Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом Опции

[LAV48]

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

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

[LAV48]

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

[VBVB]

Да, собственно при непрерывном рециклинге расплава он будет фонить куда более короткоживущими, по сравнению с накопленным в ОЯТ, а это может как упростить аппараты для рециклинга, так и снизить дозовые нагрузки на обслуживание.

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 22.11.2016, 20:11

[Didro]

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

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

[VBVB]

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 22.11.2016, 21:24

[Didro]

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

[Superwad]

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

[Superwad]

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

[VBVB]

Основная проблема - как раз в радиоактивности первого контура. Это РЕАЛЬНОГО реактора, который отработал 5 лет.

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 25.11.2016, 13:42

[VBVB]

В том же БРЕСТ можно сделать воспроизводящий экран в виде ЖСР контура, окружающего АЗ.

Это реально очень интересная идея.

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

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

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

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

[asv363]

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

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

[Superwad]

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

[asv363]

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

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

[Superwad]

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

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

[Didro]

угольные слишком долго кочегарятся,

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

[VBVB]

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

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

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

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

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 29.11.2016, 2:07

[VBVB]

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

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

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

[VBVB]

Не, народ, бумажный БН с жидкосолевым бланкетом - это круто, а технически на сегодня - это как?

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

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

[Didro]

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

[VBVB]

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

IMHO, cложный для реализиции вариант.

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

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

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 29.11.2016, 19:58