Спасибо, теперь понятно. То есть, БРЕСТ даже без бланкетов имеет КВ больше 1. Значит, КВ на свинце все-таки больше чем на натрии.

И ещё. Если подойти к делу глобально.

С одной стороны, есть, назовём её - научная или теоретическая задача. С точки зрения нейтроники, в реакторе хотелось бы иметь наилучший нейтронный баланс, то есть получать с одного деления как можно больше нейтронов. Мы их можем использовать для воспроизводства топлива, для трансмутации (наработки нужных нам для различных целей изотопов), можем "отдавать" лишние нейтроны конструкторам, и т.д. и т.п.
Наилучший нейтронный баланс получается, как можно судить по таблице, для спектра нейтронов деления - исходного спектра, с которым нейтроны появляются в реакторе деления. Лучше может быть, например, в гибридных системах, где термоядерный источник подкидывает нам нейтроны 14,5 МэВ, но рассматривать всерьёз такие системы пока не будем, пусть термоядерщики для начала ITER пустят.
Любой изотоп в активной зоне смягчает спектр нейтронов (рассеяние!), то есть ухудшает нам баланс нейтронов. Лёгкие изотопы смягчают спектр эффективнее, чем тяжёлые.

Поэтому я как бывший расчётчик (нейтронщик) всегда приветствую любые движения в сторону удаления из активной зоны лёгких элементов.
Меняем натрий на свинец? Отлично! Меняем UO2 (два лёгких атома на атом урана) на UN (один лёгкий атом...)? Великолепно!

С другой стороны, есть конкретные концепции и проекты, авторы которых о нейтронном балансе думают в последнюю очередь, если вообще думают.

У нас в России есть два ТЖМТ-проекта - БРЕСТ (и его более мощная версия БР-1200) и СВБР (-75 и -100; есть также СВБР-десятка, но её обсуждать на форуме не рекомендуется).

БРЕСТ оформился в 90-ых, это целая концепция топливного цикла, а не только реактор. Создатель её, В.В.Орлов, в узком кругу своих товарищей признавался, что работал он над ней в понимании, что быстрые натриевые реакторы мертвы во всём мире, да и вся атомная энергетика при смерти, и нужно предложить нечто прорывное. Расширенное воспроизводство (высокий КВ) его не интересовало, а вот КВа=1, позволяющий избавиться от запаса реактивности на выгорание и повысить тем самым безопасность - это другое дело, это нужно.
Концепцию подхватили другие люди, стартовала рекламная кампания, в ней принял участие лично В.В.Путин уже в бытность президентом - он говорил про неё в программном выступлении на генассамблее ООН (саммит тысячелетия).
И претендовал БРЕСТ по сути дела на то, чтобы остаться единственным типом реактора на всей планете, ни много ни мало.

СВБР исходно родился из более приземлённой задачи. Его разработчики хотели сохранить свинцово-висмутовую технологию, от которой отказались наши военные.
Ни на какие глобальные задачи СВБР не замахивался, изначально речь шла о замене закрываемых ВВЭР-440. Шесть реакторов СВБР-75 вписывались бы в реакторное здание ВВЭР-440 и соединялись бы с турбинами блока. Вариант не прошёл, хотя предлагался и для российских условий (Нововоронеж), и для болгарских (малые блоки Козлодуя).

Сейчас БРЕСТ несколько умерил свои амбиции и фактически претендует только на будущую конкуренцию с ВВЭР. Если ВВЭР топливо потребляет, то БРЕСТ самостоятельно восполняет сгоревшее топливо, и тем он лучше (но ВВЭРщики могут ответить проектом ВВЭР-С, которого пока нет, но о котором говорят).
СВБР-100 вообще уехал на задний план, став одним из вариантов малой энергетики, причём не приоритетным (приоритет у РИТМа).

Заметим, что во всех перечисленных вариантах задачи расширенного воспроизводства попросту не ставилось. Почему я и написал, что вопрос о КВ для свинца/свинца-висмута не тривиальный. Можно ли было выжать высокий КВ у БРЕСТа и СВБР? Наверно, можно было бы - но это было никому не нужно, цели были иные у проектов.

Поэтому я радуюсь тому, что вижу отход от лёгких элементов в конструкции быстрых реакторов, но одновременно признаю, что ни СВБР, ни БРЕСТ не являются бридерами, и этим они уступают БНам.

