1. >
  2. Форум >
  3. Научно-технический раздел

Ядерная и углеводородная энергетики

mse
 
Слушатель
Карма: +158.58
Регистрация: 25.09.2008
Сообщений: 22,331
Читатели: 11
Наша песня хороша - начинай сначала...Тут кажый квартал находит кто-то очередную эпохальную новость о ториевом цикле и приности сюда.... И втает все тот же вопрос а как нам реорганизовать рабкрин переработать уран -232 и все шо ниже по ряду...
Дык, быстрые неутроны пожгут всё, что ниже.
+0.00 / 0
Скрыто
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки

Статья для школьников.
Цитата
У ядерного топлива из тория, по словам ученого, есть два основных преимущества. Ученые делают его дисперсионным — в виде мелкого порошка, куда помимо оксида тория входит также плутоний. В таком виде топливо располагается в инертной матрице, которая выступает дополнительным способом защиты.
Дисперсные твэлы (урановые) делают с древних времён для транспортных реакторов.

Инертная матрица (типа MgO) из другой оперы. Используется (экспериментально) для выжигания минор-актинидов
Цитата
Кроме того, в дисперсной фазе топлива можно достичь предельной глубины его выгорания. Это означает, что сейчас в ядерном топливе до переработки можно «выжать» до 10 % делящихся ядер. В дисперсной фазе гораздо большее их количество превращается в чистую энергию. Другими словами, его можно эффективнее использовать «кратного увеличения глубины выгорания ядерного топлива».

Что можно, и что нельзя можно сказать только после реакторных испытаний твэлов, и причём здесь торий вообще непонятно.
Ну, и дальше в том же духе.

В общем, традиционно модная тема с влажными мриями.
+0.20 / 11
АС / АУ
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки
Про ториевый цикл я ничего не говорил. Только про как эффективно жечь плутоний. Ибо встает все тот же вопрос, а как нам переработать плутоний?
Эффективно сжигать в БН.

Переработать в каком смысле?

Из ОЯТ плутоний выделяют на МАЯКе на РТ1. Предполагается в течении двух лет запустить на ГХК опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ.

МОХ- топливо делают (пока со скрипом, но это временные трудности) на ГХК.

Сжигают на БН-800.
+0.22 / 11
АС / АУ
GrinF
 
Слушатель
Карма: +52.21
Регистрация: 15.02.2018
Сообщений: 3,592
Читатели: 1
Дык, быстрые неутроны пожгут всё, что ниже.
Во что они пожгут то что ниже...? Только нейтроны потеряете да и все...
+0.00 / 0
АС / АУ
GrinF
 
Слушатель
Карма: +52.21
Регистрация: 15.02.2018
Сообщений: 3,592
Читатели: 1
Эффективно сжигать в БН.

Переработать в каком смысле?

Из ОЯТ плутоний выделяют на МАЯКе на РТ1. Предполагается в течении двух лет запустить на ГХК опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ.

МОХ- топливо делают (пока со скрипом, но это временные трудности) на ГХК.

Сжигают на БН-800.
а насколько остро стоит проблема A=241? А то Дементий Боширов тут прямо изошелся на проатоме? На БН - я так понял его не выжечь?
+0.00 / 0
АС / АУ
Alexey K_9eb97d
 
СССР
Слушатель
Карма: +1.82
Регистрация: 24.04.2010
Сообщений: 190
Читатели: 0
Цитата
Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 19:18:40

Статья для школьников.
Это ж журналистская статья, не научная.

Цитата
Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 19:18:40
Что можно, и что нельзя можно сказать только после реакторных испытаний твэлов, и причём здесь торий вообще непонятно.
Это да, только испытания покажут. Однако тот факт, что оксид тория более ресурсен при высоких температурах и флюенсах чем оксид урана ещё в прошлом веке был установлен.
Отредактировано: Alexey K_9eb97d - 27 ноября 2019 07:30:50
+0.00 / 0
АС / АУ
Alexey K_9eb97d
 
СССР
Слушатель
Карма: +1.82
Регистрация: 24.04.2010
Сообщений: 190
Читатели: 0
Эффективно сжигать в БН.

Переработать в каком смысле?

