Неожиданный вариант

Мы слышали ранее про другую площадку для БРЕСТ-300.

ну так-то планируется на Белоярке ОД-300 соорудить, проскакивало в паре материалов, в том числе и на вашем сайте.
Шаманин озвучиввает некие "хотелки", это его право.
Рачков вот тоже ооочень долго в своих выступлениях записывал МБИР и СВБР в ФЭИ, хотя уже было принято решение, что там их не будет :-)

Брест по эксплуатации дороже БН, в нем неиспользуется преимущество свинца в больших энергиях нейтронов и соотвенно возможном КВ.
Тем более в Томской области это очень убыточный вариант.
Для Томска пусть вспомнят и поднимут проект ТРОЛ.

Мне вот мысль возникла, а почему-бы БРЕСТ не строить в Крыму?
Все равно с нуля, но площадка уже есть.

Допустим строительства БРЕСТ-300 в Крыму можно начать через пару лет и закончить к 2021-2022.
Это сильно изменит ситуацию с энергообеспеченностью анклава?
Строить в Крыму пару-тройку БРЕСТ-300 тоже смысла никакого нет.
Строить в Крыму БРЕСТ-1200 невозможно, поскольку ни проекта завершенного нет, ни топлива соответствующего, ни цикла его переработки.

Почему не построить в Крыму пару БН-800? Один под электричество, второй под обессоливание/резерв.

На БН нет натрия, и к тому же сейсмика противопоказана системам с натрием.
Вполне можно было БРЕСТ начать не с 300, а скажем 500-600, и в принципе даже 800 МВт.

Тссс, Евгений Олегович, вас могут узнать

Отсутствие в России производства натрия необходимой степени чистоты и производительности до сих пор меня удивляет. Думаю, вполне реализуемо за небольшие деньги и в короткий срок. Вот вопросы неприятия натрием, как теплоносителем " сейсмики" в сравнении с другими видами, как-то совершенно не очевидны. В чём там сложности?

Производство реакторного натрия было в березниках, где сейчас госпредприятия украл мазепа, которому временно законсервированное оборудование проще было на лом сдать.
В районах с высокой сейсмикой натрий нецелесообразен исходя из его химии.

Желание восстановить/построить натриевое производство неоднократно озвучивалось, фактически главным требованием было гарантировать достаточный заказ в течение разумно-короткого срока.
Под один БН-800 строить производство - дороговато.

Поэтому вновь вернулись к свинцу, в НИКИЭТ очень умные люди.

Что-то на первый взгляд не очевидна связь между химическими свойствами натрия, сейсмикой и непригодностью БНов для землетрясных регионов.
Случаем не о проявлении положительного натриевого пустотного эффекта реактивности при тряске БНа речь идет?

Был бы реальный пример успешно работавшего прототипа быстровика на чистом свинце, то может к проекту БРЕСТа и отношение получше было. А пока проект БРЕСТ (энергетический большой мощности, а не опытно-исследовательский БРЕСТ-300) - только декларация кажущейся перспективности различных малоизученных технологических решений с кучей очевидных и еще не выявленных проблем.

Пустотные и прочие эффекты ничето по сравнению с химической активностью натрия.
Маломощные предшественники БРЕСТа есть на целой серии подлодок.

хм... тут явное недопонимание возникло

Ха-ха-ха! Тошинского с обоими Орловыми бы сюда. Они бы высказались на тему, кто чей прототип

Тем не менее, у К-27 реактор был на 146 МВт.

А можно поподробнее, а то намек не ясен непосвященным.
Типа до лодочных свинцово-висмутовых реакторов уже что-то свинцовое было в проекте/металле?

Не знаю насчёт свинцовой лодки. Всё-таки свинец появился где-то ближе к 80-ым.

А про Орловых и Тошинского... Собственно, это и не намёк. Патриархи отчаянно спорят, можно ли лодочный Pb-Bi считать "прототипом" (формулировка неточная, но использую, чтобы не громоздить тяжеловесные фразы) БРЕСТа. Ругань бывает серьёзная, и даже в очной форме.

Т.е. пару сообщений выше модератор призывал (выразил желание) к действиям которые безусловно выливаются в "драку".
Но мне не ясно другое, тема БН-800 вроде как не с ТЖМТ. Может стоит эту беседу куда-то отделить?

К-27 была спущена в 1962 году.

Так это свинец-висмут, а не свинец.

