Из описания компоновки БРЕСТ-ОД-300

Если в БРЕСТЕ происходит расплавление оксидного топлива в центральной части а.з., то то кориумная композиция всплывает в район приводов СУЗ и далее их плавит с соответствующими неконтролируемыми последствиями.
Хотя фраза "приводимые в действие пассивным температурным инициатором срабатывания" как бы намекает, что сценарий повреждения приводов РО СУЗ расплавленным топливом возможно может и приводить к их вводу в а.з. путем банального "всплывания" в теплоносителе.

Также по многим другим аспектам свинцовое и свинцово-висмутовое направление находятся в ранней стадии проработки, не имеют готовности к серийному производству. Возможно, для них годится только плотное топливо.

Вместе с тем бытует мнение, что натриевые реакторы малопригодны для трансмутации, то есть замыкания топливного цикла по высшим актинидам. Казалось бы, пережигать U236, Np237, Am241, Am243, Cm244 можно по реакциям (n,gamma) облучая несколькими нейтронами в резонансном спектре. На это нужно тратить часть превышения КВ бридера над единицей. Однако в присутствии не то что этих изотопов, а даже больших количеств Pu240, Pu242, натриевый бридер имеет положительный паровой коэффициент реактивности.

Натрий кипит при 880 цельсия, вытеснение половины теплоносителя из АЗ сдвигает спектр вверх по энергии, вклад пороговых минорных актинидов в реактивность меняет знак с отрицательного на положительный. В свинцовых реакторах нет этого эффекта, благодаря чему в них вкладывают средства чтоб когда-нибудь довести дело до серийного образца.

Приветствую, давно вас видно не было...

Доводилось читать нечто похожее на описанное.
Однако, почему британцы собираются "гражданский" плутоний утилизировать в БН "PRISM"?
В так называемом энергетическом плутонии от AGRов ведь доля нечетных изотопов раза в два-три выше чем в топливном плутонии на котором отечественный БН-600 тестировали.

Есть у меня ощущение, что для утилизации некондиционного плутония и младших актинидов CANDU более удобны, чем БНы. В силу того, что в тяжеловоднике из энергетического плутония можно реально выжечь две трети его нечетных изотопов, одновременно конвертировав четверть от имеющихся четных изотопов в нечетные и сжигая их.
Ну а про удобство тяжеловодного спектра для перевода нейтронзахватных U236 и Np237, Am241 и Am243 в более-менее приемлемо делящиеся изотопы написано немало.

Хотя конечно тяжеловодники в плане экономии нейтронного потенциала топлива заметно БНам проигрывают. Но для реактора-утилизатора столь важно отличие вполне реального КВ=0.8 для тяжеловодника от КВ=1 для перспективного бумажного БРЕСТА?

Давайте построим хотя бы в единственном экземпляре.


Пишут, что от данных недостатков избавились, в том числе применительно к MOX. Почему не начать замыкание через переработку, на более "чистом" топливе?


Однако, выходит, что всё равно ничего не готово, судя по предыдущим цитатам.

Кроме того, для ограничения действий персонала есть регламенты. Есть умные проектировщики активных зон и защит. Запас до кипения натрия около 300-т градусов (плюс/минус). Как-то очень пессимистично всё у Вас выглядит. Впрочем, на истину в последней инстанции не претендую.

политика порезана


В топливе AGR много чётных изотопов: при высокой температуре большой вклад нейтронов с энергией вблизи резонанса 0,3 электрон-вольт. В менее высокотемпературном РБМК-1000 в зоне плато (где коэффициент размножения бесконечной среды k=1,02) при выгорании 21 ГВт*сутки/тонна имеется:
U235 = 2,88 кг/т
U236 = 2,26 кг/т
Pu239 = 2,20 кг/т
Pu240 = 1,99 кг/т
Pu241 = 0,5 кг/т
При длительном хранении Pu239 меньше половины, вместо (2/3) случая ОЯТ PWR. Видимо, PRISM достигает неположительного натриевого коэффициента за счет плоской активной зоны и малого объёма, когда велика утечка в зону воспроизводства.


