Проект ПРОРЫВ Опции

[VBVB]

Почему расплавленное топливо (оставив в стороне вопрос состава) - это, как считается, плохо?
Ведь с точки зрения теплоотвода это лучше, чем порошок?
И с точки зрения удержания ПД главное ведь, чтоб оболочка не потекла, почему так волнует, жидкое внутри или твёрдое?

Из описания компоновки БРЕСТ-ОД-300

Приводы РО СУЗ реактора расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние. При недопустимом росте температуры теплоносителя на выходе из активной зоны из-за снижения расхода теплоносителя или увеличения мощности реактора часть РО СУЗ, приводимые в действие пассивным температурным инициатором срабатывания, вводятся в зону и заглушают реактор

Если в БРЕСТЕ происходит расплавление оксидного топлива в центральной части а.з., то то кориумная композиция всплывает в район приводов СУЗ и далее их плавит с соответствующими неконтролируемыми последствиями.
Хотя фраза "приводимые в действие пассивным температурным инициатором срабатывания" как бы намекает, что сценарий повреждения приводов РО СУЗ расплавленным топливом возможно может и приводить к их вводу в а.з. путем банального "всплывания" в теплоносителе.

[KTN]

Если в БРЕСТЕ происходит расплавление оксидного топлива в центральной части а.з., то кориумная композиция всплывает в район приводов СУЗ и далее их плавит с соответствующими неконтролируемыми последствиями.

Также по многим другим аспектам свинцовое и свинцово-висмутовое направление находятся в ранней стадии проработки, не имеют готовности к серийному производству. Возможно, для них годится только плотное топливо.

Вместе с тем бытует мнение, что натриевые реакторы малопригодны для трансмутации, то есть замыкания топливного цикла по высшим актинидам. Казалось бы, пережигать U236, Np237, Am241, Am243, Cm244 можно по реакциям (n,gamma) облучая несколькими нейтронами в резонансном спектре. На это нужно тратить часть превышения КВ бридера над единицей. Однако в присутствии не то что этих изотопов, а даже больших количеств Pu240, Pu242, натриевый бридер имеет положительный паровой коэффициент реактивности.

Натрий кипит при 880 цельсия, вытеснение половины теплоносителя из АЗ сдвигает спектр вверх по энергии, вклад пороговых минорных актинидов в реактивность меняет знак с отрицательного на положительный. В свинцовых реакторах нет этого эффекта, благодаря чему в них вкладывают средства чтоб когда-нибудь довести дело до серийного образца.

[VBVB]

Вместе с тем бытует мнение, что натриевые реакторы малопригодны для трансмутации, то есть замыкания топливного цикла по высшим актинидам. Казалось бы, пережигать U236, Np237, Am241, Am243, Cm244 можно по реакциям (n,gamma) облучая несколькими нейтронами в резонансном спектре. На это нужно тратить часть превышения КВ бридера над единицей. Однако в присутствии не то что этих изотопов, а даже больших количеств Pu240, Pu242, натриевый бридер имеет положительный паровой коэффициент реактивности.

Приветствую, давно вас видно не было...

Доводилось читать нечто похожее на описанное.
Однако, почему британцы собираются "гражданский" плутоний утилизировать в БН "PRISM"?
В так называемом энергетическом плутонии от AGRов ведь доля нечетных изотопов раза в два-три выше чем в топливном плутонии на котором отечественный БН-600 тестировали.

Есть у меня ощущение, что для утилизации некондиционного плутония и младших актинидов CANDU более удобны, чем БНы. В силу того, что в тяжеловоднике из энергетического плутония можно реально выжечь две трети его нечетных изотопов, одновременно конвертировав четверть от имеющихся четных изотопов в нечетные и сжигая их.
Ну а про удобство тяжеловодного спектра для перевода нейтронзахватных U236 и Np237, Am241 и Am243 в более-менее приемлемо делящиеся изотопы написано немало.

