Если мы говорим о быстрых реакторах, то там аномальных поглотителей среди осколков уже нет.

Прожорливость проявляется в резонансной области сечений (или в тепловой, если у сечения есть резонанс при отрицательной энергии нейтрона).
Если мы уходим по спектру в область быстрых энергий, там резонансы заканчиваются и сечения будут того же порядка, что и площадь поперечного сечения ядра.

Для ориентира, цифры по БНАБ-78 (файл).
В быстрой области у урана-235 сечение деления 1 барн (чуть больше на самом деле, но это для грубой оценки) и сечение захвата 0,1 барн.
А у усреднённого осколка деления сечение захвата 0,1 барн.

Вообще, конечно, дожигать все осколки - это нереально.

Обычно говорят, что надо выделить некоторые из осколков с большим периодом и их каким-то способом трансмутировать.
А остальные - в хранилище или закапывать.

Две трети осколков вообще стабильные же. Редкоземельные элементы и прочие.

Совсем строго говоря, надо осколки разбирать и направлять в народное хозяйство, кому надо. Включая, кстати, и некоторые активные изотопы.
Наверно, в конце концов так и будет.

Кто/что мешает накапливать миноры в склад, для будущих проектов, технологий?
Всё выделяемое тепло надо пускать в дело, т.е. хранилища материалов нужно обустраивать в замкнутые экосистемы, сильно горячее - производство ЭЭ, тёпленькое - на циркуляцию теплоносителя пусть работает, самое низкотемпературное - греть воду, для теплиц и прочих хозяйств (представим себе отапливаемую бухту в северных широтах ).


Давайте вот будем немножко о себе думать, "снаружи" нам только санкции пока "импортируют". Если мы у себя замыкаем цикл и строим V, то это не значит, что кому-то мы тоже будем строить V. Думается такими темпами на экспорт будут идти только "батарейки", за то их можно поставлять много и дорого (они же всё так же будут в кредит).

Плохо, что у тяжёлых металлов много активных изотопов. А у палладия ещё и долгоживущий есть. Двумерно бы их разделять.

когда родий стоил дороже 4000 долларов за унцию, всерьёз обсуждались способы добычи его из ОЯТ, сейчас, после кризиса, цена на него так и не восстановилась, и он стоит дешевле 1000 долларов за унцию, и это неперспективно...

А мы о себе и думаем.

Экспорт в 90-ые оказался той штукой, из-за которой наша российская отрасль, в общем-то, и спаслась, выжила.
Причём, как видно, у нас сейчас, мягко говоря, непросто, но у других-то стран в отрасли вообще корова сдыхает.

(Гео)политика (гео)политикой, но иметь запасной фронт работ на всякий случай оказалось полезно.
И отрубать его напрочь сильно нежелательно.

Повторение 90х не допустимо. Если уж мы говорим о высоком в атомной отрасли, то и "политику" надо поднимать на высоту.

Собственно это всё будет возможно лишь если победит здравый смысл, а предпосылок (в виде нормального образования) не видно, увы

А что остается в пещере от исходного уранового ядра, при термоядерном подземном взрыве? Там то нейтронов выше крыши! наверняка ведь все меряли и весьма дотошно...

(Кстати, всегда будет старый добрый способ термояда - пещера поглубже, взрываем термояд мегатонны так на 2, используем тепло, как кончилось, взрываем следующую бомбу... Идею мне еще отец рассказывал в старые добрые 60-е, не просто так... - не знаю откуда он ее взял, может из какой нибудь Техники-Молодежи или из Знания - Сила ?)

спасет только мощное извержение вулкана, которое опустит и солнце и какашки... иначе никак.
у России только 2 преимущества в ядерной энергетике- винтажной области - старая школа и огромная территория , где можно захоронить радиоактивную грязь.
природу ведь не обманешь, раз заложен полураспад на 24000 оборотов вокруг звезды ничего не сделаешь.

ну и опыт промышленной работы с быстрыми реакторами в течении 50 с гаком лет. Но это так, мелочи

Вы, anarxi, гражданин РФ? Или всемирный эксперт-эколог в области атомной энергетики?