Из ОЯТ плутоний выделяют на МАЯКе на РТ1. Предполагается в течении двух лет запустить на ГХК опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ.

МОХ- топливо делают (пока со скрипом, но это временные трудности) на ГХК.

Сжигают на БН-800.
Это я к тому, что хоть плутоний, хоть МА, хоть уран-233/232 один фиг надо будет утилизировать путем сжигания.
+0.00 / 0
АС / АУ
ILPetr
 
Россия
Екатеринбург
59 лет
Слушатель
Карма: +94.64
Регистрация: 09.04.2008
Сообщений: 17,564
Читатели: 6
Ссылочку можно?
А смысл? Если оксид тория в процессе сначала конвертируется в оксид урана и далее топливо выгорает как изначально урановое? Подмигивающий
"Украинцев нисколько ни для чего не нужно."
+0.00 / 0
АС / АУ
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки
а насколько остро стоит проблема A=241? А то Дементий Боширов тут прямо изошелся на проатоме? На БН - я так понял его не выжечь?
На БН (если не рассматривать солевых реакторов) его можно выжечь. Вот пару статей на эту тему - Ссылка , Ссылка .
+0.09 / 5
АС / АУ
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки
Однако тот факт, что оксид тория более ресурсен при высоких температурах и флюенсах чем оксид урана ещё в прошлом веке был установлен.
Где ссылки?
Что означает более ресурсен? Распухание топлива меньше, или что?
+0.07 / 3
АС / АУ
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки
А смысл? Если оксид тория в процессе сначала конвертируется в оксид урана и далее топливо выгорает как изначально урановое? Подмигивающий

Смысл в том, чтобы избавиться от пративного плутония.

Th-232 (не делящийся) в реакторе превращается в U-233 (делящийся). Выделяется радиохимией и опять смешивается с Th-232, и так по кругу.

Если же, традиционно, использовать U-238, то он (зараза), в реакторе, превращается в плутоний.
+0.08 / 4
АС / АУ
slavae
 
Россия
Москва
Слушатель
Карма: +155.74
Регистрация: 21.03.2013
Сообщений: 22,000
Читатели: 5

Опять торий )

Дискуссия   43 1
Разработана концепция гибридного реактора на основе плазменной открытой ловушки
17 сентября 2019

Специалисты трех российских институтов провели компьютерное моделирование топливного цикла ториевого гибридного реактора, в котором в качестве источника дополнительных нейтронов используется высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке. Среди преимуществ такого гибридного реактора по сравнению с используемыми сейчас ядерными реакторами можно отметить умеренную мощность, относительно небольшие размеры, высокую безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов. Результаты опубликованы в журнале Plasma and Fusion Research.

Для получения энергии гибридные ядерно-термоядерные реакторы используют одновременно реакции деления тяжелых ядер и синтеза лёгких, поэтому можно ожидать, что такие установки усилят положительные особенности и нивелируют недостатки, присущие энергетике на основе раздельного использования этих ядерных реакций. Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой (выше 100 млн. °С) при её высокой плотности. Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более легкой задачей, поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а всего лишь в качестве источника дополнительных нейтронов для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций. Таким образом, требования, предъявляемые к ее характеристикам, становятся менее жесткими.

В условиях, когда в плазме генерируются нейтроны, дополнительно поступающие в ядерный реактор, появляется возможность заменить большую (до 95 %) часть используемого в качестве топлива делящегося урана на неделящийся — сырьевой — торий. В отличие от урана торий представлен в природе практически одним изотопным состоянием, и поэтому он легко и с малыми затратами выделяется из природного сырья. При поглощении нейтронов изотоп тория 232Th превращается в изотоп урана 233U, который хорошо делится тепловыми нейтронами. По количеству выделяемой энергии эта реакция сопоставима с реакцией, используемой в ядерных реакторах с топливным циклом, использующим только природные изотопы урана 235U и 238U. Особенность применения ториевого топлива состоит в том, что в такой гибридной энерговыделяющей установке при прекращении поступления дополнительных нейтронов от внешнего источника ядерные реакции деления сразу же затухают. Таким образом, гибридные реакторы на ториевом топливе не способны к «саморазгону», что обеспечивает значительно большую безопасность ториевой энергетики.


