Интересный подход, чисто инженерный: что если вместо натрия в CEFR залить свинец.
Что видно сразу:

1. Температура плавления натрия 98 цельсия, свинца 327С. Потребуются более мощные электроразогреватели. Если залить эвтектику Pb-Bi, температура плавления 125 цельсия однако из Bi-209 нарабатывается полоний-210. В отличие от натрия-24 с периодом полураспада 15 часов, Po-210 имеет период полураспада 138 суток. Различаются условия при перестановке кассет АЗ, при ремонтах первого контура и протечках теплоносителя: две недели выдержки перед ремонтом натриевого контура снижают активность Na-24 в миллион раз, свинцового по полонию-210 - на 10%.

2. Конструкционные материалы, сохраняющие химическую совместимость при высоких температурах в случаях натрия и свинца разные. Прежде всего это относится к материалам оболочек ТВЭЛов и трубок парогенератора.

3. У свинца больше вязкость и в 5 раз меньшая электропроводность чем у натрия. Расход мощности на прокачку больше, причём МГД-насосы сделанные под натрий не годятся. Не случайно многие проекты свинцовых реакторов делаются с естественной циркуляцией теплоносителя.

Кроме трёх отмеченных вопросов есть ещё много ноу-хау. Например, на более жёстком нейтронном спектре СВБР надо сделать отрицательный мощностной коэффициент реактивности.

В ОАО «СХК» - новые кадровые назначения
http://www.atomsib.ru/press_center/4201/

Товарищ Smith, Вы бы разъяснили как назначение данных персоналий поможет "Прорыву"? Видно, всех дел я не знаю, потому и вежливо интересуюсь.

поможет или же, наоборот, все загубит - не берусь утверждать , но первые двое напрямую будут отвечать за реализацию на СХК "мини-ЗЯТЦ" в рамках Прорыва.
радует то, что послужной список у них явно более точно соответствует поставленным задачам, чем у новой ген.директорши Элькона

Интервью про БРЕСТ.
http://ria.ru/interview/20130716/949809912.html

Смысл БРЕСТа, если не используется единственное преимущество свинца в большей средней энергии нейтронов и полный КВ в районе всего 1,05, соответвенно и выгорание будет на уровне РБМК и куча долгоживущих РАО от свинца.
Кому нужен такой проект, что он "порывает" кроме нашего с Вами бюджета?

Странно, если это прямая речь руководителя проекта БРЕСТа:
1.
Если водо-водяные реакторы работают при температуре 220-250 градусов, то здесь на входе 420 градусов, на выходе — 550. Вот эта дельта и есть энергия. Меня как физика эта температура не пугает, а неспециалистов, возможно, настораживает.
2.
В чем суть термина "естественная безопасность" по отношению к БРЕСТу?
— Это свойство реактора себя заглушать при отклонении любых параметров.

Такой реактор действительно "безопасен" - он при таких условиях "заглушения" никогда и не запустится.
3.
В быстром реакторе невозможен разгон на мгновенных нейтронах: поскольку запас реактивности низкий, доля запаздывающих нейтронов тоже низкая. Ни при какой ситуации разгона на мгновенных нейтронах не происходит, не происходит ядерного взрыва.

Про ядерный взрыв - интересно

и т.д.

Ничего не могу сказать. Не наш материал.

И температуры не те, что ранее заявлены.
550С не позволит применить серийные турбины на 240 кг/см2, что ставилось как одно из преимуществ, по сравнению с БН, где именно 550С и в результате только 130 кг/см2, серийные такие только до 200 МВт.

Свинец всегда разрабатывался именно постольку, что КВ на 0.15 - 0.2 выше чем с натрием при сопоставимом отношении объёмов свинца (натрия) и урана в активной зоне.
Типичные значения КВ реактора 1.28 для натрия и 1.45 для свинца. Для КВ цикла отличие от единицы на свинце ещё заметнее.
С этого начиналась проработка свинцовой тематики. Одно из преимуществ свинца: КВ активной зоны приближается к единице (на натрии заметно меньше), что позволяет уменьшить изменение реактивности с выгоранием, это полезно в условиях доли запаздывающих нейтронов в лучшем случае 0,4% на плутониевом топливе.