При трансмутации на тепловых нейтронах конечным продуктом будет Pu242, имеющий малое сечение (n,gamma). Кроме того, на тепловых нейтронах для урана-235 (бс/бf) порядка 0,2 и при цепочках U236->Np237->Pu238->(He4 + U234)->U235->(тепловое деление), U236->Np237->Pu238->Pu239->(тепловое деление) тратится по 0,4 нейтрона из каждых примерно 2,1 нейтронов деления первичного ядра урана-235 в тепловом реакторе.

Свинцовый бридер, по идее, позволяет использовать нечетно-четные ядра как топливо. Вместо плутония-242 конечным продуктом, после захвата 7 нейтронов, может быть ценный транспортный энергоноситель кюрий-245. Cm245 имеет аномально малую критмассу на тепловых нейтронах, в том числе при 0,3 эв, в смеси с замедлителем может использоваться в ядерных ракетных двигателях для нагрева водорода.

Впрочем, вопрос о Cm245 примыкает к научной фантастике. Также как биметаллические оболочки ТВЭЛов идея которых высказывалась 51 год назад на конференции в США по быстрым реакторам. В те годы рассматривали оболочки из двух металлов, по 100 микрон каждый слой, так что внутренний металл не образует низкотемпературной эвтектики с фиссиумом а внешний совместим с натрием до температуры выше чем сталь и даже чем точка кипения. Прошло 50 лет, продвижения этой изящной идеи не произошло.

Интересно отметить, что быстрые реакторы разрабтывали почти десяток стран. Поначалу смело экспериментировали со ртутью, NaK, с нитридным и карбидным топливами, с разными сплавами металлического топлива. С самыми разными сплавами оболочек ТВЭЛ, даже танталовые оболочки ставили. Эксперименты оценивались как в целом успешные. Когда же дошло дело до реакторов средней величины, все без исключения использовали:
* UO2 в качестве топлива, заранее зная что КВ на нём в лучшем случае 1,2 - 1,3;
* нержавейку для оболочек ТВЭЛ, заранее зная что взаимодействие с теплоносителем начинается уже при 550 цельсия.
Уже из этого видно, что перевод электроэнергетики на расширенное воспроизводство ядерного топлива находится в самом начале пути.

"Что же продемонстрирует БРЕСТ-ОД-300?", - возможно будут спрашивать через некоторое время.

ОАО «НИКИЭТ» завершило разработку документации технического проекта реактора БРЕСТ-ОД-300 - © ГК "Росатом"

первый бетон в фундамент ПРК

давно у нас начали столь пафосно отчитываться о начале работ по т.н. "подбетонке"?
особенно порадовали фотографии, размещенные на официальном сайте НИКИМТ-а (и оперативно перепечатанные нашими западными коллегами в новостных лентах):

http://www.nikimtatomstroy.ru/press-centr/...il-pervyj-beton

П.С. мне одному кажется, что судя по фотографиям, как минимум одна стена котлована (задний план на фото №2) устроена без откосов?

по мотивам сообщения об МНТК-2014 в НИКИЭТ. вот программа по состоянию на вчера (01 октября).

По нитриду. Конкретика с МНТК НИКИЭТ-2014.

1) Во ВНИИНМ изготовлены твэлы типа БРЕСТ, которые были направлены в НИИАР и в составе 5 разборных облучательных устройств (ОУ) проходят испытания в реакторе БОР-60.

2) Были изготовлены экспериментальные твэлы для испытаний в реакторе БН-600, в составе 3 комбинированных экспериментальных ТВС (КЭТВС), собранных на этой стадии работ в НИИАР. В настоящее время КЭТВС проходят облучение в активной зоне БН-600.

То есть, ранее были сделаны три комбинированных сборки. Твэлы в них отличаются плотностью, обогащением, диаметром таблетки и твэла, материалом оболочки.

Т.о., данная недавняя новость http://atominfo.ru/newsj/q0025.htm , насколько я могу понять, означает, что в Северске сделали первую полномасштабную сборку с нитридом, в отличие от КЭТВС, где было с бору по сосенке.

P.S. А вот более давняя новость про КЭТВС http://atominfo.ru/newsh/o0846.htm
Там как раз говорится: "В нынешнем году предстоит… изготовить на наших установках две полноценные экспериментальные ТВС, каждая из которых состоит из 61 твэла".