Я по-доброму



Да, разумеется, так и сделаю. Может быть, завтра.

По ведению. Иногда проще дать людям договорить до конца, а потом уже вынести отдельно. Пытался сегодня ветку ВОУ-НОУ так разделить, вышло неудачно, прямо посреди разговора. Поэтому веткой про БН займусь завтра к вечеру.

Ну да, также как в самом начале БН делали не на чистом натрии, а на эвтетике калий-натрий.
В основном эвтетика для снижения температуры плавления.

Дидро, три года назад вы крайне нелестно отзывались об экономике СВБР, что заставляет вас думать иначе об экономике БРЕСТ? ведь вряд ли только увеличение установленной мощности...

БРЕСТ тоже нерентабелен, как и БН, а малой мощности СВБР тем более, но в отличии от натрия/калия/лития, он не агрессивен.
Недавно я здесь уже высказал свой вариант значительного повышения экономики проекта, по крайней мере приблизить или сделать даже чуть лучше ВВЭР, посредством замены твердого экрана жидкосолевым ториевым.

Очень разумное предложение иметь для БРЕСТа жидкосолевой экран с ториевой солью. Мое почтение...
В тех же БНах создание жидкосолевого облучательного бланкета малореально. Только твердые металлические стержни или оксидная керамика.

Помимо выработки электроэнергии и выжигания миноров такой БРЕСТ сможет прилично нарабатывать приемлемого качества уран-233, которым можно подпитывать имеющиеся легководники и подмешивать к топливу для транспортных реакторов. Причем этот нарабатываемый уран-233 можно практически непрерывно отбирать из жидкосолевого бланкета без его заметного выгорания и увеличения доли проблемного примесного урана-232 из-за реакций n,2n.

Для такой многофункциональной версии БРЕСТа можно и не долбится в создание технологически проблемного нитридного уран-плутониевого топлива. Вполне по экономике и эффективности в таком БРЕСТе можно топливный МОХ как и для БНов использовать, причем в смеси с МОХ от энергетического плутония от ВВЭРов.

Только вопрос, а как внутрикорпусные конструкции зоны жидкосолевого бланкета такого БРЕСТа будут выдерживать коррозию свинца с одной стороны и агрессивной фторидной/хлоридной жидкосолевой облучаемой смеси с другой?

Причем концентрат продуктов реакций легко отделяется на фильтрах, причем непрерывно, пополняя свежей ториевой солью.
Отбираемый же бланкет легко обеднять от тяжелых на катионите, тот же КУ-2-8 имеет выраженные "предпочтения", что используют уже 70 лет при отделении плутония.
Сам баланкет можно выполнить как в варианте расплава с давлением равным или не на много отличным от свинца в активной зоне, так и в виде кипящего раствора, то на мой взгляд менее предпочтительно, т.к. заметно увеличит деление образующегося U233.


Коррозийная агрессивность натрия в БН значительно выше корозийной агресивности как свинца, так и солей, причем необязательно галогенные соли рассматривать, чем плох вариант с сульфатом или иные варианты солей.
Да и те же стали, что и на БН, без проблем пойдут и здесь.
Более того, блок АЗ/бланкет, можно делать сменным, и вместо проблемного ремонта через 20-25 лет, просто проводить замену, сократив тем самым и простой.

С выбором подходящей солевой композиции для торий-содержащего бланкета для специального варианта БРЕСТа могут быть проблемы.
Эксплуатационная температура свинца в БРЕСТах декларируется в 540С. Причем писалось что врехний предел перегрева свинцового теплоносителя составляет 620С.
Выбор подходящих солевых композиций для бридинга ториевого в жидкосолевом бланкете свинцового реактора с характеристиками близкими к проекту БРЕСТа ограничен.

Возможные варианты солевой эвтектики обсуждаемого бланкета (смягчение спектра нейтронов берилиевыми солями нежелательно и их композиции не рассматривал):

4LiF-ThF4 темп. плавления 560C
4NaF-ThF4 темп. плавления 618C

45Li-50ZrF4-5ThF4 темп. плавления 515C
57Li-26ZrF4-16ThF4 темп. плавления 395C
64Li-21ZrF4-15ThF4 темп. плавления 397C

42NaF-55ZrF4-3ThF4 темп. плавления 512C
58NaF-40ZrF4-2ThF4 темп. плавления 495C
49.5NaF-48ZrF4-2.5ThF4 темп. плавления 505C

60LiF-22NaF-18ThF4 темп. плавления 490C
25LiF-43NaF-32ThF4 темп. плавления 455C

85(46LiF–12NaF–42KF)+15ThF4 темп. плавления 580С

65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 темп. плавления 460C.