Бланкет вокруг реактора всегда можно доделать, если запас объёма в АЗ предусмотрен. В конкретных разработках сейчас принято не превышать единицу по требованию США и ЕС: при неподчинении разбомбят. Тем не менее технология материалов, совместимых со свинцовым контуром теплоносителя, постепенно создаётся, имея в виду потенциально высокий КВ.

полный?

неверно

КВ самой зоны он да, в районе единицы

КВ всей установки из публикаций в районе 1.35-1.4-1.4х

У меня материала НИКИЭТ 2 летней давности, и первым вопроом им был именно этот.
Собственно выше все о томже - смысл в свинце только при более высоком КВ.

При энергонапряженности всего 200 против 470 у БН?

и


За счет чего КВ РУ превосходит КВ Активной Зоны в полтора раза?


"Глаза боятся, руки делают", народное. Кто и когда нас последний раз бомбил и чем это закончилось, уверен, Вы помните.

Прикинул еще раз по документам НИКИЭТ, все правильно полный КВ в районе 1,05, ну может чуть будет больше.
Из-за низкого потока, высоки потери нейтронов.

Товарищ KTN, жду от Вас ответа на вопросы.

Ну я прямо и незнаю, может уважаемый AtomInfo.Ru что-нибудь расскажет? О КВ и КВа, к примеру. Или о радиальных и аксиальных бланкетах. Просто плохой из меня разказчик, только если бомбы на подлете,
особенно к БРЕСТ-300ОД.

а между тем, где-то месяц назад Лопаткин А.В. (заместитель директора – генерального конструктора по НИОКР ОАО «НИКИЭТ», Главный конструктор проекта НТП) защищал докторскую в ФЭИ на тему "Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения" - http://www.ippe.ru/ninf/avtoref/autoreferat-13-3.pdf

Не совсем понял следующий момент (из автореферата):


Это как, при указанном пятигодичном цикле и перегрузке раз в год? Сам в {xUN+(1-x)PuN} попадет и спечется в таблетки?

Он имеет в виду скорее что при переработке топлива активной зоны только добавляют отвальный уран.

Для, для того, чтобы добавить уран природной концентрации, насколько понял, поскольку известно, что хвосты прокручивают для максимального извлечения 235-го, или что что это за чудо-аппарат?

Технически ни осколки деления ни не неполезные четные изотопы не извлекаются, куда добавлять (совсем без разделения)?

И подпитка плутонием, конечно, это из автореферата. Там, если что, несколько сценариев указано, в наиболее реальном, при увеличении глубины выгорания топлива ВВЭР, количество плутония снижается, брать по схеме ОЯТ+плутоний без добавки плутония не выходит. В добавок к позорному соглашению об утилизации "излишков" оружейного плутония высокой степени обогащения, еще и этим плутоний нужен. А наработчики остановлены, относительно дешевый в добыче уран весь за рубежом. Грустно.

нет, добавлять в ЗЯТЦ (будь то БНы или БРЕСТы) планируется именно отвальный уран, т.к. для БР необходимо наличие именно "сырьевого" 238-го урана, который в процессе горения конвертируется в плутоний. наличие 235-го в добавляемом уране не критично

За счёт бланкета из обеднённого урана.



Это образная формулировка. WW2 - не последний раз. Затем была "холодная война" с 1945 по 1985 годы, в которой советская система была разбита и прекратила существование.

Евгений Олегович Адамов уже побывал в американской тюрьме, второй раз ему туда не хочется.
Между прочим, многие годы его имя значилось на первом месте в списке редколлегии главного журнала ядерной тематики, "Атомная Энергия", которого издаёт Минатом совместно с Академией Наук. США арестом Адамова дали наглядно понять, если у кого-то оставались сомнения, что при желании способны найти формальный предлог и организовать аналогичную участь любому, менее высокопоставленному чем Адамов, сотруднику ядерной физики в России.
Поэтому сейчас заявлять о намерении делать аппарат с превышением КВ=1 решаются лишь студенты на интернет-форумах, которым простителен безответственный курс.

Небольшое уточнение.
Энергонапряжённость влияет на КВ только в том, что при большей энергонапряжённости распадается меньше плутония-241 в Am241. Этот эффект есть, на практике он не так велик поскольку уже достигнута энергонапряжённость когда время выгорания топлива (концентрация в ехр=2.718281828 раз) в разы меньше времени жизни плутония-241 по бетараспаду /20 лет/.