В этом есть здравое зерно. Но так стоит поступать только если поколения близки по технологиям. Хотя была и другая идея: поставить на Нововоронеже СВБРы в здания ВВЭР с тем же машзалом.

Упрощённая смена поколений? Да, в этом что-то есть. Добавлю.

Ну и еще аспект (раз уж мы говорим о 50-100 годах): разнообразие возможностей использования реактора - это еще и возможность применения военный / гражданский.

А военный в этой перспективе, какие бы соглашения не писались, и как бы к этому ни относиться, будет означать "космический".
Со всеми вытекающими для потребления, безопасности, ремонтопригодности и т.д. и т.п.

Добавил в список идей, но здесь, на мой взгляд, возможна некоторая развилка.
Технологии могут идти рядом, а могут и разойтись.

Если имеем гражданский реактор, у которого есть военный близкий родственник, то плюсы этого понятны.

Но возможен и вариант своего рода развода, при котором военные проекты выберут свой путь и полностью уйдут в тень.
Сейчас они ещё немного отсвечивают в мирной, условно открытой части.
Развод имеет смысл с точки зрения экспорта. При разводе экспорт никак не будет связан с военными ноу-хау.
Минусы тоже понятны - например, придётся поддерживать две разных технологии.

В общем, здесь предсказывать сложно.
Но иметь (хотя бы) про запас некие технологии исключительно для военных смысл есть.

Тут был уже интересный вопрос насчет комплексирования - развязки разных компонтент. Практически во всех отраслях промышленности исторически, сам собой победил именно этот подход: не паровая машина при станке, а электростанция-сети-электродвигатель станка. Не предприятие, делающее гайки из руды, а отдельно ГОК, отдельно сталеплавильное, и отдельно - гайкоделы. Изолированные на некой ступени передела от дальнейшей цепочки и взаимозаменяемые.
Мы переходим на электродвижение даже на кораблях (вместе дизеля с винтом - дизель-генератор-мотор-винт) и на тепловозах.

Что у нас есть (в привычной нам АЭС)? Есть ядерная грелка, дающая полезное горячее тепло. Есть системы безопасноти и управления. И есть преобразователь тепла в электричество. У каждой системы есть свой наиболее выгодный масштаб и наиболее выгодная серийность.
Так можно спросить: а кто нам записал в скрижали, что на одну грелку размерности Р мы должны иметь одну систему безопасности, одну систему управления и одну тепло-механически-электрическую часть?

Пусть у нас ядерные грелки удобной для безопасности размерности стоЯт в удобных по размеру зданиях и работают на несколько машинных отделений. Пусть их будет n по удобной размерности P и пусть у нас будет к привычной размерности турбин. Пусть у нас на всю АЭС будет столько систем управления (каждая способна управлять комплексом при надобности) и безопасности, сколько надо.

Вопросы КИУМ, безопасных ремонтов, перезагрузки, маневренности, технически удобных размеров и экономически удобной серийности при этом решаются сами по себе.
Не, ну вправду: почему отказ ГЦН первого блока вызывает тотальный фейл, если ГЦН второго, третьего и четвертого - исправны?

Умно ли мы поступаем, придерживаясь исторической традиции "делать собственные незаменимые гайки на каждом автозаводе"?

Может быть, пятое - это в том числе отказ от традиции жестко проектировать генератор под источник тепла, а источник тепла - под генератор? Договорились же мы как-то раз о том, что все утюги России работают от 220В, и неважно, от какого топлива эта энергия? Договорились же мы не делать двигатели под каждое месторождение нефти, а производить некий бензин с оговоренным октановым числом 95? (...а также 92 и 98).

Почему мы не можем развязать (в смысле, совсем, хорошо так развязать) ядерную часть от термодинамическо-электричской?
И оставить себе все радости жкономики и поэтапных апгрейдов.

...пусть это - фантазия в некоем абстрактно-мировом масштабе, но внутри одной головы и одного предприятия достичь консенсуса-то можем?

Хм...

БН-350 работал с общим машзалом с ТЭЦ.
Турбины были всё-таки у каждого свои, а вот водный цикл, например, был общий.

Плюсы от совмещения были. Но были и минусы - например, проблема с водой затрагивала сразу и ТЭЦ, и АЭС.