Доклад Троянова по нитриду в НИКИЭТе только сегодня. После того, как он будет прочитан, дам небольшие пояснения по нитридным твэлам, которые уже облучаются.

Вот больше всего интересно, что с углеродом-14 в таком количестве делать собираются. А то как-то, мягко говоря, странное получается "пережигание долгоживущих"... с наработкой углерода-14.

Был такой вопрос вчера. Ответ примерно такой - его будут удалять. Позже записи послушаю, если вопрос на них попал, то процитирую ответ.

Удалять КУДА?
Пережигать его никак. Только в какой-то форме хоронить... в какой?

Биологически активный радионуклид с полураспадом 5000 лет, имеющий тенденцию самопроизвольно реагировать с кислородом с образованием газа. Ага.
"Pfff... Safe!"© Док из "Назад в будущее".

Отечественные ПУГРы, АМБ и РБМК, американские Ханфордские наработчики и британские Магноксы с AGRами этого углерода-14 из примесей азота в графитовых остовах столько наработали за время своей эксплуатации, сколько БРЕСТы будущие на нитриде в ближайшие 30 лет не наработают.

Есть разные предложенные варианты утилизации и захоронения наработанного углерода-14.
Иммобилизация в карбонатной форме в цементовых матрицах, графитизация и захоронение в полимерной матрице, перевод в радиационно-устойчивую химически-стойкую полимерную форму (политетрафторэтилен, полиэтилентерефталат или полистирол), перевод в геохимически устойчивые формы карбидов.

Есть разные
предложенные
варианты утилизации и
захоронения
наработанного
углерода-14 (с)
в порядке уточнения - предложенные,но не реализованные на практике?

Сечения захвата у С12 - околонулевые (за что его как замедлимтель и любят). А до С14 нужно два захвата.

В промышленном реакторном графите всегда есть примеси азота и соответственно наработка изотопа углерод-14 идет по каналу 14N+n=14C+p.
Наработка 14С по каналам 12C+2n=14C и 13С+n=14C действительно должна быть малой.
Сечение захвата тепловых нейтронов для реакции 14N(n,p)14C составляет 1.81 барн, а для реакции 13C(n,gamma)14C всего лишь 0.0009 барн.
Интересно, что сечение захвата тепловых нейтронов по каналу 17O(n,gamma)14C немаленькое 0.235 барн и в реакторах тяжеловодных углерод-14 тоже прилично генерируется.

Предложенные ранее и опробированные на модельных имитаторах в некоторых технологических аспектах.
Разве кто-то в мире перерабатывал облученный реакторный графит или нитридное ОЯТ для отделения и захоронения углерода-14?
Какое пространство для суеты научно-исследовательской попильной по иммобилизации 14С от остовов РБМК уже вырисовывается. А там и БРЕСТы с их нитридным топливом на горизонте маячат.

К сожалению, не попал вопрос на запись. Индиец интересовался. Я не очень внимательно это слушал, но по памяти было сказано, что углерод будут удалять из цикла. Всё. Вопрос "куда" не обсуждался.

Это не значит, что вопросом не занимаются. Это значит, что я не могу сказать, на каком варианте сейчас остановились. Узнаю - отпишусь.

Надеюсь что тема с удалением из ОЯТ 14С не будет технической тайной, интересно узнать на чем действительно остановились.

Интересует вопрос каким образом предполагается реализововать этап "мокрого" хранения нитридного ОЯТ на БРЕСТах?
Типа подержали три-четыре года на периферии зоны в свинце затем немного в сухом контейнере, а потом быстрая горячая пиропереработка?
Этапа с нахождением нитридного ОЯТ в водном бассейне не будет?

Поскольку начали Вы, то уважительно поитересуюсь, в чём заключается проблема углерода-14? Тот факт, что нитрид - сложное и спорное топливо, очевиден, однако откуда взялась проблема с углеродом, что это за лишние траты денег (потенциальные) на "иммобилизацию" и захоронение? В чём опасность?

Не решено ещё. Выбирают варианты.