В остальном большая энергонапряжённость нужна для того, чтобы снизить число тонн плутония-239 на ГВт(эл) мощности реактора. Для БН-800 в гомогенном варианте пропорция 2,5 тонны Pu239 на ГВт(эл), при внутрикассетной гетерогенности 4 тонны на ГВт(эл). С учётом нахождения ОЯТ на выдержке и радиохимпереработке, да на этапе изготовления новых ТВЭЛов, в лучшем случае в первые десятилетия требуются 5 - 8 тонн плутония на ГВт(эл).
По этому фактору натриевые реакторы существенно выигрывают у свинцовых.

Таким образом, энергонапряжённость влияет на удельную загрузку (МВт_эл/кг Pu239) и на время удвоения топлива. В рабочем диапазоне достигнутых энергонапряжённостей, подразумевая в т.ч. и быструю радиохимпереработку /внереакторное время полгода и меньше/ на КВ она почти не влияет.

Небольшое дополнение.
Потери нейтронов из АЗ задаются параметром B**2 то есть лапласианом, по-простому говоря линейными габаритами АЗ сравнительно с длиной свободного пробега нейтронов по реакции деления. Большая утечка из АЗ может быть поймана бланкетом, такой вариант активных зон с большими утечками в обеднённый уран как раз соответствует максимальному КВ. Другое дело, если по политическим причинам нормальной величины бланкет вокруг АЗ воздержались ставить.

Низкий или высокий поток на КВ не влияет /если время жизни топлива многоменьше tau распада Pu241/. Величина потока влияет на время топливной кампании и на время удвоения плутония, а также на удельную загрузку МВт(эл)/кг Pu239.

Не так уж редко приходится с прискорбием констатировать что чиновники, от которых зависит курс развития отечественной промышленности, откровенно слабо ориентируются в возглавляемом деле. Ваша сильная сторона, что не стесняетесь признаться в этом, и что есть желание разобраться в существе дела. Такое встречается не часто.

А я на полном серьёзе дольше часа читал этот автореферат.Нераспространение хорошее. Не в коем случае не отделяйте плутоний от урана и всё.
Для уменьшения активности хвостов выделяйте радий и не отделяйте его от урана.Для уменьшения выхода радиоуглерода в нитридном топливе
азот обогощённый изотопом N15. Предлогаются совсем все типы реакторов, и везде пристанционная переработка отработки по $355 за кг.
Бредовей не может быть.

А если подумать?

Адамов сидел, кстати, не в американской, а в швейцарской тюрьме. Из американской его бы хрен отпустили.

Спасибо, теперь буду знать.


Великая Отечественная Война, WW2 - не о том.


Ранее были категории сотрудников, которые были невыездными, на разный срок, в зависимости от уровня доступа к документам и окончании оного. Очень правильный подход. Поэтому можно начинать строить любой аппарат с физически и технологически реализуемыми характеристиками. И, о каком удвоении в следующих сообщениях Вы ведете речь, в контексте непревышения КВ единицы, становится не ясно, при условии отсутствия бланкетов.

P.S. На правах пятничного оффтопика. В 97 году послал я сотрудника (не суть важно зачем) в офис, который, как оказалось, занимал Любимов сотоварищи (который вел когда-то программу "Взгляд"). Сидит мой человек, ждет. Влетает в помещение вышеуказанный товарищ. Все его сотрудники, как по команде, встают по стойке "Смирно". К чему это я. Читая Ваш абзац про Е.О. Адамова, вспомнился рассказ сотрудника.

В общем потратил полтора часа на изучение реферата, благо с некоторыми научными работами персонажа знаком ранее. Сложилось ощущение о какой-то двойственности смысла написанного. В некоторых местах противоречия разные смысловые имеется и много притянутых за уши вещей (типа проблем нераспространения с нитридным топливом из америция и нептуния).
Это походу обычная проходная докторская для персонажа занимающего руководящие посты.
Имеется всего одна статья в котирующемся зарубежном журнале "Nuclear Engineering and Design", все остальное в домашнем журнале, где многие годы рулил Ад...ов.
За последние пять лет с 2007 года у персонажа ни одной новой научной статьи, что знаково.
Из трех упомянутых патентов два вообще не имеют отношения ни к БРЕСТу, ни к "Прорыву", ни к "Топливному циклу крупномасштабной ядерной энергетики России".
Список использованных источников содержит 128 наименования, что очевидно очень мало для обсуждения столь сложной затронутой темы.