Эти же мысли плотно сидели в головах инженеров, разработавщих в свое время реакторы-наработчики. В большинстве этих реакторов экономия нейтронов ставилась во главу угла, поскольку целью была наработка наибольших масс пригодного для ЯО плутония с максимизированной долей плутония-239. Позднее при промнаработке трития вопрос экономии нейтронов тоже вставал плотно.
Но в гражданских ЯЭУ экономия нейтронов никогда не ставилась во главу угла, за исключением может только некоторых ледокольных реакторов первого/второго поколения. Но эти реакторы скорее не гражданские.

В энергетических промышленных ЯЭУ кучи разных нейтронных поглотителей специально в топливо и теплоноситель вводят для управляемости и сглаживания скачков реактивности. Об экономии нейтронов в промышленной энергетике никто задумываться не хочет, ибо экономия эта приводит к усложению управления ЯЭУ и потенциальному снижению безопасности.

Вообще, есть мнение, что при расмотрении новых проектов перспективных ЯЭУ вопрос эффективной утилизации нейтронов деления должен быть одним из приоритетов. Иначе это было бы равносильно ситуации если бы газ на теплооэлектроцентралях отказались бы сжигать в парогазовых установках с КПД 60%, а волюнтаристски сжигали бы в примитивных газотурбиных установках с КПД около 25%.
А в тех же ВВЭРах сейчас имеем, что вместо потенциального коэффицинта воспроизводства ядерных делящихся изотопов под 80% имеем КВ на уровне менее 40%. А при переходе к обогащению топлива более 5% и увеличению выгорания КВ таких ВВЭР будет стремиться к величине 0.3 с учетом пропадания плутония-241 во время хранения в ОЯТ.
На тех же древних ПУГРах типа АДЭ-2 с выработкой промышленного тепла и электроэнергии КВ составлял около 0.67-0.7. Но они же прародители РБМК...

Нежелание смотреть вперед и проявлять заботу о потомках.

Если бы СССР не оставил бы РФ кучу ВОУ, то чтобы мы делали с топливом для АПЛ/ледоколов и энергетических ЯЭУ?
Если бы СССР не оставил бы РФ кучу оружейного и выделенного топливного плутония, то о каких проектах БНов/БРЕСТов можно было бы заикаться?

А что сейчас значимого делается для потомков в области ЯТЦ?

Логично.

Для промышленных ЯЭУ средней и малой мощности вполне напрашивается подход перехода на комплекс ЯППУ+турбогенерирующий комплексный агрегат.
Вполне можно использовать модульный принцип в компоновке АЭС в противовес продвигаемому конверсионнному интегральному подходу в интегральной компоновке малых/средних ЯЭУ.

Тогда можно и АЭС малые/средние осмысленно строить с возможностями относительно быстрой замены центральной ЯППУ(как на ледоколах) в ходе жизненного цикла или с возможностями быстрых переходов на турбомашинерию новых поколений.
Стоял бы, например, на такой АЭС какой-нибудь ВВЭР-С/300, а потом его бы заменили на СВБР-300.

К сожалению, энергетическая эффективность подобного сочетания сомнительна. Из-за двух ТГ и остальногого хозяйства.


Конечно СМР - занятие увлекательное, но убыточное изначально. Хотя, конечно СВБР-100 был привлекательным проектом.

Разделали первую сборку ВВЭР-1000.

Справедливости ради, СССР старался вовсе не для потомков. Куча ВОУ и плутония оказались "лишними" вследствие политики разоружения горячо любимого многими Горбачёва. Так что, благодарить нужно Михаила Сергеевича.

А как же РБМК? Откуда там взялись графитовые секции на органах регулирования?


Правильно. Задача экономии нейтронов в тепловых реакторах почти всегда входит в противоречие с управляемостью и безопасностью. Выше вы сами про это же и писали.

Отнюдь. Термоядерный синтез aka "Котёл взрывного сгорания" технически и экономически доступен уже сейчас. Недоступен политически, это правда. Но, если бы прижало, использовать его, как наработчик, больших проблем бы не составило.