Захват нейтрона в азоте-14 даёт углерод-14 (период полураспада 5700 лет). Одна из радиологических проблем нитридного топлива. Опасность в дополнительных дозах и смертях работников и населения.

Если его оставлять в топливе в ЗЯТЦ, то топливо с каждым разом будет становиться всё более и более грязным.
Если убирать, то надо знать, куда убирать и каким образом хранить.

Для реактора БРЕСТ в количестве одна штука проблема, может быть, не столь острая. Для широкомасштабной энергетики с БРЕСТ, на которую претендуют в Прорыве, в обязательном порядке проблема должна быть решена.

Известно, что задача по обращению с 14C оказалась технически сложной. Окончательного решения, скорее всего, пока нет.

Это вопрос к технологам. Так как МНТК НИКИЭТ реакторная конференция, в тонкости радиохимии там не лезли.

Принципиально как именно будет решена проблема 14C, скрывать будут вряд ли - не та ситуация. Какие-то технические моменты могут уйти в ноу-хау.

Также сегодня нет решения по америцию и кюрию.
По нептунию считается, что вопросов нет, будет дожигаться в цикле. Конкретно, в гомогенном варианте - т.е., он просто будет оставаться в топливе при переработке.

Спасибо, уважаемый AtomInfo.Ru. Каким образом может образоваться С14, мне известно. Поскольку статистикой его накопления в нитриде, равно как статистикой летальных и нелетальных исходов именно по С14 не владею, то, думаю, квалифицированно возразить на данный момент не смогу. Цель затеи я понял, вот средства - не мне решать.

Только завтра появится БИН №1001, и начнет убедительно доказывать, что отходы деятельности ВВЭР - ну просто смертельно опасны. Просто опасаюсь такого идиотизма.

Таких уже просто прорва. Вроде с этой публикой как-то справляются.

Это и есть суть вопроса. По современным тенденциям, проекты надо доводить до доз (соответственно, до смертей). Разработчики должны знать, сколько у них будет углерода, какие дозы с ним могут быть сопряжены и т.д. После чего решать.

Но сам по себе факт накопления 14C входит в стандартный список недостатков нитридного топлива (как накопление полония в недостаток Pb-Bi и т.п.). В любом случае, должен быть дан ответ на вопрос об углероде - сколько, что с ним делать и т.д. Иначе проекта просто не будет.

С моей (сугубо диванно-дилетантской) точки зрения проблема в том, что углерод-14:

а) отлично реагирует (в том числе с кислородом), образует легколетучие и высокомобильные соединения (в том числе газы);
б) С14 биологически сверхактивен, накапливается в биосфере и людях, из-за чего С14 вносит заметную-таки долю в общую естественную дозу; его "полувывод" из организма очень долог;
в) химически из окружающей среды не выделяется, не смывается, не оседает; нет природных процессов, способствующих его удалению из почвы/биосферы или концентрации на грязной местности - уж если ушёл в биосферу, то там и крутится;
в) это бета-изотоп с ненулевой гаммой релаксации, то есть, он хорош и внутри тебя, и снаружи;
г) срок его жизни - вечность. Интенсивность распада заметно не упадёт ни за какой исторически обозримый период;
д) и в то же время светимость вполне себе на уровне, это не уран-238, С-14 нельзя хранить в столе в баночке от кофе, он опасен уже в микроколичествах.

То есть, с точки зрения дилетанта, это те самые стррашные ядерные отходы/отходы ядерные из самых страшных страшилок самых страшных зелёных.

Тяжело даются индийцам ТЖМТ- технологии
Об углероде в нитридном топливе спрашивал средний из них - на фото он склонил голову.

Немного по нитриду с конференции, раз обещал.

В России есть два метода изготовления нитридных порошков (из которых потом делают таблетки) - карботермический синтез из оксидов и метод гидрирования-нитрирования из металлов.
У методов есть свои плюсы и минусы, сейчас ведётся работа по выбору основного метода (облучаются твэлы).

Варьируемые параметры твэлов, которые проходят облучение в БОР-60 и БН-600:
- плотность (в основном, это 12 и чуть более, но в одном твэле 13);
- обогащение по плутонию (от 12 до 20),
- диаметр таблетки и заполнение зазора (в одном из твэлов свинец),
- стали для оболочки (пять сталей я насчитал).

