Проект ПРОРЫВ Опции

[AtomInfo.Ru]

а она (твс) разве не должна быть заметно больше зоны и выступать над уровнем свинца?

Ну да. Так зона же 1,1 м. А в кассете длина только твэла больше 2 м. Плюс концевики. Так что, да, выступает.

[AtomInfo.Ru]

см. слайд 3 ну и другие слайды тоже любопытны.

Ага, вот он и твэл.

Активная длина 1100.
Вся длина 2160.
Как и предполагалось.

Ещё б кассету когда-нибудь посмотреть...

[asv363]

см. слайд 3 ну и другие слайды тоже любопытны.

Спасибо! Весьма занятный слайд. Однако, есть небольшие вопросы, в связи с выделением отдельно диоксида америция, который справа упоминается уже как нитрид.

1. Какими методами предполагается извлечение конкретно америция и реально ли это для маленького "свечного заводика"?
2. В чём цель данного действия?
3. И, главное, окупится ли извлечение (неизвестным методом) америция для изготовления специальных ТВЭЛ, учитывая, что зная их долю и предполагаемый изотопный состав, долю генерации на такого рода ТВЭЛ можно оценить сверху?

[Smith]

Спасибо! Весьма занятный слайд. Однако, есть небольшие вопросы, в связи с выделением отдельно диоксида америция, который справа упоминается уже как нитрид.

1. Какими методами предполагается извлечение конкретно америция и реально ли это для маленького "свечного заводика"?
2. В чём цель данного действия?
3. И, главное, окупится ли извлечение (неизвестным методом) америция для изготовления специальных ТВЭЛ, учитывая, что зная их долю и предполагаемый изотопный состав, долю генерации на такого рода ТВЭЛ можно оценить сверху?

согласно докладу главного технолога проекта Прорыв в среду во ВНИИНМ, реалистичность, экономичность и конкретные методы вовлечения МА в ЯТЦ в данный момент активно изучаются, сложность процесса не отрицается, но решения ищутся, т.к. руководством поставлена задача рециклировать нептуний (с ним проблем нет) и америций, а кюрий отправлять на хранение.

Сообщение отредактировал Smith - 14.11.2014, 17:44

[AtomInfo.Ru]

На самом деле, по америцию в России нет окончательного решения и идёт анализ вариантов.

Выделение элемента-младшего актинида - это так называемое гетерогенное дожигание (или трансмутация). Исторически рассматривается как конкурент гомогенной трансмутации, когда все тяжёлые металлы возвращаются в цикл вместе.

Плюс. Концентрируя весь возвращаемый америций в отдельных сборках (или твэлах), уменьшаем концентрацию америция (и, соответственно, 238Pu) в остальном топливе для стационарных загрузок.

Минус. Появляется новый непростой в освоении вид топлива, по которому мало экспериментальных данных. И это новое топливо несколько искажает характеристики активной зоны.

Далее решается задача на оптимизацию - считается эффективность сжигания америция в гомогенном варианте и сравнивается с возможными (при заданных ограничениях) компоновками гетерогенного характера. Если в конкретном аппарате удаётся увидеть существенный выигрыш для какой-либо гетерогенной компоновки, то есть смысл браться за устранение минусов.

[AtomInfo.Ru]

извлечение (неизвестным методом) америция

Методы... В Штатах для америция в GNEP предполагался, например, UREX+4. Но это название вряд ли кому-то что-то скажет конкретное. Возможно, у нас будет аналог, возможно, что-то своё. Сейчас стадия НИР. Обсуждать конкретику просто рано.

[AtomInfo.Ru]

Окупаемость у трансмутации младших актинидов рассматривать надо со следующей точки зрения.
Младший актинид - это бывший уран-238. Следовательно, захоранивая его, мы выбрасываем часть урана. Возвращая его в реактор, мы эту часть урана частично утилизируем.

При сегодняшних спотовых ценах на уран, конечно, дешевле его (в виде МА) выбрасывать, чем утилизировать. Но такое положение не будет вечным. Соответственно, нужен НИР по трансмутации, чем сейчас и занимаются. В отличие от предыдущих всплесков интереса к проблеме, в этот раз есть шанс дойти до серьёзных экспериментов.

Сравнивать же по экономике гомогенное и гетерогенное выжигания (если в этом была суть вопроса), сегодня не реально в принципе, т.к. практически все данные будут с огромной неопределённостью или вообще с потолка. Прикидки делаются и всегда делались, но они не более чем некие ориентиры.