КВС на дейтерии достаточно дёшев. Среди разработок промышленных ЯВУ были ТЯ устройства на сжатом дейтерии. Конечно, там требовалась инициация. Но это обходимая проблема.
К тому же, сжечь "весь" уран-235 крайне затруднительно. Даже при содержании его в хвостах 0,1% всегда можно попытаться их докрутить. Понятно, что, чем дальше, тем это будет дороже, но, по мере совершенствования центрифуг, вполне осуществимо технически.

Нет, недостаточно. ЯВУ - слишком дорогое устройство в пересчёте на кВт*ч. Грубо, 1кВт*ч ~= 1кг ТНТ. 1кт ~= 1ГВт*ч(т) ~= 0.6М рублей по отпускным ценам АЭС в предположении неслабого для КВС КПД в 33%.

То есть, 20кт - около 600 000 р. Сомнительно, что дейтериевое ЯВУ из "грязного" фонящего материала можно собрать за такую сумму (ЯВУ гораздо сложнее ядерного топлива для реакторов, а "чистое" ЯВУ - ещё сложнее), я бы накинул 1.5-2 порядка сразу.
И это - только топливо.

А учитывая монструозность установки и сложность обслуживания самого КВС, явно, что топливная составляющая в его энергии не будет доминировать...

Нет, это будет ну очень дорогое удовольствие.

А вот инженеры, обосновывавшие экономику котла взрывного сгорания, считают, что он может быть дешевле энергоблоков поколения 3+


Естественно, оптимальная по деньгам мощность единичного заряда составила 150-180 кт, и сделать ТЯ устройство с меньшим энерговыходом - значит, заранее закладываться на неоптимальность.


Дейтериевое, причём, очень чистое ЯВУ (92% энерговыхода - синтез) мощностью около 150 кт было испытано в программе т.н. "мирных ядерных взрывов". Основная проблема - разработчики отказались гарантировать долговременную прочность конструкции под давлением несколько сот атмосфер (вроде бы 330, но эти данные получены из недостоверного источника), и его пришлось накачивать на месте. Расход плутония на первичный узел был около 2,5 кг - можно было бы чуть меньше, но тогда инициирующий узел получался дороже. Насчёт грязного энергетического плутония ничего сказать не могу - такой задачи не ставилось.

А вот задача выжигания долгоживущих изотопов, но в мишенях внутри котла, а не в самом ЯВУ, ставилась.


Наоборот, затраты на капиталку сильно меньше, чем у традиционных энергоблоков. Правда, не везде можно КВС устраивать - нужны скальные породы с определённым составом и т.д. И затраты на текущее обслуживание получаются несколько меньше.

Монструозность нынешних традиционных энергоблоков почему-то привычно недооценивается, а, ведь, она уже зашкалила за любые разумные пределы. БН-1200 можно построить за 10 лет, если напрячься. КВС можно построить существенно быстрее.

Вообще-то, я ни разу не апологет КВС, просто, на случай "скончания" урана-235 это видится вполне возможным вариантом для восстановления нейтронного баланса.

А вот, кстати, насколько может быть дёшев и эффективен термоядерный нейтронный генератор? Если условия энергопрофицита термоядерной реакции не стоит.

180кт - это уже совсем иные размеры этого КВС с нереальной оптимальной (оптимальной для осмысленного КИУМ) УМ. Для 15кт ЯВУ средняя мощность была, НЯП, 20ГВт(э), 60ГВт(т) - 40 взрывов в час. Страшно представить, что требуется под 180кт. А ведь проблемы системы растут с мощностью единичного ЯВУ, а не падают (хотя коэффициент термоядерности и растёт - тут да).

Утилизация делящихся (и, ессно, очень грязных и фонящих) материалов из КВС - необходимость, потому что "расход" определяется не выгоранием. Бомбе нужно несколько кг плутония даже если при взрыве выгорит менее 100г.
Просто представь себе радости сбора материала из КВС и последующей радиохимии...

Ну и всё равно, уложить даже в 100000$ 180кт ЯВУ с дейтерием высокого давления и высокофоновым плутонием - это, всё-таки, нужно суметь. А ведь это - лишь нижняя граница стоимости, при которой вся цена энергии равна строго цене топлива.
При нулевой стоимости всех капитальных сооружений, обслуживания и вообще всех прочих OPEX.

