АтомИнфо - безусловно авторитетный источник

Возвращаясь к ЖСР, возник некий вопрос. Как я понимаю конструкцию, расплав солей работает и как топливо, и как промежуточный теплоноситель, при этом есть необходимость его циркуляции (в том числе для подпитки и для очистки, собственно этим и объясняется сложность всей затеи), что при этом будет происходить с продуктами деления и всякими прочими изотопами, которые не вписываются в солевую композицию? С газообразными как бы понятно, а вот прочие, будут расти кристаллы?

и где будет происходить теплообмен. в выделенной части петли насыщенной бором?

Циркуляция теплоносителя в ЖСР нужна для того чтобы топливная смесь в зоне полости активной зоны (если реактор быстрый) или в области каналов (если тепловой) не закипела и не расплавила корпус и внутрикорпусные устройства на которых остов графитовый монтируется.

Т.е. смесь жидкосолевая топливная в пространсвенной области достижения критичности (полость с отражателем или каналы в графитовом остове) при делении урана/плутония выделяет много тепла за короткий промежуток времени, и чтобы не произошел ее перегрев и последующие нежелательные процессы разрушения конструкции ЖСР, ее насосами и порцией холодной топливной смеси выводят за пределы зоны критичности в район парогенераторов. Горячая жидкосолевая смесь отдает свою тепловую энергию вторичному теплоносителю. Далее жидкосолевая топливная смесь идет в байпасный бак на выдержку для выхода ГПД РБГ и иода (зачем повторно в зону деления гнать паразитные нейтронные поглотители типа изотопов ксенона, криптона и иода).

Репроцессинг жидкосолевой топливной смеси для удаления продуктов деления может производится периодически (раз в месяц-полтора) или непрерывно с помощью пирохимических и/или электропирохимических технологий.

Сложный по химии ЖСРа вопрос.
Процессы радиолиза и химии комплексной в смесях топливно-солевых уж очень разнообразные.
Смотря какой ЖСР, на хлоридных или фторидных солевых композициях, такие и химические формы продуктов деления должны быть.

Кратко постараюсь по продуктам деления картину химии в ЖСР дать.

Летучие продукты деления (Xe, Kr, тритий, I, Br) могут удаляться из горячей топливной смеси. Но часть иода и брома в виде солей с цезием, рубидием и стронцием останется в солевой среде.
Теллур и селен также будет отгоняться в газовую фазу из горячей топливной смеси в виде гексафторидов или тетрахлоридов.
Сурьма также будет уходить в газовую фазу в виде летучего трихлорида или пентафторида.
Олово в горячих хлоридных смесях будет частично уходить в газовую фазу в виде тетрахлорида, а во фторидных смесях будет растворяться в топливной матрице образуя комплексные фториды.
Cd, Zn, Zr, Nb, Mo будут связаны в соотвествующие фторо- и хлорокомплексы в солевой матрице.
Редкоземельные элементы (La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Y) в виде высших комплексов на основе трифторидов и трихлоридов металлов будут смешиваться с солевой матрицей.
Платиноиды (Ru, Rh, Pd) и Tc во фторидных смесях будут окислены до гексафторидов (палладий до тетрафторида) и будут образовывать фторокомплексы в солевой матрице, а в хлоридных смесях будут окислены до ди- и трихлоридов и также образуют хлорокомплексы в солевой матрице.
Серебро будет связано в солевой матрице в виде соответствующих дигалидных комплексов.
Младшие актиниды (Np, Am, Cm) будут в растворенной форме в виде высших комплексов на основе тетра- и трифторидов и хлоридов в топливной солевой матрице.

Не на столько силён в химии, а знаний по высокотемпературным хим процессам вообще не много, но по логике вещей более тугоплавкие соединения будут выпадать "в осадок", т.е. грубо говоря будет образовываться "песочек", естественно с абразивными свойствами
Такие вещества, как кремний, углерод, в ЖСР появляться не могут?
Ещё вопрос, а что будет с легкокипящими хлоридами/фторидами? Например, хлорид тантала уже при +300*С должен летать, т.е. будет выводится вместе с газовыми ПД, но оседать на трубопроводах?
Если реактор канальный, то ПД будут отделятся в соответствующем месте, и соответственно подобные легкокипящие там тоже будут выводится из расплава. Суммарный объём будет значителен, т.е. для энергетических установок такой цикл будет представлять серьёзное препятствие.

Нет, вот чего нет - того нет.

