когда-нибудь станет обычным делом, ради малоактивируемых оболочек ТВЭЛов прежде всего. Разделяют же изотопы урана, его по массе и по объёму в АЗ больше чем всего остального. Разделение изотопов азота для использования N15 в нитридном топливе UN уже практикуется. Водород (дейтерий), литий (6-й) и бор (10-й) тоже давно разделяют, итого в крупных промышленных масштабах 5 из 98 элементов таблицы Менделеева. Немало, учитывая что из оставшихся 20 в природе моноизотопные, 11 производятся только искусственно и ещё десяток проще произвести в реакторе чем выделять из следовых количеств. Расширение списка промышленных моно-изотопов лишь вопрос времени.

[или]

Про свинец 208.Весь индийский монацит имеет в себе и торий и уран,получить от туда Pb208 нельзя.А разделить изотопы свинца можно делая
многократную зонную лазерную перекристаллизацию ацетата свинца.Да крутят в центрифугах BF3 но это безтолковщина от того что обогощёный
уран в избытке.При разделении изотопов кадмия моим способом ещё получатся три изотопа в разы сильнее поглощающие нейтроны.

[или]

Цирконий ниобийевый сплав дифецитный ,дорогой, не технологичный,0,18 барн поглощение нейтронов. Все согласны на нержавейку и повышение
обогощенности топлива.Можно разделить изотопы Fe Cr Ni Ti и зделать нержавейку 0,006 барн поглощение. Нужно гонять расплавленную зону по
трёхйодистому железу, нитрату хрома,нитрату никеля, пятихлористому титану.В железе и никеле можно влиять на кристаллизуемость отдельных
изотопов электронными парамагнитными резонансами. Лазер может только самый лёгкий изотоп в смеси возбудить.А ЭПР может не дать кристаллизоваться более тяжолому изотопу не влияя на легкий.Если корпус реактора зделать из изотопной нержавейки то он будет работать 300 лет.

[asv363]

Пока все увлечены Бангладеш, приведу отличное интервью:

Георгий Тошинский: о русской стали, авариях и иностранном интересе
http://www.atominfo.ru/newsf/m0622.htm

В разделе "СВБР и БРЕСТ" сказано:

А не может ли быть контакт всплывшего топлива с водой?

А каким образом? В СВБР есть основной корпус, зазор, а потом ещё защитный кожух. Каким образом может быть контакт? И у нас рассчитано, что остаточное энерговыделение через корпус реактора отводится.

Однако, интересно, если мы имеем двойную оболочку, с зазором, каким образом образом залив водой помогает снимать остаточное тепловыделение?

[VBVB]

В разделе "СВБР и БРЕСТ" сказано:
Однако, интересно, если мы имеем двойную оболочку, с зазором, каким образом образом залив водой помогает снимать остаточное тепловыделение?

Судя по всему простой способ.
Вода в зазоре забирая тепло от тепловыделения топлива кипит, уходит вверх в радиатор-конденсер, на ее место снизу из бака водяного приходит холодная вода. Охладившаяся вода из кондесера идет назад в бак. На АПЛ с ТЖМТ бак-цистерна СВЗ (свинцово-водной защиты) для этой цели использовался. Видимо и в проекте энергетического СВБР нечто подобное фигурирует.
Типа режим естественной циркуляции вторичного теплоносителя в замкнутом контуре без всяких насосов.

Меня как химика в этом интервью такая сказанная вещь смущает.

Но дело в том, что всегда разработчики должны принимать во внимание и неблагоприятные случаи, то есть, когда произойдёт повреждение оболочки твэла.
Так вот, если металлический уран, тем более, легированный, очень хорошо совместим с натрием, то с тяжёлыми жидкими металлами он плохо совместим, и будет происходить растворение, а одним из факторов безопасности, конечно же, является совместимость топлива с теплоносителем.
В этом отношении оксидное топливо и тяжёлый жидкий металл - очень хорошая пара, они совместимы химически.