Хотя конечно тяжеловодники в плане экономии нейтронного потенциала топлива заметно БНам проигрывают. Но для реактора-утилизатора столь важно отличие вполне реального КВ=0.8 для тяжеловодника от КВ=1 для перспективного бумажного БРЕСТА?

Сообщение отредактировал VBVB - 28.8.2014, 3:08

[asv363]

Также по многим другим аспектам свинцовое и свинцово-висмутовое направление находятся в ранней стадии проработки, не имеют готовности к серийному производству. Возможно, для них годится только плотное топливо.

Давайте построим хотя бы в единственном экземпляре.

Вместе с тем бытует мнение, что натриевые реакторы малопригодны для трансмутации, то есть замыкания топливного цикла по высшим актинидам. Казалось бы, пережигать U236, Np237, Am241, Am243, Cm244 можно по реакциям (n,gamma) облучая несколькими нейтронами в резонансном спектре. На это нужно тратить часть превышения КВ бридера над единицей. Однако в присутствии не то что этих изотопов, а даже больших количеств Pu240, Pu242, натриевый бридер имеет положительный паровой коэффициент реактивности.

Натрий кипит при 880 цельсия, вытеснение половины теплоносителя из АЗ сдвигает спектр вверх по энергии, вклад пороговых минорных актинидов в реактивность меняет знак с отрицательного на положительный.

Пишут, что от данных недостатков избавились, в том числе применительно к MOX. Почему не начать замыкание через переработку, на более "чистом" топливе?

В свинцовых реакторах нет этого эффекта, благодаря чему в них вкладывают средства чтоб когда-нибудь довести дело до серийного образца.

Однако, выходит, что всё равно ничего не готово, судя по предыдущим цитатам.

Кроме того, для ограничения действий персонала есть регламенты. Есть умные проектировщики активных зон и защит. Запас до кипения натрия около 300-т градусов (плюс/минус). Как-то очень пессимистично всё у Вас выглядит. Впрочем, на истину в последней инстанции не претендую.

Сообщение отредактировал asv363 - 28.8.2014, 11:50

[KTN]

политика порезана

почему британцы собираются "гражданский" плутоний утилизировать в БН "PRISM"?
В так называемом энергетическом плутонии от AGRов ведь доля нечетных изотопов раза в два-три выше чем в топливном плутонии на котором отечественный БН-600 тестировали.

В топливе AGR много чётных изотопов: при высокой температуре большой вклад нейтронов с энергией вблизи резонанса 0,3 электрон-вольт. В менее высокотемпературном РБМК-1000 в зоне плато (где коэффициент размножения бесконечной среды k=1,02) при выгорании 21 ГВт*сутки/тонна имеется:
U235 = 2,88 кг/т
U236 = 2,26 кг/т
Pu239 = 2,20 кг/т
Pu240 = 1,99 кг/т
Pu241 = 0,5 кг/т
При длительном хранении Pu239 меньше половины, вместо (2/3) случая ОЯТ PWR. Видимо, PRISM достигает неположительного натриевого коэффициента за счет плоской активной зоны и малого объёма, когда велика утечка в зону воспроизводства.

Есть у меня ощущение, что для утилизации некондиционного плутония и младших актинидов CANDU более удобны, чем БНы. В силу того, что в тяжеловоднике из энергетического плутония можно реально выжечь две трети его нечетных изотопов, одновременно конвертировав четверть от имеющихся четных изотопов в нечетные и сжигая их. Ну а про удобство тяжеловодного спектра для перевода нейтронзахватных U236 и Np237, Am241 и Am243 в более-менее приемлемо делящиеся изотопы написано немало.
Хотя конечно тяжеловодники в плане экономии нейтронного потенциала топлива заметно БНам проигрывают. Но для реактора-утилизатора столь важно отличие вполне реального КВ=0.8 для тяжеловодника от КВ=1 для перспективного бумажного БРЕСТА?