По этим твэлам пока информации, естественно, нет.
Но внушают оптимизм результаты давнего российско-французского эксперимента BORA-BORA. В частности, тогда были облучены в БОР-60 четыре нитридных твэла. Максимальное выгорание составило 12%, результаты были признаны положительными. Хотя и признаётся, что твэлы для БОРА-БОРА были особенно качественно подготовлены (с точки зрения гомогенности распределения плутония, низкого содержания примесей O и C, равномерности пористостей и т.д.).

И напоследок, особенности технологии изготовления нитридного топлива, отличные от оксидного:

- необходимость тщательной очистки от кислорода и влаги внутрикамерной среды и технологических газов,
- более низкая прессуемость порошков,
- более низкая спекаемость и сложные циклограммы спекания таблеток,
- повышенная пожароопасность всего производства.

"Головки кассет находятся в газовой полости внутри реактора, то есть, выше уровня свинца. Это облегчает их визуальную проверку (например, при инцидентах при перегрузке с повреждением головок кассет, которые являются проблемой для реакторов с неводным теплоносителем). Также разработчики надеются, что такое решение облегчит проектирование перегрузочной техники."

Дорогая редакция, вы издеваетесь или ненарошно получилось? Улыбнуло.

Нет, показываем как люди уроки извлекают. Подсвинцовое видение делать тяжело, и они вытащили головки вверх.

Я не очень согласен с вашими пунктами


тут да. прекрасный углекислый газ который рассеется по всей планете в случае аварии. или же карбид кремния который начинает реагировать с кислородом при температуре около 1000С

почему вы думаете что соотношение С12/С14 в людях будет выше чем в атмосфере? не могли бы вы сказать, почему вы считаете что полувывод углерода очень долог?


зато рассеивается по всей планете - поскольку газ.


а по моему мнению - по уровню своего биологическеской опасности вполне похож на тритий.

Ну только светит на порядок сильнее.., соответственно и опасность другая, а с учётом на несколько порядков большего времени полураспада, накопление в биосфере намного более серьёзная угроза.

Вот только - общее количество природного радиоуглерода на Земле оценивается в 8,5 ЭБк (230 млн. Ки).

его образуется 6кг в год

и 6кг в год распадается...

А после аварии "выше" и не надо. Вполне достаточно и соотвествия.


Человек получает (с пищей) около 300г в сутки (и я не говорю про углерод, который сразу улетает в говно).
Соотвественно, около 300г выводится.
Всего в нормальной человеческой (мужской) тушке весом в 75кг - 15 кг углерода.
Соответсвенно, за сутки меняется порядка 2% массы.
То есть, даже школьно-арифметически уже получается 2 месяца, да?
На самом деле всё хуже, потому что углерод, который попал на строительство клеток (в виде белка) остаётся на долгие годы, костей - навсегда.


Это должно утешать? Меня так вот как-то даже наоборот - пугает. Потому что любая авария на этом шарике приводит к тому, что моя личная доза персонального счастья резко вырастает. Как я уже говорил - вырастает навсегда. Нет способа от вылетевшего углерода избавиться, как-то его зафиксировать, захоронить или хотя бы сдержать распространение.


Тритий, замечу, - тоже тот ещё подарочек.
Но выводится из организма быстрее.

А ещё, при всей его мерзопакостности, он распадается за время сравнимое с человеческой жизнью. За 120 лет - почти в 1000 раз. То есть, это гадость, которую нужно очень уж в больших (нереально больших) количествах нарабатывать, чтобы вызвать накопление в биосфере.

По бОльшей части, закопаного. В карбонатах, угле, сланцах и т.п. осадочных породах, нефти и т.п.
В обороте его - куда меньше, пропорционально общему соотношению углерода в породах и атмосфере.

А мы (тьфу-тьфу-тьфу!) выкидываем в атмосферу.

Будем ждать, пока его кораллы похоронят?