Последняя фраза истинная только для свежего топлива.
Поскольку для СВБР подразумевается работа на оксидном топливе с уровнем обогащения под 20%, то очевидно, что экономически выгорание топлива высоким будет подразумеваться. Возможно будет достигаться уровень выгорания под 8.5-9.0% т.ат. Т.е. практически содержание осколков деления на кг топлива СВБР к концу топливной кампании будет очень высоким, практически почти в три раза больше, чем для сильновыгоревшего топлива ВВЭРов.

При возможном повреждении твэлов СВБР с таким сильновыгоревшим оксидным топливом из осколков деления горячий свинец-висмутовый теплоноситель быстро вытянет в себя большую часть радионуклидов иода, радионуклидов платиноидов (рутения, родия палладия) и технеция, и часть радионуклидов селена и теллура. А эти радионуклиды в сумме составляют более 11-12% от продуктов деления урана-235.
Вполне возможно предположить, что сильновыгоревшее таблеточное топливо СВБР при контакте с горячим со свинец-висмутовым теплоносителем из-за химического переноса элементов в труху рассыпется, что даст практически полный выход легколетучих продуктов деления, которые не связываются свинцом-висмутом (Xe, Kr, и большая часть Cs в виде CsI). После реализации такого сценария перегрузка СВБР может технически и экономически вообще нецелесообразной быть.
Более всего смущает, а не забьют ли вышедшие ПД в Pb-Bi теплоноситель какой-нибудь важный трубопровод малого сечения, после чего будет невеселая ситуация с циркуляцией теплоносителя и всеми вытекающими последствиями.

Сообщение отредактировал VBVB - 5.10.2013, 14:28

[AtomInfo.Ru]

что экономически выгорание топлива высоким будет подразумеваться. Возможно будет достигаться уровень выгорания под 8.5-9.0% т.ат.

Выгорание не скажу, не знаю, на чём остановились в итоге. Но перегрузки раз в 7-8 лет, так что...

[AtomInfo.Ru]

Выгорание не скажу, не знаю, на чём остановились в итоге. Но перегрузки раз в 7-8 лет, так что...

Посмотрел ещё раз доклады с ТЖМТ, которые у меня есть. Глубину выгорания не назвали, или я не нашёл. Но время между перегрузками действительно 8 лет.

Ещё. Итальянцы для своих проектов смотрят констр.материалы до 100 с.н.а. Для сравнения, на 800-ом 90 с.н.а. и 10% (см. http://atominfo.ru/news/aira079.htm ).

Так что логично, согласен. Будет где-то 8-9-10% выгорания для СВБР-100.

[VBVB]

Посмотрел ещё раз доклады с ТЖМТ, которые у меня есть. Глубину выгорания не назвали, или я не нашёл. Но время между перегрузками действительно 8 лет.

Ну вот например, какие цифры есть.
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloada...g_Antysheva.pdf
Пишут, что при среднем обогащении уран-оксидного топлива СВБР-100 по U-235 в 16.3% среднее выгорание предполагается в 6.9% при максимальном выгорании в 11.4%.

Есть более интересные цифры, которые говорят, что остаточное содержание урана-235% в ОЯТ СВБР-100 при работе на уран-оксидном топливе 16% обогащения будет в среднем 10.8%, что приводит к общей оценке выгорания делящихся элементов (уран-235+нарабатываемый плутоний-239) как раз в районе (5.2+5.2*0.84)=9.57%. Тут еще некую долю деления U-238 еще учесть надо бы. Таки выйдет, что среднее суммарное выгорание центра а.з. по тяжелым атомам приблизится к 11.2-11.4%.
http://www.akmeengineering.com/assets/files/9236.pdf

У СВБР-100 кучу вариантов загрузки а.з. напридумывали от 3 до 5 зон профилирования топлива, из-за чего предполагаемая загрузка по U-235 и среднее обогащение топлива по U-235% в разных докладах мигрирует, как приводится и разные цифры по предполагаемому уровню выгорания уран-оксидного топлива.