При трансмутации на тепловых нейтронах конечным продуктом будет Pu242, имеющий малое сечение (n,gamma). Кроме того, на тепловых нейтронах для урана-235 (бс/бf) порядка 0,2 и при цепочках U236->Np237->Pu238->(He4 + U234)->U235->(тепловое деление), U236->Np237->Pu238->Pu239->(тепловое деление) тратится по 0,4 нейтрона из каждых примерно 2,1 нейтронов деления первичного ядра урана-235 в тепловом реакторе.

Свинцовый бридер, по идее, позволяет использовать нечетно-четные ядра как топливо. Вместо плутония-242 конечным продуктом, после захвата 7 нейтронов, может быть ценный транспортный энергоноситель кюрий-245. Cm245 имеет аномально малую критмассу на тепловых нейтронах, в том числе при 0,3 эв, в смеси с замедлителем может использоваться в ядерных ракетных двигателях для нагрева водорода.

Впрочем, вопрос о Cm245 примыкает к научной фантастике. Также как биметаллические оболочки ТВЭЛов идея которых высказывалась 51 год назад на конференции в США по быстрым реакторам. В те годы рассматривали оболочки из двух металлов, по 100 микрон каждый слой, так что внутренний металл не образует низкотемпературной эвтектики с фиссиумом а внешний совместим с натрием до температуры выше чем сталь и даже чем точка кипения. Прошло 50 лет, продвижения этой изящной идеи не произошло.

Интересно отметить, что быстрые реакторы разрабтывали почти десяток стран. Поначалу смело экспериментировали со ртутью, NaK, с нитридным и карбидным топливами, с разными сплавами металлического топлива. С самыми разными сплавами оболочек ТВЭЛ, даже танталовые оболочки ставили. Эксперименты оценивались как в целом успешные. Когда же дошло дело до реакторов средней величины, все без исключения использовали:
* UO2 в качестве топлива, заранее зная что КВ на нём в лучшем случае 1,2 - 1,3;
* нержавейку для оболочек ТВЭЛ, заранее зная что взаимодействие с теплоносителем начинается уже при 550 цельсия.
Уже из этого видно, что перевод электроэнергетики на расширенное воспроизводство ядерного топлива находится в самом начале пути.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 30.8.2014, 0:15

Причина редактирования: Политика порезана. - Модератор

[asv363]

"Что же продемонстрирует БРЕСТ-ОД-300?", - возможно будут спрашивать через некоторое время.

ОАО «НИКИЭТ» завершило разработку документации технического проекта реактора БРЕСТ-ОД-300 - © ГК "Росатом"

ОАО «НИКИЭТ» завершило разработку документации технического проекта опытно-демонстрационной реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.

БРЕСТ-ОД-300 предназначен для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем, работающие в закрытом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ), и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются. Разработка новой реакторной технологии является составной частью Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года». НИКИЭТ с соисполнителями проводит широкомасштабное обоснование для создания ядерной энергетической технологии на основе быстрых ректоров с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и ЗЯТЦ.

Разработка технического проекта реактора по дополненному техническому заданию велась с 2012 года. Проведен большой объем расчетно-экспериментального обоснования, включая нейтронно-физические, теплогидравлические, прочностные расчеты, расчеты по детерминистическому и вероятностному анализам безопасности, выполнено экспериментальное обоснование работоспособности элементов парогенератора, главного циркуляционного насоса, корпуса реакторного блока, каналов САОР, средств контроля и др. на мало- и среднемасштабных макетах. В рамках подпроекта «Плотное топливо» проектного направления «Прорыв» изготовлены и поставлены на облучение в РУ БОР-60 и РУ БН-600 экспериментальные тепловыделяющие сборки со смешанным уран-плутониевым нитридным топливом. В разработке участвовали более 25 подразделений ОАО «НИКИЭТ» и более 35 организаций и предприятий отрасли.

При эксплуатации планируется поэтапное обоснование ресурсных характеристик элементов реактора для создания коммерческих АЭС с реакторными установками со свинцовым теплоносителем, а также выработка электроэнергии. Результаты работы по техническому проекту применены в проекте энергоблока для опытно-демонстрационного экспериментального комплекса, сооружение которого начинается на территории ОАО «СХК» в г. Северск Томской области.