Возможные варианты бланкетного содержимого ограничиваются тройными фторидными и хлоридными эвтектиками.
Литий-содержащие цирконий-основанные солевые системы потребуют использования солей лития-7 (лишние затраты, или же на природном литиевом фториде будет переть тритий).
Натрий-содержащие цирконий-основанные солевые системы имеют низкую растворимость ториевого компонента.

Наиболее оптимальной кажется фторидная эвтектическая солевая система 25LiF-43NaF-32ThF4 с температурой плавления в районе 455C и хлоридная эвтектическая система 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 с температурой плавления около 460C.

Другие торий-содержащие солевые составы с более подходящими характеристиками для бланкета БРЕСТа сложно придумать.

По ведению. Перенёс сюда часть последних реплик из БН-800. Заодно оживим ветку про БРЕСТ.

Замечу, что Прорыв не равен БРЕСТу поэтому ветка про Прорыв существует отдельно.

Я бы с фтором не связывался, думаю предпочтительнее будет близкий вариант с хлором.
В любом варианте, думаю мое предложение о сменном внутреннем блоке, разделяющим активную зону и бланкет, будет достаточно перспективно, тем более учитывая что в данном варианте в бланкете объемы воспроизводства могут приблизиться к воспроизводству в активной зоне.
С раствором будет заметная доля замедленных нейтронов с вытекающим негативом, как для бланкета, так и АЗ.

А что плохого в тритии? Здесь другого водорода нет, выделить тритий будет нетрудно, а с учетом строительства ITER, тритий пригодится.

Литий можно добавлять когда тритий понадобится, пока целесообразно отталкиваться от

Реально получить общий КВ~1,7-1,8, и в перспективе на больших серийных блоках довести до 1,9-2,0.
Тогда 1 БРЕСТ обеспечит компенсацию убытия U233 в 4-6 ВВЭР аналогичной мощности, и можно будет сказать что это действительно "прорыв".
А так ничего та не "прорывается", рентабельности не будет.

Если в бланкете будут соли лития природного изотопного состава, то из лития-6 будет прилично шуровать тритий.
Тритий в жидкосолевом бланкете - увеличение радиотоксичности и рост вероятности утечек, необходимость эффективных тритиевых ловушек, проблемы с их регенерацией и утилизацией материала ловушек через определенное время работы. В итоге, больше гемора с эксплуатацией бланкета, хуже безопасность и большие финансовые затраты.

Насколько знаю особенности солевых эвтектик, замена части натривого компонента на литиевый должна немного снизить точку плавления эвтектики. Т.е. когда может понадобиться тритий, бланкетную солевую смесь 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4 можно превратить в 25LiCl-40NaCl-25MgCl2-10ThCl4 и отбирать необходимый тритий. Если же использовать обогащенный хлорид литий-6 в бланкете, то трития можно до килограмма с одного БРЕСТ-300 нарабатывать ежегодно.

На БРЕСТ-1200 с бланкетом жидкосолевым наработка трития может составлять оценочно до 6-7 кг в год.

Предполагаю, что в режиме работы свинцового реактора как самоеда с КВ=1 на топливном МОХе, в жидкосолевом бланкете наработка урана-235 может составить еще 0.3-0.35 КВ. Т.е. можно иметь с МОХом КВ=1.3-1.35, причем треть наработанного топливного материала будет более пригодный для легководников уран-233.

В обсуждаемом варианте БРЕСТа воспроизводство делящегося материала выйдет не хуже, чем в самых перспективных вариантах большого БРЕСТа с уран-плутониевым нитридом с обогащением по азоту-15.

Думается, что при работе БРЕСТа на разрабатываемом нитридном уран-плутониевом топливе с бланкетом жидкосолевым воспроизводящим наверняка преодолеть КВ=1.5 можно.

По старому опыту, в активной зоне вполне могут приблизиться к КВ=>1, реально более 0,9.
В бланкете с подавленным делением, из-за чего как раз и геморой с торивой солью, будет гаситься до 80% нейтронного потока, назад в активную зону вернется минимум, еще меньше уйдет в корпус и защиту.
Если активная зона с плутонием, учитывая и заметное повышение средних энергий, как за счет более тяжелого теплоносителя, так и за счет меньшего возврата из бланкета, реально становится достичь КВ~1,7-1,8 с перспективой довести до 1,9-2,0.