А сколько приблизительно за год один к примеру БРЕСТ-300 на урановом нитридном топливе сможет углерода-14 наработать?
Десяток граммов или может сотню?
Были ли оценки такие вообще опубликованы?
Может проблема с нитридным топливом и углеродом-14 не столь остра как может казаться...

Какой С14 в угле или сланце? Откуда?

Вы о радиоуглеродном анализе слыхали?

это хороший вопрос

также сколько, например, реакторы ЛАЭС имеют С14 в кладке - вероятность последовательного нейтронного захвата конечно очень мала, но 45+ лет работы, 1800т в кладке, ...

По сравнению с 230 млн.кюри - мизер. В Обнинске измеряли. Характеристики графита по флюэнсу нейтронов - схожие. Так вы его (С-14) еще попробуйте из графита вытащить...

измеряли именно 14й?

И что намерили? Есть хорошая ссылка?



Не совсем верно сравнивать с 230млн кюри. Вот те самые 6кг представляются более правильной базой для сравнения.

Грубо говоря, я вытащил всю кладку, сложил в кучу и поджег. Сколько дополнительных грамм (именно грамм!) С14 поступит в атмосферу?

По моему, эти рассуждения от большого ума. Расчитать такую цепочку, примерно проблем нет... Но скорее всего другие реакции и другие изотопы будет куда более важными в активности. Вон в Штатах даже Чикагский реактор разобрали, графитовые блоки предложили АНС, на сувениры желающим.

УДК 543.257.1 "Исследование радиоактивного загрязнения образцов графита из реактора АМ. Бушуев А.В. и др." Атомная энергия, т.101, вып.5, ноябрь 2006.

Реакторный графит плохо горит... Мы проверяли в муфельной печи.

Есть такой документ:

СВОДНЫЙ ИТОГОВЫЙ ОТЧЕТ
по результатам комплексных инженерных и радиационных
обследований энергоблоков №2, 3 Чернобыльской АЭС



Это конечно не ЛАЭС, совсем мало отработали, но все же.

Тут - да, фигню сказал...

РБМК еще немало производят С14 в охлаждаемом азоте.

Скажите тупому, 6 кг - циферь откуда?
Наработка на 100 МВт эл. зоне в расчётах? А в серийных блоках уже будет овер 60 (грубая апроксимизация)?

Скажем, не только у РБМК:
Суммарная скорость генерации 14С в реакторе ВВЭР-1000
Скорость генерации 14С в теплоносителе реактора ВВЭР-1000 оценивается в среднем около 1,1х10^9 Бк/сут, из них примеси азота от 10 до 30% в зависимости от водного режима теплоносителя. Скорость генерации 14С в топливе реактора ВВЭР-1000 оценивается примерно в 1,6х10^9 Бк/сут ( на примеси азота – 54%). Суммарная скорость генерации 14С в реакторе ВВЭР-1000 составляет в среднем около 2,7х10^9 Бк/сут.
Годовую наработку 14С в реакторе ВВЭР-1000 можно оценить (без учета скорости генерации в оболочках твэлов), равной 7,9х10^11 Бк (790 ГБк/год), при этом доля радиоуглерода, генерируемого в теплоносителе первого контура, составляет примерно 40%.
Таким образом, 14С генерируется: в теплоносителе - 320 ГБк/год на блок, в топливе - 470 ГБк/год на блок.

В табл.4 сведены результаты расчетов скорости образования 14С в различных технологических средах реактора РБМК-1000.
Расчеты показали (табл. 4), что основная активность 14С (около 90 %) образуется в замедлителе реактора РБМК-1000 и охлаждающем его газе, в топливе - примерно 8 - 10 %, в теплоносителе - около 0,5 %.
В теплоносителе основную роль в производстве 14С (до 97 %) играет реакция 17О(n,)14C. В замедлителе основную роль в производстве 14С играет реакция 14N(n,p)14C, которая дает вклад в его образование до 70 - 75 %. При этом более 50% активности 14С образуется на примеси азота в графите.
В ядерном топливе основная активность 14С (65-80%, в зависимости от примеси азота) образуется по реакции 14N(n,p)14C (без учета его образования на примесях в конструкционных материалах твэлов).

Общая скорость образования 14С в РБМК-1000 (5,1 - 6,9)х10^10 Бк/сут