Однако, в целом этот автореферат полезное чтиво. Дает общее представление как "прорыватели" мыслят дальнейшее развитие атомной энергетики и проблем ЯТЦ в РФ.
К сожалению, общее ощущение о том, что декларируемый "Прорыв" - масштабная научно-техническая афера после тщательного прочтения реферата только усилилось.


Это еще цифры в ценах 2001 г., реальные цифры будут в 1.6-2 раза больше (если учитывать девальвацию доллара за прошедшие 12 лет). Т.е. имеет смысл ориентироваться на $570-700 за кг ОЯТ БРЕСТа при регенерации, и это без учет дальнейших затрат на трансмутацию нарабатываемых БРЕСТОм радионуклидов и хранение/захоронение части из них.

Судя по всему там об текущих затратах без учета капитаных и ряда других.
По опыту техже французов, пока не удается получить полную себестоимость менее 1200$/кг.
Переработка азотных же соединений существенно дороже и опаснее, поэтому маловероятно что в Северске будет разрешение на масштабный проект, связанный с фтором и аммиаком.
Да и аммиак сейчас только если с Перми везти, ближайшие в Кемерово не обеспечивают свои потребности, в 90х самый новый, из 3х имевшихся, пуска 1988 года, разобрали на запчасти и лом.

Кем была разбита? В каких сражениях?


СССР был предан и распущен мямлей, подкаблучником и бездарем Горбачёвым.

С тех пор ничего не изменилось - продавали сырьё тогда, продаём и сейчас.
Но если можем так жить сейчас, то почему не могли жить тогда?
Объективных причин для слома советской системы не было.

Прошу прощения за офтоп.

На словах, уважаемая Alpha, воевать легко. Я смотрю, Вы сторонница такого варианта событий, чтобы Советский Союз в конце 1980-х вместо почётной капитуляции выдвинул лозунг "победа или смерть", и как Северная Корея держался до последнего в условиях ухудшающегося с каждым годом баланса сил в мире.
Давайте в курилке обменяемся доводами "за" и "против", и попробуем посмотреть что из этого получится, а здесь воздержимся от оффтопика. Заранее скажу, я в 1990-е жил в провинции а не в Москве, и лично наблюдал крах советской системы жизнеобеспечения, когда за выдававшимися по талонам предметами первой необходимости стояли огромные очереди. Было очевидно, что страна надорвалась перебрасывая 40 лет подряд все силы в военную промышленность, и что дальше так жить нельзя. С этого и начинались реформы - поначалу не ради самих реформ, а ради отрицания того тупика в который зашла тогдашняя советская действительность.

Спасибо, посмеялся. У вас своеобразная трактовка термина "разбита". Сочиняйте дальше...

Угу, вот я сейчас смотрю на провинцию и вижу как она "расцвела" ...

А будете офтопить, пожалуюсь модератору.

Народ, не засирайте тему.

Прочитал как "в контролирующемся" ... Аж в кресле подскочил.

Понимаю, лето, период отпусков. Тем не менее, вернёмся к теме.

По слухам, или вчера или сегодня в ФЭИ должен был завершиться длительный процесс назначения руководителя. У Говердовского уберут приставку "и.о.". Говорят также, что вчера в ФЭИ приезжал Першуков - возможно, по этому поводу.

P.S. Уточняю по просьбам трудящихся Имеется в виду А.А.Говердовский и никто иной.

Вопрос от обеспокоенных трудящихся. Что-нибудь официально решилось?

в общем и целом статья касается "Прорыва", поэтому спрошу здесь:
То, что один из директоров Первой АЭС стал противником атомной энергетики, считая её опасной, свидетельствует достаточно красноречиво (с) http://www.atominfo.ru/newsf/m0368.htm
про кого это речь, не подскажете?

Хм... Я знаю, естественно, о ком речь. Но так как это персональная информация, то не очень хотелось бы её озвучивать.