почему? чем плохо добавление LiD в ТВЭЛ "для улучшения спектра", кроме того, что это реализовывать надо?

Как можно понять из написанного, в России ТЖМТ-направление развивалось заковыристым путём. Достаточно сказать, что концепция БРЕСТа родилась из ошибочного постулата о смерти атомных технологий XX века.
Поэтому для чистоты эксперимента лучше присмотреться к китайской программе, где не было наших обстоятельств.

Им (китайцам) делящиеся материалы нужны, и в расширенном воспроизводстве они более чем заинтересованы.
И идут они совершенно традиционным путём, через быстрые натриевые реакторы. Они строят два БН-а шестисотника (один с нами, другой, как они утверждают, самостоятельно) и в их дальнейших планах - коммерческий БН класса тысячника (либо свой проект, либо, как недавно намекал Першуков, российский БН-1200). То есть, основную ставку в плане наработки топлива они делают сейчас именно на БНы.

При этом ТЖМТ у них тоже есть. И начинают они со свинца-висмута, с проектов небольших реакторов, у которых две задачи: (1) отработка части вопросов эксплуатации ТЖМТ-реакторов; (2) создание мобильных установок для военных (лодки, малые АЭС и т.д.).
Свинцовые реакторы в Китае появятся позже, если вообще появятся. Китайские специалисты откровенно говорят, что предпочитают посмотреть, что получится у русских с БРЕСТом.
То есть, они понимают потенциал ТЖМТ-реакторов (в том числе и с точки зрения воспроизводства), но рисковать и быть первопроходцами не намерены.

Последним обстоятельством и плохо!
Одно, когда термоядерщики сами справятся и дадут нам внешний источник нейтронов. Другое, когда нам самим маяться и обосновывать.
Это шутка, конечно, с долей шутки. Если получится выгода от такого решения, то буду только рад.

Все-таки логика конструкторов мне непонятна. Если уж нам все равно придется идти на затраты (НИОКР и т.д.) что бы перейти с натрия на ТЖМТ, то какой смысл при этом проектировать невысокий КВ? Получается, основной плюс жесткого спектра нейтронов — высокий КВ — просто не используется. Отсутствие избыточной реактивности это хорошо, но можно ведь и другими путями ее устранить, выгорающими поглотителями например.

Логику СВБРщиков я знаю в достаточной степени хорошо, поэтому могу ответить.
Это исходно был очень консервативный проект. Делалось это намеренно, чтобы максимально облегчить лицензионные процедуры.
Потому что цель была - сохранение технологии. Хоть чучелом, хоть тушкой... В общем, им было не до изысков и новшеств. Поэтому они брали лодочные решения, модифицировали их, чтобы сделать гражданскими, и надеялись на быстрое строительство первого блока (пока ветераны лодочной программы в строю; Тошинскому сейчас 92, Степанов чуть помоложе, но тоже немолодой...).

Сейчас проект можно было бы сделать во многом по-другому. Но сейчас проблема в том, что госфинансирование "Росатома" снижается и тянуть одновременно близкие друг к другу проекты "Росатом" за свой и госсчёт сейчас не сможет.
СВБР проигрывает БРЕСТу по степени "влиятельности", у него нет внутри "Росатома", назовём так, влиятельного лоббиста (да и появился в своё проект, минуя "Росатом", по команде сверху).
Поэтому в обозримом будущем рассчитывать на значительные переделки проекта СВБР-100 нельзя; он практически заморожен до лучших времён.

Если и когда ситуация изменится, то, может быть, мы увидим некий принципиально иной проект на основе СВБР.

А конструкторов БРЕСТа мы как-нибудь на предмет КВ попробуем покусать... Начнётся стройка у них, будет повод с ними встретиться, поговорим.

Если он в виде стержня, то может вывалиться из зоны. Если он идёт добавкой к топливу, то может быть неудача при расплавлении. Можно продолжать эту цепочку "если... то".
Поэтому Орлов и предложил в своё время БРЕСТ - быстрый реактор с естественной безопасностью, в котором тяжёлые аварии исключаются детерминистически. Нет нужды в запасе реактивности - нет опасности разгона на мгновенных нейтронах. Нет циркония - нет пароциркониевой реакции с выделением водорода (ну это и для БН справедливо).
Напомню, что концепция появилась во времена газовой паузы и мрачных перспектив для атомной энергетики в целом, поэтому и упор был именно на безопасность, а не на наработку топлива, как было во времена появления БНов.