??? А продукты деления? Я понимаю, что это мизер, но посмотрев на процесс эксплуатации в -цать лет, думаю, и в эту сторону смотреть надо.

Углерод и кремний в ПД?!

Вероятности распада в продукты с АМ около 70 уже около нуля. А чтоб углерод... такие события вообще были зафиксированы?

Кто ж заставляет плутоний в углерод превращать? Могут же накапливаться некоторые продукты деления, которые будут способны в столь экзотических условиях быть расщеплены. Сами же бериллий предлагаете делить, почему бы какой нибудь кадмий не будет активироваться и рассыпаться?

Не... Не до углерода и кремния.
Тут придётся затратить десятки эВ на ядро для такого деления. Это вряд ли.

Я знаю "скалывание", но с точки зрения механизма реакции развала ядра это режет мой слух...

Что касается Ок-Риджской мишени, то это ртуть, которую непрерывно прокачивают электромагнитными насосами. Впервые такая мишень была сконструирована для
European Spallation Source, который хотели строить в Юлихе, но проект отвергли --- у немцев на него не хватило денег. Поэтому американские претензии

http://indico.cern.ch/event/272646/

на то, что их мишень уникальная в своем роде, мне не вполне понятны.

После долгих мытарств ESS решили строить в Лунде, в Швеции, а вместо ртутной мишени у них будет крутящийся вольфрамовый диск, охлаждаемый гелием.

Нельзя обсуждать летучесть тех или иных фторидов и хлоридов продуктов ядерного деления в условиях режима работы ЖСР в отрыве от состава жидкосолевой среды.

Конкретно на примере пентахлорида тантала TaCl5 имеем, что в системе жидкосолевой топливной матрицы KCl-NaCl-UCl3 тантал будет существовать в виде растворенных в солевой среде комплексов (K,Na)[TaCl6], (K,Na)2[TaCl7], и (K,Na)3[TaCl8]. При этом равновесия между этими типами комплексов зависит от температуры и состава солевой среды. При росте температуры преобладают комплексы с меньшими величинами координационного числа. Сам же хлорид тантала будет уходить из жидкосолевой среды лишь при температуре близкой к температуре закипания солевой матрицы из-за разрушения вышеуказанных металлокомплексов. Диапазон же этих температур лежит заведомо выше области рабочих температуры ЖСР.

С другими ПД ситуация похожая, но детали есть.
С лантаноидами интересная ситуация. Они обсуждаемой жидкосолевой среде в зависимости от температуры существуют в виде смеси комплексов (K,Na)6[LnCl9], (K,Na)5[LnCl8], (K,Na)4[LnCl9] и (K,Na)3[LnCl6]. Но при нагреве до 1550-1650С лантаноиды в газовую фазу начинают уходить в виде комплексов (K/Na)LnCl4 чуть при более низких температурах, чем для индивидуальных трихлоридов LnCl3.

Есть что из опыта работы "Ягуара" или ЖСР в Курчатнике?

В Курчатнике вроде как петля жидкосолевая к ИРу прикрученная. Т.е. не настоящий ЖСР.

К сожалению, ничего подробного по тонкостям выгорания топливных смесей в экспериментах проведенных в Курчатнике не видел.
Знаю только, что ранее уже изучали они выгорание в ампулах облучаемых жидкосолевых композиций LiF-NaF-UF4 и NaF-KF-LiF-NpF4, но результаты этих экспериментов не попадались.

Очепятка. МэВ, конечно.

http://www.world-nuclear.org/info/Country-...-G-N/Indonesia/

апд: протупил, это натриевый бридер без расплава

Ещё один ЖСР. Из Ирландии.
Точнее, всё-таки, ирландско-британский.
http://atominfo.ru/newsm/t0654.htm

Странная штука... разве это не отказ от главного преимущества ЖСР - возможности непрерывной подпитки/переработки топлива?

То есть, получается этакий почти-БРЕСТ, только с солью вместо свинца.

Да, забавный концепт. Поэтому и написали про него.