[VBVB]

т.к. руководством поставлена задача рециклировать нептуний (с ним проблем нет) и америций, а кюрий отправлять на хранение.

Т.е. ориентируются на многократный рецикл нептуния и америция?
Насчет кюрия, имеется ввиду направлять кюриевые фракции на ответственное хранение или на захоронение в геологических формациях?

[VBVB]

Окупаемость у трансмутации младших актинидов рассматривать надо со следующей точки зрения.
Младший актинид - это бывший уран-238. Следовательно, захоранивая его, мы выбрасываем часть урана. Возвращая его в реактор, мы эту часть урана частично утилизируем.

При сегодняшних спотовых ценах на уран, конечно, дешевле его (в виде МА) выбрасывать, чем утилизировать. Но такое положение не будет вечным. Соответственно, нужен НИР по трансмутации, чем сейчас и занимаются.

IMHO, видится слегка однобокое рассмотрение проблемы младших актинидов.

По сути имеем в виде Np, Am, Cm как продуктов ЯТЦ:
1. Элементы переменного радиоизотопного состава (за исключением моноизотопного Np) в высоким нейтронным потенциалом для энергетики на быстрых нейтронах
2. Элементы с высокой степенью радитоксичности довольно длительно живущих изотопов (Am и Cm) и крайне высокой геохимической подвижностью по сравнению с теми же U, Pu, Th. Высокая геохимическая подвижность Am и Cm вытекает из их преоладающего существования в виде An(III) по сравнению с преобладающим вариантом An(IV) для остальных актинидов ЯТЦ (Th, Pa, U, Np, Pu).
3. Перспективное сырье для промышленной наработки потенциально интересных изотопов Am-242m, Cm-245, Cm-247 с наилучшими характеристиками для создания наиболее легковесных портативных ядерных устройств и двигательных установок для космоса.

Т.е. игнорировать проблему непрерывного накопления минорных актинидов столь долго нельзя и решения нужно уже сейчас опробировать. Поскольку при увеличении доли быстрых реакторов в отечественной АЭ кол-во генерируемых миноров будет резко расти, одновременно и топливная проблема существует.
Поэтому минорные актиниды по любому придется вводить в отечественный ЯТЦ рано или поздно.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2014, 20:53

[AtomInfo.Ru]

Т.е. ориентируются на многократный рецикл нептуния и америция?
Насчет кюрия, имеется ввиду направлять кюриевые фракции на ответственное хранение или на захоронение в геологических формациях?

Посмотрите http://atominfo.ru/news/aira079.htm
Главка "Трансмутация".
Например:

Поэтому сейчас те специалисты, которые разрабатывают у нас концепцию замкнутого ядерного топливного цикла, говорят о возможности трансмутации нептуния. По кюрию ответ, скорее всего, будет отрицательным - уж слишком у него большое тепловыделение и активность. А по америцию сохраняется неопределённость, в том числе, и в том плане, что удастся ли разделять америций и кюрий.

Проще говоря, есть уверенность в том, что нептуний удастся многократно рециклировать, и что кюрий не удастся.
Америций по-прежнему спорный, с момента интервью мало что изменилось.
Уверенность не означает, что всё сделано и все проблемы решены. Это значит, что уверены с большой вероятностью в том, что с проблемами справятся.

По кюрию вопрос придётся решать в комплексе, когда станет окончательно ясно, какой будет структура нашей АЭ.
Например, если всё-таки будут пристанционные циклы, то, на мой взгляд (это частное мнение!), удобнее хранить кюрий на площадках. Если централизованный, то возможно вывозить его на окончательное захоронение.

[AtomInfo.Ru]

IMHO, видится слегка однобокое рассмотрение проблемы младших актинидов.

Да, конечно, это была только одна сторона вопроса.
Естественно, есть ещё очень неприятный п.2, от которого нельзя просто так отмахиваться. И оценить экономический ущерб от этой самой геохимической подвижности трудно, а если оценивать его сверху, то ответ будет, скорее всего, примерно такой (утрированно): "Трансмутировать любой ценой выйдет дешевле".
Поэтому да, такая задача есть. Но она всё-таки не самая приоритетная на сегодняшний день. Стадия НИР, возможно, с элементами НИОКР - то, что для неё подходит сейчас.