Т.е. в данном случае значительно снизится паразитное влияние возврата медленных нейтронов, а также деление в бланкете, с постоянным отбором части, можно снизить и паразитный захват промежуточными изотопами, а также еще более усилить указанные эффекты.

вот это интересно.

Это связано с химической активностью металла и его окиси/гидроокиси.

да, без постоянного отбора и выноса за бланкет/зону протактиния нечего и начинать

Именно это стало ключевым для моего предложения.

а как же нераспространение? без всяких центрифуг - делящийся материал 99% обогащения
а вообще, торий + жидкие соли + свинец + нитридное топливо - звучит как описание наибумажнейшего реактора.

Какие сложности?
Причем не обязательно нитрид делать, эффективность жидкосолевого бланкета с запасом перекроет все недостатки МОХ.

Didro, выше понятно все изложено было. Видимо читают по диагонали.

Общая суть такова.
Реактор со свинцовым теплоносителем, параметры теплонапряженности и температура теплоносителя на выходе или на уровне проектируемого БРЕСТа или даже ниже, топливо - классический относительно хорошо изученный МОХ.

Фишка в присутствии мощного радиального жидкосолевого бланкета с околоэвтектической солевой системой 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4.
Периодический краткосрочный репроцессинг бланкетного содержимого для вывода нарабатываемого из тория протактиния-233 и его выдерживание до урана-233 в байпасных емкостях. Взамен выводимого протактиния-233 при репроцессинге эквивалентное прибавление ториевого компонента.

Т.о. наработка Pa-233, а соответственно урана-233, будет идти в реактивном режиме. Качество урана-233 должно быть в таком случае довольно хорошее, и можно надеяться, что при оптимизации условий наработки уран-233 можно будет иметь долю побочного урана-232 на уровне не более двух-трех десятков ppm. Т.е. такой уран-233 будет проще в работе при производстве таблеточного топлива, чем плутоний высококачественный топливный.

В итоге, при соответствующей энерговыработке, можно будет иметь КВ по плутонию нарабатываемому в активной зоне на уровне 0.9-0.95, и по нарабатываемому в бланкетной части урану-233 на уровне 0.35-0.4.
Т.е. экономика такого реактора заметно улучшиться должна по сравнению с тривиальным БРЕСТом. Самое важное, что на выходе после топливной кампании будет не только плутоний топливный в ОЯТ, из которого его еще выделить нужно, а будет треть уже отделенного урана-233 для питания имеющегося парка легководников.

Это предложение кажется более консервативным и реализуемым, чем предлагающийся БРЕСТ с обогащенным по 15N смешанным нитридным уран-плутониевым топливом.

VBVB
Согласен со всем, именно в этом и состояло моя мысль, про жидкосолевой бланкет, взамен обычных ТВС.
Причем, как Вы правильно описали, без останова реактора частично отводить, заменяя свежей ториевой солью.
Если блок будет достаточно мощным (не менее 1200 МВт, а лучше от 1500 МВт), это можно сделать петлей и в непрерывном режиме, причем первичная регенерация простыми фильтрами, на которых будут и основная часть продуктов деления, и значительная доля получаемых протактиния с ураном.
И, опять же как Вы правильно отметили, для этого технических проблем меньше, чем с нитридом.

И именно экономика меня толкает на поиск возможных вариантов, ведь это ускорит переход на расширенное воспроизводство материалов и снимет топливную проблему.

Ориентировочно такой бланкетно-солевой свинцовый реактор мощностью в 1200 МВт(эл) мог бы ежегодно выдавать 2.5-2.7 тонны урана-233.
Этого количества урана-233 достаточно, чтобы произвести 62-67 тонн топлива для ВВЭРов и осуществлять подпитку трех ВВЭР-1000/1200. Если же использовать пополам 233U и 235U, то этого количества топлива хватило бы на 6 единиц ВВЭР-1000/1200.

Т.о. чтобы перевести в ближайшие 20 лет 18 имеющихся и строящихся отечественных ВВЭР-1000/1200 на половинчатое использование урана-233 хватило бы 3 штук обсуждаемых бланкетно-солевых свинцовых реакторов мощностью в 1200 МВт(эл).
А шесть таких реакторов смогли бы полностью обеспечить будущий парк легководников РФ топливом на основе урана-233.