Сходите на авантюру - там в примечании к статье есть и про кого речь...

Посмотрел - нет. Да, врочем, так ли это важно?

Алессандро Алемберти: свинец по-романски
http://www.atominfo.ru/newsf/m0480.htm


Поскольку ALFRED парой страниц тому назад уже обсуждался, да и про свинец в качестве теплоносителя тут, спрошу. В интервью приведено схематичное изображение компоновки РУ, ПГ, ГЦН. Однако интересует, как предполагается обеспечивать теплосъем с верхней части активной зоны?

Хорошая статья "Стратегия по-курчатовски".
http://www.atominfo.ru/newsf/m0640.htm

Очевидно, что следование всем пунктам "ПРОРЫВной" концепции приведет нашу страну в плане развития АЭ в ...опу.

Загрузка по топливному плутонию БРЕСТ-1200 около 7.5 тонн. Такого плутония у РФ с учетом 32 тонн "избыточного" военного плутония всего около 46-50 тонн. Т.е. на нем можно сделать 6 полных активных зон для БРЕСТ-1200. Далее прогнать эти зоны по разу и если очень повезет и удастся нормально их переработать, то вновь загрузить в БРЕСТы.

Запас энергетического реакторного плутония худшего качества (с большей долей четных изотопов и повышенной радиотоксичностью) около 165-170 тонн, при расходе около 7.8-8.0 тонн на загрузку каждого БРЕСТ-1200 позволит содержать еще 21 реактор БРЕСТ-1200.

Итого, при следовании "ПРОРЫВной" концепции удел нашей страны иметь всего 27 реакторов БРЕСТ-1200, с общей установленной мощностью АЭС с БРЕСТами около 32.7 ГВт (с учетом опытного БРЕСТ-300ОД). Видимо это братия "прорывная" с подсказки товарищей из-за океана считает, что большего количества атомных энергоблоков России и не надо. Хотя сейчас имеющиеся 25.3 ГВт номинальной мощности АЭС очевидно недостаточные для успешного развития страны в перспективном будущем с учетом будущего дефицита жидкого и газового топлива.

Пуски на уране предполагаются в этой концепции.

P.S. Вопрос об ОЯТ ВВЭР замыливается в этом случае.

Статья, конечно, была бы более актуальна года два назад, когда была попытка разработать и принять стратегию развития АЭ в России. Кстати, официально утверждённой стратегии у нас так и не появилось.

Сейчас лексикон у "прорывистов" меняется. Говорят не о БРЕСТе, а о абстрактном быстром реакторе с КВ=1. Это может быть и БН-нитрид. Якобы сравнивают даже БН-MOX. Конечно, во всяких внутренних анализах плюсики стараются ставить БРЕСТу, но так как это внутренние документы, то плюсы на минусы поменять всегда можно будет без больших проблем.

Наконец, самое главное. Кажется, дошло, что пропагандировать скорейший переход на новую энергетику, в которой нет места ВВЭР, и одновременно эти самые ВВЭР строить в массовом порядке смахивает на шизофрению. Поэтому сейчас больше стало говориться о "двухкомпонентной энергетике как переходном этапе" с неоговоренной длительностью. Такое в истории уже случалось - вспомните, хотя бы, переход от социализма к коммунизму

Стратегия РФ до 2050 года разрабатывалась еще в 2008 году (лебединая песня ЦНИИАИ, который был центром сбора и компоновки окончательной версии материала от различных рабочих группа) :-) тогда Адамов как раз получил условный срок и прорываться на авансцену не спешил. С тех пор Курчатовцы периодически пытались в инициативном порядке выпускать брошюры и делать презентации на различных форумах со своим видением Стратегии АЭ в 21 веке. А год назад появился вариант от Адамова и компании (тоже не утвержденная и как бы вроде дискуссионная).

Есть версия, что разговоры об "абстрактном быстром реакторе" появились как раз-таки потому, что есть далеко ненулевая вероятность сесть в лужу со свинцом (не удастся доказать работоспособность технологии, особенно в столь сжатые сроки), а тогда можно отчитаться перед властьпредержащими старым добрым натрием :-) вы давали нам деньги на ЗЯТЦ с РБН? получайте: МОКС, натрий, переработка.