По третьему пункту мне сложно возражать, ибо я соавтор одной работы по проекту реактора на Am2m. Правда, медицинского, не космического. Но проект возник после обсуждения темы с группой товарищей из Израиля, работавших как раз над космическим реактором с Am2m.
Тем не менее, я всё-таки отношусь сегодня к этим интересным изотопам сдержанно, без фанатизма. Ну да, у реактора на Am2m критмасса порядка 20 грамм или менее (пишу по памяти), но защиты для космонавтов такому реактору придётся поставить столько же, сколько и реактору на уране. И вес этой защиты будет таков, что выигрыш по массе топлива окажется не интересным.

[AtomInfo.Ru]

3. Перспективное сырье для промышленной наработки потенциально интересных изотопов Am-242m, Cm-245, Cm-247 с наилучшими характеристиками для создания наиболее легковесных портативных ядерных устройств и двигательных установок для космоса.

На тему сырья.

На самом деле, в своём проекте, который упомянул выше, мы знали, где возьмём Am41. Где конкретно - "не то чтобы не знаю - рассказывать нельзя". И знали, где будем облучать, разговор доходил уже до финансов.

Вопрос, который встал сразу же - невозможно перевести весь объём Am41 в Am2m, как ни старайся. То есть, итоговый продукт будет представлять собой смесь с большой долей Am41. Далее, появится 43 (на Am2m есть захват, и из него как раз и должен выйти Am43, если ничего не забыл за давностью лет).
А н/ф характеристики смеси сразу будут резко хуже, чем у чистого Am2m.

Значит, что - разделять изотопы? Первое, что мы услышали от знающего человека: "Вы загадите нам все центрифуги, и мы за это не возьмёмся ни за какие деньги!".
То есть, фактически нужно делать отдельные линии для работы только с америцием.

По этим и многим иным причинам, лёгкий и вполне "инновационный" проект начал шаг за шагом превращаться в монстра-бездонную бочку. Поэтому проект был закрыт на ранней стадии, а делавшая его компания переориентировалась на другое, более традиционное топливо.

[AtomInfo.Ru]

В общем, суммируя по интересным изотопам.

Мне как расчётчику работать над реакторами с такими загрузками было очень приятно. В конце концов, элементарно греет душу, что можешь небрежно обронить: "Разрабатывал проект реактора, в котором топливная загрузка измеряется десятками грамм".
Однако практическое их внедрение настолько далеко, что на сегодняшний день они - удел вузовской или академической науки, даже не корпоративной (прикладной). Боюсь, что до их внедрения мы физически не доживём.

[Татарин]

Проще говоря, есть уверенность в том, что нептуний удастся многократно рециклировать, и что кюрий не удастся.

А почему?

[AtomInfo.Ru]

А почему?

Сразу скажу, что дело не в физике/нейтронике. В быстром реакторе 237Np и 241Am похожи друг на друга, всякие разные графики по трансмутации у них схожие.

У нептуния-237 самый большой период полураспада среди миноров - 2 миллиона лет. Для сравнения, у 241Am - 433 года. То есть, работать с нептунием проще - при одинаковых с америцием загрузках активность и тепловыделение за счёт распада в топливе будет намного ниже.

Первые опыты с облучением миноров в реакторах также оказались для нептуния более благополучными. См. интервью Забудько. Если по топливу с добавкой нептуния она высказывается доброжелательно ("не замечено принципиальной разницы в поведении этого топлива по сравнению с МОКС или диоксидом урана"), то для топлива с добавками америция сходу перечисляет замеченные проблемы (например, накопление гелия и т.д.).
Справедливости ради, с нептунием тоже не всё просто - например, про один французский твэл нам рассказывали, что в нём после облучения обнаружили "островки" нетронутого нептуния. С чем связано, не знаю; может быть, были некие дефекты при изготовлении, которые так повлияли.

Насчёт изученности химии нептуния и америция. В том же интервью Забудько осторожно-скептически высказывается по перспективам выделения америция. Что же до нептуния, то просто для сравнения - монография по его химии в СССР была издана аж в 1978 году. Не уверен, что химия америция известна с той же степенью детальности.

Наверное, есть и другие причины. Но факт, что по рециклированию нептуния действительно высказываются положительно, в то время как по америцию пожимают плечами ("будет видно").