а что где-то уже реализовано разделение топлива "на бегу"?
отработать технологии на таком - самое правильное. а потмо можно будет и колбы на ходу менять

Очень перспективный концепт.
По сути имеет много преимуществ перед традиционными вариантами ЖСР с проточной/прокачиваемой активной зоной:
1) В твэлах с жидкосолевой топливной смесью можно эффективно выжигать некондиционный плутоний и минорные актиниды, а также нарабатывать радионуклиды полезные для радиофармацевтики и промышленности.
2) Состав солевых композиций в твэле и теплоносителе может быть разный. Например в твэле может быть дорогостоящая эвтектика 7LiF-BeF2 с добавками соли урана/плутония/тория, а теплоноситель может быть копеечный типа NaF-KF или LiF-NaF-KF. Экономика дешевле будет и "тритиевая проблема" заметно снизится.
3) Имея простую гетерогенную компоновку такой реактор может быть относительно легко просчитан на нейтронику и теплогидравлику, поскольку очень напоминает некоторые материаловедческие/исследовательские бассейновые реакторы.
4) Такой реактор может иметь довольно простую канальную конфигурацию, с дешевым по материалам (черновые стали и бетон) баком для солевого теплоносителя.

Канадский ЖСР - первый шаг к лицензированию.
http://atominfo.ru/newsm/t0734.htm

Чудно будет, если именно канадцы создадут первый настоящий энергетический жидкосолевик.
Не американцы, не французы, японцы, китайцы или россияне которые длительно вели концептуальные разработки в этом направлении, а именно канадцы, которые меньше всего казалось имеют интерес к гомогенным жидкосолевым реакторам.
Хотя помятуя сколько канадцы смогли тяжеловодников разных разным странам запродать в качестве многофункционального энергетического реактора с опцией удобной наработки оружейных материалов, не удивлюсь что и в отношении создания и продаж ЖСРа многофункционального канадцы тоже преуспеть смогут.

Строго говоря, это не одни только канадцы. Мы ж писали - у них в компании есть бывшие сотрудники ORNL.

Вообще, у канадцев всегда был интерес к чему-то необычному, особенно к такому, чего нет у Штатов ("Канада не США"). Там очень непростые взаимоотношения на уровне отрасли, канадцы считают, что янки ими брезгуют, и хотят доказать, что они тоже что-то могут.

Некие аналогии можно найти в менталитете атомщиков ЮАР - ими часто движет идея доказать миру, что они не колхозники, а специалисты.

Про канадский ЖСР статья.
http://nextbigfuture.com/2016/02/disruptiv...-design-is.html

Когда же у нас начнется стройка, ЖСР просится на комбинаты.
Не понимаю смысла БРЕСТа у томичей, пусть бы в проблемном Крыму сделали и сразу на 600 МВт, а томичам ЖСР на те же 300 МВт, для отработки самой перспективной технологии.

Первые подробности.

В повестке будет 18 или 19 пунктов общего характера.

Пакет документов по первому пункту компания или уже передала регулятору, или сделает это в самые ближайшие дни.

Тема продолжается.
Теперь он тепловой, с фторидом и графитовым замедлителем.
http://atominfo.ru/newsn/u0160.htm

С графитом не понятен смысл ЖСР, теряются главные преимущества, которые тянут за собой и экономику.

По всей видимости, чтобы остаться в британской реакторной парадигме (AGR). Это британский проект для Великобритании; возможно, этим появление графита и объясняется.

Но с раствором будет и главная беда всех канальников в положительной мощностной реактивности.

Thermal neutron spectrum versions have graphite built into the fuel assemblies.

То есть, это всё-таки не блоки графитовые, а некие графитовые включения (вставки?) в топливную трубу.

Видимо, они нарисовали этот вариант совсем недавно, потому что в прошлогоднем обзоре для SSR (с.48) упоминается быстрый вариант с хлоридом и плутонием.

Ну все равно, блоки или включения, положительная мощностная реактивность обеспечена, если только чем либо другим не перекроют.

Думаю, что вариант теплового с графитом возник в последний момент. Иначе получалось бы, что проект мёртво привязан к судьбе британского плутония и победа в конкурсе по SMR была бы проблематична.

Теперь всё поменялось - у них обычный урановый аппарат, единственный чисто британский проект в конкурсе, есть шансы на грант. А дальше могут смотреть параллельно оба варианта за те же деньги.

Если они предусмотрят соотвествующую систему управления, смену софта и т.п., то могут переключать спектр почти таки на лету, при перезагрузке.

Ха! Хе-хе... Как там говорится-то? Нашему теляти да волка поймати?

Думаю, что для них станет успехом, если вообще им дадут какую-то денежку. Тогда они смогут серьёзно что-то начать рисовать по проекту.

Новости ЖСР от Terrestrial.
http://atominfo.ru/newso/v0214.htm

А вот и опачки!

Правда, про растворные. И правда, я надеялся, что первый будет у нас в городе на карповской площадке.