Сообщение отредактировал VBVB - 5.10.2013, 15:38

[AtomInfo.Ru]

Однако, интересно, если мы имеем двойную оболочку, с зазором, каким образом образом залив водой помогает снимать остаточное тепловыделение?

Не могу ответить на этот вопрос, так как это всё-таки теплофизика. Видимо, расчёты показывают, что всё будет в норме, и тепло с греющегося кожуха будет успевать отводиться до повреждения корпусных конструкций.

[asv363]

Не могу ответить на этот вопрос, так как это всё-таки теплофизика. Видимо, расчёты показывают, что всё будет в норме, и тепло с греющегося кожуха будет успевать отводиться до повреждения корпусных конструкций.

В любом случае спасибо за ответ, впрочем и в файлах уважаемого товарища VBVB кое что есть. Однако продолжим, в интервью участника конференции из Ю. Кореи, написано следующее:

Иль Сун Хван: свинец-висмут из Южной Кореи
http://www.atominfo.ru/newsf/m0582.htm

Пути решения всех проблем видны. По проблеме ОЯТ и ВАО необходимо повышать глубины выгорания и замыкать топливный цикл.

Вроде-бы увеличение глубины выгорания не способствует облегчению переработки ОТВС, не улучшает ни экономические, ни технические аспекты, по крайней мере для легководников. Для ТЖМТ это не так?

[AtomInfo.Ru]

Иль Сун Хван: свинец-висмут из Южной Кореи
http://www.atominfo.ru/newsf/m0582.htm
Вроде-бы увеличение глубины выгорания не способствует облегчению переработки ОТВС, не улучшает ни экономические, ни технические аспекты, по крайней мере для легководников. Для ТЖМТ это не так?

Кореец из академической среды и мыслит глобально.

Допустим, мы довели глубину выгорания до 100%. Сколько в этом случае у нас останется ОЯТ? Ответ - нисколько. Будут сплошные осколки деления и активированные по самое не могу стали. Но топливных изотопов не будет. Значит, проблема ОЯТ будет решена.

[alex_bykov]

Кореец из академической среды и мыслит глобально.

Допустим, мы довели глубину выгорания до 100%. Сколько в этом случае у нас останется ОЯТ? Ответ - нисколько. Будут сплошные осколки деления и активированные по самое не могу стали. Но топливных изотопов не будет. Значит, проблема ОЯТ будет решена.

Такого рода мышление: "дальше - уже не мои проблемы"?

У меня, кстати, товарищ из ФЭИ говорит, что, если ПРОРЫВ худо-бедно ворочается, то в СВБР миньетжеры всё замурыжили до состояния полного паралича. Этот ответ я получил на свою фразу: "По технической проработанности я бы поставил на СВБР". И вот это п-ц

[AtomInfo.Ru]

Такого рода мышление: "дальше - уже не мои проблемы"?

Не совсем. В той же Корее население категорически против ОЯТ и ВАО, но спокойно относится с НАО и САО.

В реакторе топливо всё-таки не в ВАО в основном переводится. Так что, тут можно предположить логику такую - а остальное мне дадут спокойно захоронить.

[AtomInfo.Ru]

то в СВБР миньетжеры всё замурыжили до состояния полного паралича.

Ничё-ничё, там все хороши. На манагеров валить удобно, они создания безответные.

[VBVB]

Допустим, мы довели глубину выгорания до 100%. Сколько в этом случае у нас останется ОЯТ? Ответ - нисколько. Будут сплошные осколки деления и активированные по самое не могу стали. Но топливных изотопов не будет. Значит, проблема ОЯТ будет решена.