В 2015-2016 годах по результатам экспертизы технического проекта и экспериментального обоснования работоспособности оборудования реакторной установки на полномасштабных макетах и опытных образцах в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года» предусмотрены корректировка выпущенной документации и работы по сооружению объекта.

[Smith]

первый бетон в фундамент ПРК

[ДяДя ФеДоР]

первый бетон в фундамент ПРК

давно у нас начали столь пафосно отчитываться о начале работ по т.н. "подбетонке"?
особенно порадовали фотографии, размещенные на официальном сайте НИКИМТ-а (и оперативно перепечатанные нашими западными коллегами в новостных лентах):

http://www.nikimtatomstroy.ru/press-centr/...il-pervyj-beton

П.С. мне одному кажется, что судя по фотографиям, как минимум одна стена котлована (задний план на фото №2) устроена без откосов?

[Smith]

по мотивам сообщения об МНТК-2014 в НИКИЭТ. вот программа по состоянию на вчера (01 октября).

Сообщение отредактировал Smith - 2.10.2014, 16:03

[AtomInfo.Ru]

По нитриду. Конкретика с МНТК НИКИЭТ-2014.

1) Во ВНИИНМ изготовлены твэлы типа БРЕСТ, которые были направлены в НИИАР и в составе 5 разборных облучательных устройств (ОУ) проходят испытания в реакторе БОР-60.

2) Были изготовлены экспериментальные твэлы для испытаний в реакторе БН-600, в составе 3 комбинированных экспериментальных ТВС (КЭТВС), собранных на этой стадии работ в НИИАР. В настоящее время КЭТВС проходят облучение в активной зоне БН-600.

То есть, ранее были сделаны три комбинированных сборки. Твэлы в них отличаются плотностью, обогащением, диаметром таблетки и твэла, материалом оболочки.

Т.о., данная недавняя новость http://atominfo.ru/newsj/q0025.htm , насколько я могу понять, означает, что в Северске сделали первую полномасштабную сборку с нитридом, в отличие от КЭТВС, где было с бору по сосенке.

P.S. А вот более давняя новость про КЭТВС http://atominfo.ru/newsh/o0846.htm
Там как раз говорится: "В нынешнем году предстоит… изготовить на наших установках две полноценные экспериментальные ТВС, каждая из которых состоит из 61 твэла".

[AtomInfo.Ru]

По нитриду. Конкретика с МНТК НИКИЭТ-2014.

Доклад Троянова по нитриду в НИКИЭТе только сегодня. После того, как он будет прочитан, дам небольшие пояснения по нитридным твэлам, которые уже облучаются.

[Татарин]

Доклад Троянова по нитриду в НИКИЭТе только сегодня. После того, как он будет прочитан, дам небольшие пояснения по нитридным твэлам, которые уже облучаются.

Вот больше всего интересно, что с углеродом-14 в таком количестве делать собираются. А то как-то, мягко говоря, странное получается "пережигание долгоживущих"... с наработкой углерода-14.

[AtomInfo.Ru]

Вот больше всего интересно, что с углеродом-14 в таком количестве делать собираются. А то как-то, мягко говоря, странное получается "пережигание долгоживущих"... с наработкой углерода-14.

Был такой вопрос вчера. Ответ примерно такой - его будут удалять. Позже записи послушаю, если вопрос на них попал, то процитирую ответ.

[Татарин]

Был такой вопрос вчера. Ответ примерно такой - его будут удалять. Позже записи послушаю, если вопрос на них попал, то процитирую ответ.

Удалять КУДА?
Пережигать его никак. Только в какой-то форме хоронить... в какой?

Биологически активный радионуклид с полураспадом 5000 лет, имеющий тенденцию самопроизвольно реагировать с кислородом с образованием газа. Ага.
"Pfff... Safe!"© Док из "Назад в будущее".

Сообщение отредактировал Татарин - 8.10.2014, 14:32

[VBVB]

Удалять КУДА?
Пережигать его никак. Только в какой-то форме хоронить... в какой?