Но ЮАР тоже ничего.

http://atominfo.ru/newso/v0382.htm

Согласен.
По всем возможным плюсам и минусам ЖСР на быстром/суббыстром спектре куда оптимальнее в плане специализированного реактора-конвертера/выжигателя на радиохимическом заводе. Поскольку убирая процедуру изготовления топливных кассет/ТВС, можно в пределах радиохимического завода организовать полный самодостаточный топливный цикл.

По сути перспективный вариант организации ЯТЦ ЖСРа на Маяке. Взяли неликвидный плутоний => приготовили из него жидкосолевую топливную смесь c ториевым фертильным материалом =>, ввели эту смесь в реактор на мощности => отобрали порцию смеси в барботер-охладитель => подождали распада протактиния-233 => отправили смесь на фторидный пирорепроцессинг => выделили PuF6 вместе с 233UF6 => разделили их => из плутония вновь приготовили жидкосолевую топливную смесь и т.д. Полученный 233UF6 превратили в 233UO2 => разбавили его обедненным ураном.
Товарный продукт в виде оксидной смеси 233U+23U+238U отправили на производство топлива для ВВЭРов.

Как вариант - наличие жидкосолевой петли(ель) в быстровике, при этом если это будет свинец - то температуры гораздо ближе. В таких петлях можно исключить уран как сырьё, заменив торием (между прочим его добычу надо ещё организовать). Чисто логически, можно предполагать, что физическое сближение источников нейтронов (плутоний+миноры) и "потребителя", положительно скажутся на эффективности трансмутации.

Жаль что это всё лишь умозрительные фантазии, хотя есть мнение, что фантасты заметно толкают науку.

Я больше склоняюсь, что для Маяка надо бы не БН, а БРЕСТ. Но, наверное, не с петлями, а с ТВЭЛами, так как вы будете бороться с наведенной в металле радиоактивностью в петлях то?
А можно ли замутить быстрый наработчик-канальник по типу РБМК на свинце?

БН и БРЕСТ собственно имеют не цельнолитой, а сварной корпуса, поэтому в габаритах и мощностях практически не ограничены.

А смысл с ней бороться?

А персонал будет получать повышенное облучение? Одно дело работать с перемещаемыми ТВЭЛами, а другое - со стационарными петлями, которые время от времени придется обслуживать.

За пояснения спасибо.
Вот только у меня вопрос - можно ли сделать быстрый канальник, чтобы можно было на ходу менять ТВЭЛы? Для Маяка именно такой вариант имел бы смысл.

Чего их обслуживать то? В корпусе реактора с ними ничего не сделать, а снаружи необслуживаемость достигнуть проще (нейтронов в порядки меньше, температуры и остутствие теплоносителя).

А раствор отводящий - что - не фонит? Это одна из отрицательных сторон реакторов на расправах солей. Почему и задал вопрос - а можно ли сделать БН или БРЕСТ как канальник, с возможностью замены ТВЭЛов на ходу.

Попадались как то пара японских статей в которых рассматривался проект быстрого (ну точнее почти быстрого по нейтронному спектру) канального реактора на сверхкритической воде. Значение КВ в нем под 1 прогнозировалось при работе на МОХ-топливе.
Но по описанию какая-то на редкость геморная конструкция получалась.

А зачем вообще на радиохимическом заводе реактор с твэлами, которые потом резать, окислять и растворять надо? А потом еще заморачиваться как и куда облученный радиоактивный материал твэлов захоранивать.
От твэлов при переработке плутония неликвидного и миноров только гемор один.
ЖСР же лишен твэлов, кассет топливных и всяких соответствующих металлических выгородок в активной зоне, соответственно меньше паразитных захватов нейтронов и наработки облученного конструкционного материала. В этом плюс ЖСРа как выжигателя/трансмутатора.

Фонит конечно.
Однако и ОЯТ выгружаемое в бассейн выдержки легководников или БНов тоже фонит и более по интенсивности.

В ЖСРе топливная смесь может отводиться в барботер-охладитель с малыми уровнями выгорания по делящимся элементам, что позволит иметь относительно невысокие уровни радиоактивности. Т.е. грубо говоря на тонну/кубометр облученной топливной смеси содержание радионуклидов будет гораздо ниже, чем в тонне ОЯТ от ВВЭРа или БНа.

Периодический репроцессинг отведенной облученной топливной смеси уберет наработанный целевой уран-233 и ряд продуктов деления, вернув в новую порцию жидкосолевой топливной смеси плутоний недогоревший, миноры и торий фертильный.