Ну, то есть, формально можно возразить, что, когда будет изучена экономика БРЕСТа, можно будет спроектировать вариант с зоной расширенного воспроизводства на периферии, как в БН-ах? Т.е., сохраняя КВа ~1, иметь добавку от наружного бланкета? Правда, там начнутся свои тараканы...

БН-ах, насколько я понимаю, в бланкеты можно класть не только уран, а еще что-нибудь для производства изотопов.

А как с точки зрения химии? Взаимодействия с конструкцилнными материалами? Это ведь тоже одна из возможных причин тяжелой аварии.

могу сказать следующее - ПРОДАЖА аппарата с КВ >1 (особенно если КВ набирается и в бланкетах) встрети совершенно бешенное сопротивление

Оставим этот вопрос для конструкторов, когда мы поймаем для беседы

А что там может быть на тему химии?

С оболочками в БРЕСТе другой прикол. См. критику БРЕСТа Митенковым:
http://elib.biblioatom.ru/text/mitenkov_ra...om_2004/go,188/
В свинцовом теплоносителе оболочка твэла... расплавятся задолго до того, как свинец закипит.
Митенков противопоставляет это ситуации в натриевом реакторе (см. по ссылке выше).

Вообще полезная статья, на самом деле. Пусть и несколько устаревшая. Это жёсткая критика БРЕСТа со стороны последовательного сторонника БН. Многое оттуда будет применимо и к СВБР.

На глаз дилетанта это очень, ну очень странный аргумент.

Кипящий натрий - это беда само по себе, потому что корпус БН под большое давление не рассчитан и пар натрия заведомо не удержит (а если удержит и дело дойдёт до перегрева, а потом разрыва с мгновенным вскипанием, то... лучше б уж, чтоб не удерживал). То есть, при кипении натрия у нас а) из реактора летит высокоактивный (и радиоактивный) щелочной металл, экзотермически реагирующий с воздухом и водой, с результирующими летучими и водорастворимыми соединениями (щелочь)... ммм, вкусняшка, б) точно так же как и в водяном реакторе оголяются ТВЭЛы (с той разницей, что запасного бака САОЗ на залив и долив у нас сверху не висит).
То есть, при кипении натрия у нас ТВЭЛы всё равно плавятся (правда, начиная сверху - сомнительное преимущество для больших эстетов), но с самого начала кипения, без резерва времени мы имеем как минимум загаженое по самое "не могу" реакторное здание. Как минимум оно.
И кипит натрий при 880С (того порядка).

И это сравнивается со свинцом, в котором весь бассейн + весь массив АЗ (с большой теплоёмкостью и "пассивной" теплоотдачей) должны сначала прогреться до температуры плавления ТВЭЛ (что поболее 880С, если говорим о стали), а затем... а что затем, собссно? Затем плотное топливо, по логике уходит на дно, а бассейн со всей фигнёй нужно ещё прогревать до температуры кипения свинца. После чего у нас начинает выходить довольно-таки инертный свинцовый пар, даже при окислении образующий нерастворимые, нелетучие и тугоплавкие оксиды. Правда, тоже активный, с полонием, так что хрен редьки слаще, но лишь чуток. Но всё ж таки.
И кипит свинец при 1700С.
ДельтаТ с окружающим реактор миром у свинца вдвое больше, что означает вдвое же бОльший пассивный теплоотвод до начала всяких неприятных процессов. Я не расчётчик, но время доведения реактора до ручки, в смысле - до кипения, в таком варианте увеличивается куда больше, чем вдвое. Возможно, что и до бесконечности.

Ну, думаю это небольшая проблема. Как с ракетами: по договорам нельзя продавать ракеты с дальностью больше 500 км, поэтому мы делаем для себя ракету на 2500 км, а в экспортный вариант просто заливаем поменьше горючки. Так же и здесь, в экспортном варианте можно заварить каналы бланкета, или какие-нибудь заглушки поставить.