Didro, вы очень проницательный человек. Идея ваша довольно необычная и перспективная.

VBVB
Еще бы как подвинуть нынешних в руководстве росатома, чтоб делать сразу с перспективой, а не тянуть время с полу-проектами.
Причем решение получится универсально, нужен будет тритий, практически сходу можно будет заменить банкет на литиевую соль, либо частично ввести литиевую соль в циркулируемый расплав.
Очень жалко что Вас, и других настоящих профессионалов, заинтересованных в развитии отрасли и страны, сейчас там нет.

Есть ощущение, что плотное нитридное топливо для БРЕСТа может быть редким гемором в производстве, эксплуатации, хранении и переработке.
http://www.atominfo.ru/newsk/r0249.htm

Вроде бы общеизвестные вещи, что нитрид урана на редкость пирофорен. Однако раз и несчастный случай с работником-профессионалом.
Хорошо что обедненный нитрид урана фигурировал, а не смешанный уран-плутоний-нитрид.

А сколько проблем и случаев разных может быть при производстве, транспортировке, загрузке, выгрузке и переработке такого типа проблемного топлива? Это как операции с ТВСами постоянно с бомбой внутри осуществлять.
А что будет если случайно отработанную ТВС с уран-плутоний-нитридом повредят при перемещении или при переработке?

НИИАР вон не так давно отрапортовал, что успешно переработал аж целый килограмм облученного нитридного топлива. Однако перерабатывали это опытное ОЯТ суперспециалисты-исследователи и небольшое количество. А сколько проблем и опасностей может быть при тоннажной переработке облученного нитридного топлива на заводе с менее искушенными операторами?

Может ну его нафиг такое уж очень проблематичное на всех стадиях существования и дорогое нитридное ядерное топливо?
Вполне БРЕСТ может и на МОХе работать, как обещанный необходимый утилизатор минорных актинидов.
Ну и пусть КВ прогнозируемое упадет на 0.1-0.15 при переходе на МОХ. Это не столь критично при имеющихся запасах плутония в РФ.

Первым, наверное даннную ссылку давным-давно выложил уважаемый Smith: http://www.innov-rosatom.ru/files969/. Только что смотрел, характерные фразы: "в инертой атмосфере", "пониженное давление", "контроль влажности". В общем, обсуждаемое - планы и проекты, должны быть проанализированы на предиет возможной угрозы жизни или здоровью сотруднику. Должен быть ВАБ, своеобразный с перечнем исходных событий, который ближе к хим. производству. Банально, при потере питания на вентиляторе вытяжки возможны очень нехорошие последствия. Потому должно быть резевирование по питанию, слаботочке и т.п.

Как-то подобных обоснований лично мне не встречалось. При этом допускаю, что мог просто пропустить.

По конкретному случаю информации мало, однако есть мнение, что операция была регламентной.

Когда осваивали натрий, работники в Обнинске, которые с ним занимались, носили специальную униформу. Противопожарную. Потому что постоянно горели. А потом научились.

В БН с натрием работают, при обогащении и конверсии урана - аж с гексафторидом оного.
Да и сами по себе уран и плутоний, даже в свежем топливе - субстранции не безобидные и не оздоравливающие.

коллеги, рекомендую про этот портал не забывать, т.к. через пару месяцев там должно кое-что обновиться...

Однако же ни оксидные, ни используемые на практике дисперсионные топлива не горят самопроизвольно при соприкосновении с воздухом.
Сочетание же плутоний-нитрид это самопроизвольно горючая на воздухе субстанция высокорадиотоксичного материала.
Хуже нитрида по физико-химическим свойствам и самопроизвольной горючести карбиды урана-плутония. Ну их применять в РФ не собираются, надеюсь.

IMHO, ядерное топливо для ЯТЦ на быстрых нейтронах не должно не при каких условиях гореть самопроизвольно. Поскольку возможно ему храниться придется долгие годы до переработки еще и неизвестно в каких условиях. И переработка пирофорного нитридного ОЯТ в разы геморнее переработки оксидного.
Конечно можно ссылаться "дескать теплоноситель-натрий горит, ну и пусть топливо тоже пирофорным будет", но такой подход совсем нездоровый к такой не терпящей ошибок технике как атомная.

Одним словом, даешь будущему БРЕСТу оксидное топливо в загрузку.