Схема гибридного реактора


Скрытый текст
Империя - это мир, и этой идеологии достаточно. Мы живём в самой лучшей стране в мире и все нам завидуют.
Одушевлённое Одевают, Неодушевлённое Надевают.
+0.16 / 8
АС / АУ
сапёрный танк
 
Россия
58 лет
Слушатель
Карма: +46.52
Регистрация: 21.02.2009
Сообщений: 14,628
Читатели: 32
Разработана концепция гибридного реактора на основе плазменной открытой ловушки
17 сентября 2019


Скрытый текст
.......От концепции до ОКР (ОпытноКонструкторской Работы) дистанция огромного размера. Ну и от ОКР до реального, работающего в промэксплуатции реактора не менее 10 лет. Так что не при моей жизни. И боюсь, что не при жизни моих детей. И это при том, что тема выстрелит. А это совсем не обязательно.
Отредактировано: сапёрный танк - 28 ноября 2019 10:42:42
Мёртвый враг всегда хорошо пахнет
+0.12 / 6
АС / АУ
Witus
 
СССР
55 лет
Слушатель
Карма: +0.73
Регистрация: 20.03.2014
Сообщений: 153
Читатели: 0
Смысл в том, чтобы избавиться от пративного плутония.

Th-232 (не делящийся) в реакторе превращается в U-233 (делящийся). Выделяется радиохимией и опять смешивается с Th-232, и так по кругу.

Если же, традиционно, использовать U-238, то он (зараза), в реакторе, превращается в плутоний.
А чем "пративный плутоний" противнее U-233 ?
U-233 точно также как и Pu-239 пригоден ко всему.
+0.00 / 0
АС / АУ
DMAN
 
Белоруссия
Могилев
50 лет
Слушатель
Карма: +4.41
Регистрация: 05.04.2013
Сообщений: 5,150
Читатели: 2
А чем "пративный плутоний" противнее U-233 ?
U-233 точно также как и Pu-239 пригоден ко всему.
Таки да, но если мы говорим об управляемой ядерной реакции в ядерном
реакторе, то 233U почти такой же проблемный, как и 239Pu, по отношению
к 235U. Все дело в доле запаздывающих нейтронов, коих у 235U соответственно
в 2,3 раза и в 3,2 раза больше. Соответственно у реакторов на 233 и 239
изотопах больше сложностей с устойчивостью и управляемостью, при
более сложной и дорогой СУЗ.
Ковыляющий по прямой дороге опередит бегущего,
который сбился с пути. Francis Bacon.
+0.04 / 3
Скрыто
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки
А чем "пративный плутоний" противнее U-233 ?
U-233 точно также как и Pu-239 пригоден ко всему.

Радиотоксичность плутония значительно выше урана: ДОА (для персонала) Pu-239 - 0,032; U-233 - 14 Бк/м3.

На самом деле, основное преимущество Тория, которое выдвигается сторонниками, что образуется гораздо меньше минорактинидов.

Применение для ЯО, дело мутное. Вроде амеры что то пробовали. Нейтронный фон от спонтанного распада на 3 порядка выше.
Отредактировано: ДядяВася - 28 ноября 2019 16:31:01
+0.10 / 7
АС / АУ
Верноразящий
 