Биологически активный радионуклид с полураспадом 5000 лет, имеющий тенденцию самопроизвольно реагировать с кислородом с образованием газа. Ага.

Отечественные ПУГРы, АМБ и РБМК, американские Ханфордские наработчики и британские Магноксы с AGRами этого углерода-14 из примесей азота в графитовых остовах столько наработали за время своей эксплуатации, сколько БРЕСТы будущие на нитриде в ближайшие 30 лет не наработают.

Есть разные предложенные варианты утилизации и захоронения наработанного углерода-14.
Иммобилизация в карбонатной форме в цементовых матрицах, графитизация и захоронение в полимерной матрице, перевод в радиационно-устойчивую химически-стойкую полимерную форму (политетрафторэтилен, полиэтилентерефталат или полистирол), перевод в геохимически устойчивые формы карбидов.

[Smith]

Есть разные
предложенные
варианты утилизации и
захоронения
наработанного
углерода-14 (с)
в порядке уточнения - предложенные,но не реализованные на практике?

[Татарин]

Отечественные ПУГРы, АМБ и РБМК, американские Ханфордские наработчики и британские Магноксы с AGRами этого углерода-14 из примесей азота в графитовых остовах столько наработали за время своей эксплуатации, сколько БРЕСТы будущие на нитриде в ближайшие 30 лет не наработают.

Сечения захвата у С12 - околонулевые (за что его как замедлимтель и любят). А до С14 нужно два захвата.

[VBVB]

Сечения захвата у С12 - околонулевые (за что его как замедлитель и любят). А до С14 нужно два захвата.

В промышленном реакторном графите всегда есть примеси азота и соответственно наработка изотопа углерод-14 идет по каналу 14N+n=14C+p.
Наработка 14С по каналам 12C+2n=14C и 13С+n=14C действительно должна быть малой.
Сечение захвата тепловых нейтронов для реакции 14N(n,p)14C составляет 1.81 барн, а для реакции 13C(n,gamma)14C всего лишь 0.0009 барн.
Интересно, что сечение захвата тепловых нейтронов по каналу 17O(n,gamma)14C немаленькое 0.235 барн и в реакторах тяжеловодных углерод-14 тоже прилично генерируется.

в порядке уточнения - предложенные,но не реализованные на практике?

Предложенные ранее и опробированные на модельных имитаторах в некоторых технологических аспектах.
Разве кто-то в мире перерабатывал облученный реакторный графит или нитридное ОЯТ для отделения и захоронения углерода-14?
Какое пространство для суеты научно-исследовательской попильной по иммобилизации 14С от остовов РБМК уже вырисовывается. А там и БРЕСТы с их нитридным топливом на горизонте маячат.

Сообщение отредактировал VBVB - 8.10.2014, 21:55

[AtomInfo.Ru]

Был такой вопрос вчера. Ответ примерно такой - его будут удалять. Позже записи послушаю, если вопрос на них попал, то процитирую ответ.

К сожалению, не попал вопрос на запись. Индиец интересовался. Я не очень внимательно это слушал, но по памяти было сказано, что углерод будут удалять из цикла. Всё. Вопрос "куда" не обсуждался.

Это не значит, что вопросом не занимаются. Это значит, что я не могу сказать, на каком варианте сейчас остановились. Узнаю - отпишусь.

[VBVB]

Это не значит, что вопросом не занимаются. Это значит, что я не могу сказать, на каком варианте сейчас остановились. Узнаю - отпишусь.

Надеюсь что тема с удалением из ОЯТ 14С не будет технической тайной, интересно узнать на чем действительно остановились.

Интересует вопрос каким образом предполагается реализововать этап "мокрого" хранения нитридного ОЯТ на БРЕСТах?
Типа подержали три-четыре года на периферии зоны в свинце затем немного в сухом контейнере, а потом быстрая горячая пиропереработка?
Этапа с нахождением нитридного ОЯТ в водном бассейне не будет?