Не. Очень это дорого. Ну на самом деле - ну очень.
В реальном мире всему этому есть куда более дешёвые альтернативы (причём, простые, надёжные, не грязные и не опасные и т.п.).

при текущих технических возможностях - астрономически дорог. Высокоэнергетические нейтроны жгут всё подряд в токомаках, на инерционном синтезе пока не удается добиться альфа зажигания. по поводу мю-катализа - не могу сказать

Сложно сказать, особенно в связи с тем, что должен же быть и потребитель нейтронов - какой конструкции он будет?

Теоретически тут довольно интересно смотрятся схемы на открытых ловушках и FRC, но есть ощущение, что все равно адски сложно получится, например катушки соленоида под потоком нейтронов 10^14 н*cм^-2*с-1 - как их сделать?

А всякие дырявые устройства типа фьюзоров и поливеллов?

Википедия пишет:

с моей точки зрения, самым перспективным источником нейтронов является всё таки инерционный синтез, поскольку сложная техника и повреждающий поток нейтронов пространственно разделены. кпд лазеров растёт, и то, что раньше казалось нереальным при ламповой накачке, становится обыденностью для полупроводниковых лазеров. Опять таки, в случае непрямого зажигания задача гибридного синтеза/деления становится обыденностью - изготавливаем хохлаум из урана/тория/ма

Не знаю, что вам там перспективным кажется: Q (тоже немаловажный параметр даже для нейтронного источника) в районе десятитысячных долей, принципиальная импульсность, дорогое топливо.

Полупроводниковые лазеры - это замечательно, но пока очень, очень далеко по мощности от лазеров на неодимовом стекле. Волоконные лазеры с светодиодной накачкой выглядят лучше, но это тоже другой класс пока. Тупик.

Не разу не встречал коммерческих фузоров, вообще у них кондуктивные потери очень высоки - кажется небольшой линак принципиально лучше, раз он по сути везде используется. Просто фузор - сам себе газовая мишень с рекуперацией энергии ионов.

Что касается поливэллов, то мне кажется, что это очередной кружок фанатов, как по многим термоядерным концепциям. История EM2 намекает - как только navy устал их кормить, так сразу они заговорили о потрясающих результатов, хотя за 15 лет до этого не сумели сдвинуться с места...

Не зря все же, профессионалы из всяких ВНИИА и LANL сосредоточились либо на dense plasma focus'ах, либо на минилинаках (доведя последние до 10^13 н/с), не смотря на умозрительные преимущества реактора с конфайментом.

я наверное неправильно выразился. Они мне кажутся более перспективными чем тот же самый токомак. В конце концов, КПД лазеров пока растёт так что есть какая то надежда - особенно если сравнивать такую систему с адски сложным вакуумным токомаком размером с футбольное поле, набитым высокосложной техникой при температуре в пару кельвинов - ещё и с рециркуляцией трития/литиевыми бланкетами/нейтронной светимостью как пара БН

Про Z машину вот тоже чё то давно не слышно - не к добру это. Думается мне, амеры что то замышляют

Ну, строго говоря, поток нейтронов "на катушки" в "чистом" ТЯ на порядок больше (и с почти на порядок бОльшей энергией), чем в гибриде.

Урановый бланкет с отражателем качественно не так уж отличается от чисто-поглотительного литиевого. Отличия только количественные, и они скорее в пользу гибрида: при том же съёме с бланкета меньше требуется ТЯ-нейтронов (на порядок-полтора), соотвественно - меньшие требования к плазме, соответственно - к полю, соотвественно - к катушкам.

Тут, скорее, беда в том, что "термоядерные" сложность и стоимость "гибрида" сочетается со всеми известными минусами и термояда, и АЭС. Ну, кроме ядерной аварии с разгоном... да и то - с оговорками.

То есть, платим и по части термояда, и по части АЭС - почти столько же, а на выходе получаем систему, которая не сильно лучше чистой АЭС и не сильно дешевле чистой ТЯЭС...