Да, такая версия есть. И она вполне резонна и имеет право на существование. В конце концов, отвечать в случае провала будет отнюдь не Е.О., а совсем другие люди, в секту свинцопоклонников не входящие

Концепция "двухкомпонентной атомной энергетики для переходного этапа" наиболее очевидная (по принципам "плясать от того что имеем" и "не складывать все яйца в одну корзину") и пока наиболее оптимальная. Ее французы не зря придерживаются, да и американцы с южнокорейцами уже начинают усиленно обсуждать перспективы строительства замещающих БНов. Китай пока мудрит с вариантами развития малых ВТГР, но думается, что КНР также придет к основному парку из ВВЭР/PWR и БНов.

На примере той же РФ имеем следующую картину.
Имеются развитые технологии ВВЭРов, пользующиеся коммерческим спросом. Также имеется и парк из 11 ВВЭРов, который судя по всему к 2020 может составлять 20-21 единицу. В этих ВВЭРах при начале дефицита дешевого урана и проблем с поставками уранового сырья можно спокойно "жечь" РЕМИКС-топливо, получаемого из уранового регенерата и имеющегося ВОУ. При исчерпании запаса ВОУ для энергетики, можно спокойно перейти к использованию композиции РЕМИКС-МОХ, и если уж совсем беда будет со строительством парка быстрых реакторов, то можно и некоторое время ВВЭРы на загрузке из преимущественно МОХ-топлива подержать.

Однако по топливоиспользованию ВВЭР очевидный "транжира". Поэтому в будущем для развития нашей страны и возможности экспорта реакторных технологий, обеспеченных поставками ядерного топлива, нужны быстрые реакторы с возможностью увеличенной наработки делящихся материалов. Это очевидно БНы, но на какое-то время и в какой-то мере их могут заменить реакторы с ТЖМТ и КВ около 1.

Тут логика очень простая и очевидная используется , но только в РФ эти "размышления о концепции развития АЭ" превращаются в театр абсурда. Метания какие-то постоянные в зависимости от рулящих группировок, то ВВЭР-СКД, то БНы, то БРЕСТы и т.п. Напоминает это.

Очевидно, что при разработке концепции дальнейшего развития АЭ в РФ про утилизацию ОЯТ надо заранее сильно и глубоко думать.
Чисто личное мнение, БРЕСТ кажется не самым подходящим вариантом реакторных технологий для решения утилизационной проблемы минорных актинидов.

Эту проблему технически проще решить на жидкосолевых реакторах-выжигателях. Причем, если сейчас создание жидкосолевика-выжигателя на быстром спектре для РФ технически сложно, то вполне можно и технически несложно в ближайшем времени построить прототип малого жидкосолевика-выжигателя на эпитепловом спектре с графитовым ядром уровня 10-15 МВт, а через 5-6 лет можно уже строить и оптимизированную увеличенную версию уровня 100-150 МВт, тиражированную далее в малую серию до 6-8 единиц.

Для жидкосолевых реакторов простота приготовления топливной композиции максимальна, как и заметно проще, легче и дешевле организуется репроцессинг отработанной топливной солевой смеси. Никакие гетерогенные быстрые реакторы (хоть БНы, хоть БРЕСТы) с гемором изготовления их топлива (керамика или вибро-топливо), проблемами снятия оболочки твэлов и растворения таблетки/спеченной массы ОЯТ, сложностью повторного изготовления топлива из репроцессированного делящегося материала рядом с ЖСРами не стоят и конкурировать по простоте эксплуатации не смогут.

Но ЖСРы-выжигатели с возможностью воспроизводства урана-233 (его можно отдельно и не выделять, а снова пускать в топливный цикл) по параметрам скорее производственные реакторы, чем энергетические. Поэтому есть смысл строить ЖСР-выжигатели на территории РТ-2 и РТ-1, где они смогли бы с использованием смешанных загрузок НОУ и имеющегося реакторного плутония выжигать ненужный нептуний-америций. Вдобавок они на РТ-2 и РТ-1 могли бы вырабатывать нужное количество высокотемпературного тепла и электроэнергии для осуществления операций по перспективному пироэлектрорепроцессингу ОЯТ или для газофторидного метода переработки ОЯТ.