Пример показательный, но практически неосуществимый для реакторных технологий.
По американским данным на металлических топливах типа U-10%Мо при искусственно полученном уровне выгорании урана-235 под 75-80% (за счет облучения в высокопоточном ATR) степень распухания к 13-15% приближается. И это лучшие из полученных результатов для пластинчатых твэлов хитрой конструкции, которые более устойчивы к распуханию топлива, чем стержневые твэлы контейнерного типа.
Какой же конструкции должны быть твэлы чтобы переносить такое увеличение размеров топливной композиции при сверхвысоких уровнях выгорания топлива для быстрых реакторов?
По описанным результатам южнокорейцев следует, что на дисперсионном топливе U-7%Mo в алюминиевой матрице с обогащением по урана-235 в 19.8-19.9% при выгорании урана-235 под 60-62% на реакторе HANARO в стержневых твэлах распухание топлива почти достигает 25%.
Поэтому не особо верится в принципиальную достижимость уровня выгорания плутония за один проход топливной компании в реальных быстрых реакторах даже под 75-80%.

Опять таки, давно известно, что добиваться сверхвысокого уровня выгорания топлива из реакторного плутония в быстром реакторе (хоть свинцовом хоть свинцово-висмутовом) экономически не целесообразно, поскольку интенсивность деления нечетных плутониев для спектра БНов и СВБРов все равно выше. И в ходе топливной кампании соотношение четных изотопов к нечетным постоянно будет расти. Настойчивое желание максимально выжечь плутоний в таком топливе приведет к тому, что потребуется немалую часть времени уже хорошовыгоревшее такое топливо "дожаривать" в специально-выделенных участках а.з. Т.е. потребуется увеличенное число подзон с профилированием топлива и алгоритм перестановок топлива в ходе топливной кампании для реактора-выжигателя будет сложным с многократными перестановками по зоне.

В итоге, в реакторе-выжигателе большая часть нейтронов деления вместо воспроизводства топлива будет тратиться на захват четными изотопами плутония (попутно и деля их), на захват контролирующими элементами СУЗ и конструкционными материалами а.з. и реактора. И насколько помнится, предполагаемый срок эксплуатации реактора-выжигателя раза в полтора-два меньше альтернативного энергетического БР.
Т.е. будет наблюдаться ситуация "борьба КВ против уровня выгорания". Очевидно, что величина "расход плутония на МВт энергии (хоть тепловой, хоть электрической)" для реактора-выжигателя будет заметно выше, чем для энергетического собрата. С учетом предстоящего дефицита энергоресурсов, реактор-выжигатель очевидное транжирство запаса ценного делящегося материала - плутония.
Причем при достижении высокого уровня выгорания топлива от реакторного плутония сильный рост доли нарабатываемых изотопов америция и кюрия с учетом их высокой радиотоксичности и необходимость решения проблем с выделением и захоронением/утилизацией этих элементов сведет полезность достижения уровня сверхвысокого выгорания топлива в БР к минимуму.

IMHO, идеи озвучиваемые южнокорейцем напоминают бессмысленный вариант "жечь золу в костре до ее полного исчезновения(испарения)".

Сообщение отредактировал VBVB - 8.10.2013, 0:29

[armadillo]

Какой же конструкции должны быть твэлы чтобы переносить такое увеличение размеров топливной композиции при сверхвысоких уровнях выгорания топлива для быстрых реакторов?

какой-нибудь жидко-капсульный?

Сообщение отредактировал armadillo - 8.10.2013, 8:56

[Татарин]

какой-нибудь жидко-капсульный?

Идея от чайника: ТВЭЛ в виде длинной высокой трубы, в которой топливные "опилки" из металла урана-плутония залиты ЖМТ.

Прикол в том, что продукты деления и их соединения по мере накопления будут всплывать к верху АЗ. Не все и не сразу, но как-то помаленьку. А всякие недоураны и сверхураны - будут тонуть вниз трубы и в глубину АЗ. Этакий "внутриТВЭЛьный гравитационный полурепроцессинг".
Выгорание большое, распухания нет, ядерного отравления нет, реактивность поддерживается.

А?

Сообщение отредактировал Татарин - 8.10.2013, 13:13

[armadillo]

я примерно о том же, и не обязательно вертикально. с удалением продуктов деления в процессе работы.