Разве что, можно надеяться, что ТЯ-часть настолько упростится, что гибрид будет дешевле, чем БР.

Беда в том, что для инерциального ТЯ нужны импульсные лазеры с малым временем импульса.

Это принципиальная разница: для короткого импульса всю его энергию нужно запасти в возбуждениях активной среды лазера. Причём, в короткоживущих возбуждениях (коэффициенты Эйнштейна, всё такое).

А из этого следуют сразу две вещи: плотность запасания энергии очень маленькая (то есть, нужно много дорогостоящей АС на каждый джоуль), и закачивать её нужно быстро (то есть, малый КПД сам по себе, и нужно ещё одну ступень менее быстродействующих "запасателей" дикой мощности и ёмкости).
Вот и получается вместо "сложного вакуумного токамака" - моструозный NIF, набитый тоннами хайтечного неодимового стекла с нанометровой точностью.

Традиционный выбор десерта из корнеплодов с невысоким содержанием сахаров.

DPF - можно рассматривать одним из видом инерциального удержания. Фузоры нынче тоже с катушками лепят (ну, те, кто хоть на сколь-нить вменяемой основе ими занимается, даже со всеми оговорками насчёт вменяемости).

а Z machine чем плоха при таких раскладах?

Позвольте несколько тезисов вбросить:

Устройство, бесперспективное в плане настоящего термояда, вполне может оказаться интересным как источник нейтронов.

Нам не нужно много нейтронов. Если термоядерный источник сможет выдавать на уровне запаздывающих нейтронов, то ему уже найдётся применение. Например, для ЖТР, у которых с запаздывающими туго.

все таки, а какие там сложности то? Скважина на пару километров, там пещера в скале. Взрываем, тепло используем, взрываем еще раз... все что там лишнего осталось - будет дальше нейтронами добиваться, до состояния когда уже делиться некуда. 2 км под землей ну или 1. Никаких систем аварийного расхолаживания и прочей чуши не требуется, отказывать нечему, при том ТВЭЛы по совместительству являются заодно и ядерными боеголовками... и военные довольны и гражданские

ну вроде бы всё ответили - бомбы дорогие, тепло из этой ямы непонятно как утилизировать, радиация попрёт оттуда, неясно как возвращать в систему неподелившийся плутоний (мы же хотим синтезом основную энергию получать).

Z-machine всем хороша, кроме далеких от Q=1 показателей. Посмотрим, в этом году должна быть вторая серия экспериментов MagLIF на ней, возможно, что и получится каменный цветок, 3 года назад были довольно обнадеживающие результаты.

Смотря как гибрид выглядит. Если катушки снаружи бланкета - то нет, не больше, а наверное и там и там одинаково (т.е. будет защита). Это, скажем Демо-ТИН. А вот если катушки внутри реактора получаются, как в проекте Аржанникова и Томского политеха, то все, баста.



Тут полностью согласен.

ПП-лазеры - это принципиально иной класс устройств с похожим названием, но совсем иными характеристиками.
Качество их излучения в целом очень низкое - и по качеству луча, и по времени когерентности. Плотность накачки у них прекрасная, ограниченная размерами перехода, но это же и минус, потому что из всего объёма прибора работает только переход, то есть, опять возникает некое подобие "инженерной плотности мощности", и она тут мала.

(К слову "светодиодная" накачка в более-менее мощных волоконных лазерах - обычно ПП-лазеры или сверхлюминесцентные СД (ну, по сути, тоже лазеры, но "недоделанные", без качественного резонатора и потому дешевле, чем "честные"). Так выходит дешевле (выше КПД и меньше проблем)).

И волоконные лазеры не катят для лазерного термояда опять же принципиально: в силу своей природы они не могут работать с широким спектром, а резкий фронт (привет, Фурье!) - это именно широкий спектр. Волоконные лазеры хороши чугуний распиливать, но у лазерного ТЯР сейчас - ну очень жёсткие требования по пространственной и временной плотности энергии

То, что не успели в СССР.
БН-1200 как равноправный (по затратам) участник энергетики.
MOX в проммасштабах.
(именно делается, а не сделано).

А также понимание процессов, происходящих в нитридном топливе при параметрах, характерных для большой энергетики.