[VBVB]

Насчёт изученности химии нептуния и америция. В том же интервью Забудько осторожно-скептически высказывается по перспективам выделения америция. Что же до нептуния, то просто для сравнения - монография по его химии в СССР была издана аж в 1978 году. Не уверен, что химия америция известна с той же степенью детальности.

Если с выделением нептуния при переработки ОЯТ экстракционными методами принципиальных проблем нет, то при растворно-экстракционном выделении америция вместе с ним во фракции идут и наработанные в ОЯТ осколочные изотопы самария и европия. Причем отделение америция от европия, который представлен изотопами - эффективными нейтронными поглотителями, и есть самый дорогой и сложный гемор.
Вариантов химических разделения америция и европия много разных есть, но они в большинстве требует серьезной модификации PUREX-цикла переработки ОЯТ. Это использование дорогих специальных представителей фосфоновых кислот, или фосфиносксидом хитромудрых, или сложных тиакаликсареновых производных или меркаптопроизводных диамидов. Причем из-за Am-242m эти дорогие экстрактирующие комплексообразователи сильно и довольно быстро деградируют.
IMHO, rогда говорят у нас про проблему америция скорее следует считать, что идет речь про америций-241 которого в хранимом отечественном запасе оружейного и топливного плутония дохрена накопилось и с ним надо что-то делать более осмысленное, чем тупо захоронить в какой либо скважине. А уж потом следует думать об америции из имеющегося и нарабатываемого ОЯТ.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2014, 1:17

[Дед Мороз]

А вот можно задать, вероятно, дилетантский вопрос (я не физик, я экономист - мне можно ).
А не подходят ли случайно америций и кюрий для изготовления едреной бомбы, в том числе сверхмалых размеров?

[VBVB]

А вот можно задать, вероятно, дилетантский вопрос (я не физик, я экономист - мне можно ).
А не подходят ли случайно америций и кюрий для изготовления едреной бомбы, в том числе сверхмалых размеров?

Перечисленные Am-242m, Cm-245, Cm-247 теоретически по характеристикам позволяют создать экспериментальные ядерные взрывные устройства чуть меньше размерами и весом (грубо предельно раза в два для Am-242m), чем на плутонии-239.
Практически же все три упомянутых изотопа для создания реальных долгохранимых боеголовок непригодны ни по высокому избыточному тепловыделению, ни по радиционным характеристикам, ни по свойствам их известных металлических сплавов с относительно низкой плотностью по сравнению с U, Np, Pu и более низкой пластичностью при имплозии.
А вот для создания малогабаритных космических ядерных реакторов для беспилотных дальних миссий эти три изотопа вполне подходящие, заметно превосходя уран-233 и плутоний-239.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2014, 2:20

[Татарин]

Сразу скажу, что дело не в физике/нейтронике. В быстром реакторе 237Np и 241Am похожи друг на друга, всякие разные графики по трансмутации у них схожие.

Нет, вопрос был, скорее, почему такая уверенность, что кюрий - не удастся?
Это хорошо известно, что он "плохой" или дело в том, что наоборот - пока о его физике-химии-обработке известно недостаточно?

То есть, это "пока не получится" или "не получится совсем"?

[VBVB]

Это хорошо известно, что он "плохой" или дело в том, что наоборот - пока о его физике-химии-обработке известно недостаточно?

IMHO, кюрий из ОЯТ легководников по суммарным характеристикам радиотоксичности на редкость неудобная штука для масштабного производства таблеточного топлива, особенно столь геморного как нитридное.
Кюрий же из ОЯТ быстровиков еще хуже будет в этом отношении.

В отношении растворно-экстракционной физико-химии по кюрию данных в разы меньше, чем по америцию.
В области химии солевых расплавов кюрий тоже менее исследован, чем америций. Однако НИИАР с ИВТЭ УроРАН приличный вклад в получение ранее неизвестных данных по электрохимии кюрия в галидных расплавах сделал.

Если смогут в ближайшие годы запустить отечественный пироэлектрорепроцессинг ОЯТ, то выделение кюриевой фракции со временем станет вполне рутинной операцией. Однако проблемы с хранением кюрия, изготовлением из него мишенного топлива для быстровиков-выжигателей и трансмутационные сложности некуда не денутся.
Радиационно-нейтронные и теплофизические характеристики горячего трансмутируемого кюрий-содержащего ОЯТ после прохождения даже одного цикла в зоне БНа или БРЕСТа заставят поломать голову где и как хранить это "добро" до последующего этапа рециклинга.