Но вообще, я сильно сомневаюсь что у БН есть перспектива экспорта, просто из-за цены (БН всегда будет заведомо дороже ВВЭР, хотя бы из-за более обогащенного топлива).

Вот этот момент проясните пожалуйста, для дилетантов. По идее, в БН основную часть энергии должен вырабатывать, наоборот, уран-238?

или же топливо уходит наверх, образует там критическую массу и вся станция испаряется

Наш Модератор AtomInfo рассказал нам вчера о прелестях "быстрого спектра" в технологии быстрых реакторов.
Но у БН с натриевым теплоносителем максимум спектра в районе 0,3 МэВ, у свинцового получше ~0,7 МэВ.
Как известно 238U пороговый изотоп, с порогом деления ~ 1,0 МэВ,
поэтому в реальных спектрах реакторов на быстрых нейтронах, не очень то и хочет делиться 238U.
Не" хочет" он делиться и в спектре деления, хотя в таком спектре уже ~75% нейтронов деления имеют энергии более 1 МэВ - порога деления 238U.
Сечение неупругого рассеяния нейтронов на уране в ~4 раза больше, чем сечение деления 238U (~ 1 барн), и теряется почти половина энергии нейтрона, а, следовательно, большая часть нейтронов деления "уходит" за порог и не может поделить 238U.
БЛАГОДАРЯ этому и не имеется возможности создать "бомбу" на 238U.

Тоже и в реакторе на быстрых нейтронах - без обогащения более ~10 % работать не будет.
Доля делений на 238U составляет ~ 10% (всего-то). Основная часть делений на 235U или 239Pu, который там же и нарабатывается.

Сечения деления на быстрых нейтронах меньше, чем на тепловых, поэтому приходится делать большее обогащение — минимум от 10%. Для тепловых достаточно 2% (хотя экономически выгоднее делать больше, до 5%, что бы пореже перегружать топливо).

... или делать зону размером с рбмк?

Вроде бы, идея плотного нитридного топлива состоит как раз в том, что бы оно не всплывало в свинце (а оксидное всплывет).

Вот, нашел пост, где Atominfo.ru на этот вопрос ответил:

как я понял вопрос деда мороза, обогащение-то будет выше, но дальше оно будет воспроизводится в зоне.

Вот, спасибо! Я как раз вспоминал, где конкретно в области "начало сотен кэВ" сидит максимум у БНа.

Именно, включая и плутоний

Так-то оно так, но максимальное выгорание все равно ограничено распуханием топлива, если превысить некий порог, то распухшее топливо просто разорвет твэлы. Т.е. выгорание будет примерно такое же как у ВВЭР, в лучшем случае чуть больше (а может быть даже меньше, насколько я знаю нитридное топливо пока по выгоранию уступает оксидному), а цена больше. Выгода получается только при замыкании топливного цикла (т.е. переработке ОЯТ и возврате наработанного плутония в цикл), но сама эта технология весьма недешевая, поэтому оправдана будет только при дефиците ядерного топлива, чего пока не наблюдается. Т.е. построить один реактор и один завод рядом с ним, для обкатки технологий — можно и нужно. Строить массово — пока рано.

вообще-то для достижение приемлемой по затратам топливной составляющей называлось (и неоднократно) выгорание 100 МВт*сут/т, что примерно соответствует 15% та

это, кяп, даже в соответствующие программы записано

ну пока что достигли выгорания в 8%.

Да, я правда не учел, что у БН кпд существенно выше (примерно на треть), так что даже при равном выгорании энергии они дадут больше.

ну да

100/15 является целью для бн-1200

емнип (сходу не могу найти) на бн-800 задача стоял/стоит достичь ~ 90/14

А зачем? При обычных температурах он там реагировать не будет.

гидрид лития термически нестабилен - при 600 градусах будет разлагаться
поглощая нейтроны он будет давать тритий - тоже газ, очень неприятный к тому же.
малейшее попадание воды - и мы получаем сильно экзотермическую реакцию с выделением водорода и щелочи

так тритий тоже использовать надобно))

А такой вопрос на засыпку.
Распухание твёрдого топлива очень плохо при высоких выгораниях из-за того, что разорвёт оболочку.
А что отрицательного в том, чтобы использовать жидкое (ЖСР) топливо в ТВЭЛах кроме вопросов меньшего содержания топлива и необходимости подбора материалов? Ведь ЖСР топливо не должно распухать...

Как минимум - отказ от одного из барьеров (топливной матрицы). В этом случае, отказ твэла автоматически означает выход ВСЕЙ его радиоактивности в первый контур.

А интересно, рассматривал ли кто-нибудь концепцию "быстрый газовый реактор"? Я читал про газовые реакторы (Магнокс, AGR) — они все графито-газовые. А тут просто твэлы и газ. Из-за низкой плотности газа замедление будет минимальным, даже на гелии.

Вообще-то, один из 6 рассматриваемых Gen-IV реакторов и был Gas-Cooled Fast Reactor (GFR), https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42148/gas-...ast-reactor-gfr

Так и теплоотвод тоже.

У газовых проблемы с удельной мощностью зоны (кроме концептов со сверхкритической углекислотой под бешеным давлением, но они уже не быстрые).

Спасибо за ссылку!

У гелиевых реакторов удельная мощность будет повыше чем у углекислотных, теплопроводность гелия на порядок больше.

Не будет, и на практике это наполовину доказали. "Наполовину" - в смысле, доказали, что у гелий-охлаждаемых реакторов малая удельная мощность (на литр зоны). Но ещё не факт, что с этим всё будет так уж замечательно у сверхкритического СО2 (на бумаге у корейцев получалось хорошо, но то всё же бумага).

Гелий, конечно, отведёт тепло от ТВЭЛ... но что с этим теплом будет потом? Его нужно вывести из зоны, и вот тут уже нужен значительный массоперенос и либо тяжёлый газ, либо гелий под каким-то совсем уж бешеным давлением, либо ураганные скорости прокачки (с потерями на насосах и гидродинамике).

Не совсем так. Теплоемкость газов обратно пропорциональна молярной массе, поэтому у гелия теплоемкость тоже больше. С другой стороны, у него и плотность меньше (тоже пропорционально молярной массе). Поэтому нет разницы, легкий газ или тяжелый, объемная теплоемкость у всех примерно одинаковая (примерно, потму что еще есть коэффицинет, зависящий от количества атомов в молекуле, поэтому у одноатомного гелия теплоемкость все-таки похуже, чем у трехатомного СО2, но не сильно).

Конечно, гелевый реактор все равно не сравнится по компактности с ВВЭР. Но, возможно приблизится хотя бы к РБМК.

А насколько "не сильно"?
Для одноатомных газов Cp=5R/2M, это выводится даже строго и довольно просто. То есть 5кДж/К*кг для гелия.
Для СО2 теплоёмкость при 1200К порядка 1.3кДж/К*кг (почему так по физике - понятно: у СО2 есть ротативные степени свободы, есть колебательные, а кТ приходится на каждую степень свободы; вот просто вынь да положь).

Только вот при равном давлении СО2 в 10 раз тяжелее гелия. То есть, для той же объёмной теплоёмкости гелий должен быть под давлением в 2.5 раза больше, чем даже СО2.

Это, кстати, ставит ребром вопросы безопасности: гелий при таком давлении (и значимом, в килограммах присутствии в зоне) будет давать значительное смягчение спектра. Он хоть и не водород, но второй после него замедлитель по качеству. Его утечка даёт положительный ввод реактивности за счёт ужесточения спектра. Одновременно со снижением теплоотвода.

КМК, это стрёмная конструкция. А заливать жидкой водой (даже при полной совместимости материалов с ней) нельзя - можно добиться слишком хорошего замедления и разгона на мгновенных нейтронах, но уже в тепловом спектре.

Ну а как насчет коррозии оболочек твэл, полного выхода газовой фазы, сепарации плутония и продуктов деления по столбу? Это только то, что я, дилетант, знаю.

По идее наоборот, ужесточение спектра дает уменьшение реактивности. У тепловых нейтронов сечения выше.
И еще, гелий — это единственное ядро во всей таблице Менделеева, у которого сечения захвата нейтронов строго равно нулю (изотоп He-5 в принципе существует, но он крайне короткоживущий, и распадается обратно на He-4 и нейтрон). Поэтому замена гелия любым другим газом тут же внесет отрицательную реактивность.

Можно иметь двухконтурную схему. Жидкое топливо в трубах и жидкий теплоноситель вокруг.