Слушатель
Карма: +5.86
Регистрация: 26.01.2019
Сообщений: 1,201
Читатели: 0
Цитата
Б.Виншневский: «Росатом» признал транспортировку «урановых хвостов» через Санкт-Петербург
«Росатом» признал транспортировку «урановых хвостов» через Санкт-Петербург, назвав обедненный гексафторид урана (ОГФУ) «менее радиоактивным веществом, чем природный уран». В письме в ответ на обращение руководителя фракции «Яблоко» в Законодательном собрании Санкт-Петербурга Бориса Вишневского представитель «Росатома» также отметил, что госкорпорация одинаково подходит к транспортировке как «урановых хвостов», так и более радиоактивных материалов. Об этом Б.Вишневский сообщил в эфире радиостанции «Эхо Москвы».
«Сегодня я наконец получил ответ из «Росатома». В одном месте письма он заявляет, что это не радиоактивные отходы по нашему законодательству, а в другом месте признает, что эти материалы радиоактивны и представляют опасность. Дальше нас уверяют, что все хорошо и все необходимые меры предпринимаются», — сказал депутат.
Сканированную копию письма из «Росатома» Б.Вишневский опубликовал на своей странице в Facebook.
В письме первый замгендиректора блока по развитию и международному бизнесу «Росатома» Кирилл Комаров рассказал депутату, что «ОГФУ не относится к радиоактивным отходам, так как подлежит дальнейшему использованию в качестве сырьевого материала для производства урановой продукции с целью осуществления её экспорта». Однако далее он замечает, что госкорпорация одинаково подходит к транспортировке как «урановых хвостов», так и более радиоактивных материалов. Транспортировка урановой продукции, включая ОГФУ, происходит через порты Санкт-Петербурга и Усть-Луга в соответствии со всеми международными и российскими требованиями. Она безопасна для населения и окружающей среды, отметил К.Комаров. «Требования радиационной безопасности, выполняемые при транспортировке ОГФУ, природного или обогащённого урана, одинаковы, при том что ОГФУ — это изначально менее радиоактивное вещество, чем природный уран», – сказано в письме.
Как сообщалось ранее, сегодня утром в порту Санкт-Петербурга пришвартовался сухогруз с урановыми отходами из Германии. По некоторым данным, до этого сухогруз два дня стоял в Финском заливе. На борту находится партия из 80 контейнеров обедненного гексафторида урана.

Главэксперты всея израиловки подтянулись:


Может их реально облучить - чтоб не мучались?
+0.07 / 4
Скрыто
D-Twin
 
20 лет
Слушатель
Карма: +0.16
Регистрация: 02.12.2012
Сообщений: 13
Читатели: 0
Читайте //www.monazite.ru/content/Torium-istoria.pdf
Отредактировано: D-Twin - 30 ноября 2019 05:38:26
+0.05 / 2
АС / АУ
NetGhost
 
Россия
Смоленская область
Слушатель
Карма: +185.75
Регистрация: 14.11.2010
Сообщений: 12,309
Читатели: 17

"Червяки"

Дискуссия   39 1

Статья:
https://www.dw.com/ru/%D0%BD%D…l-1126-rdf
+0.18 / 13
АС / АУ
ДядяВася
 
Россия
Москва
16 лет
Слушатель
Карма: +207.74
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 4,349
Читатели: 5

Модератор ветки

Лёд тронулся

Дискуссия   133 1
Подписан договор на строительство энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 в рамках проекта Прорыв

ТВЭЛ, ОПУБЛИКОВАНО 05.12.2019

Сибирский химический комбинат (АО "СХК"; входит в Топливную компанию Росатома "ТВЭЛ") и АО "Концерн Титан-2" заключили договор на выполнение строительно-монтажных работ по проекту строительства энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.

Сумма контракта составила 26,3 миллиардов рублей. Подрядчик выполнит работы по строительству здания реакторной установки, машинного зала и инфраструктурных объектов. Завершение работ планируется до конца 2026 года.
Подписи под документом поставили заместитель генерального директора АО "СХК" - руководитель проекта строительства опытно-демонстрационного энергокомплекса по проекту "Прорыв" Александр Гусев и директор по российским атомным проекта АО "Концерн Титан-2" Владимир Минаев.

Энергоблок мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационный энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на площадке Сибирского химического комбината в г. Северск Томской области в рамках реализации стратегического отраслевого проекта "Прорыв".

Помимо энергоблока, ОДЭК включает пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл в составе модуля по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а также модуля переработки облучённого топлива.
"Заключение контракта на строительство энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 - главное долгожданное событие 2019 года в рамках реализации проекта "Прорыв". Вслед за модулем фабрикации/рефабрикации топлива мы переходим к строительству ключевого объекта ОДЭК, который должен стать прообразом атомной энергетики будущего. Строительство и эксплуатация объектов энергокомплекса предусматривают создание в Северске более 800 рабочих мест", - отметил вице-президент по развитию технологий и созданию производств замкнутого ядерного топливного цикла АО "ТВЭЛ" Виталий Хадеев.

Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы в декабре 2018 года.
+0.39 / 25
АС / АУ
Статистика:
За сутки вы написали в этой ветке: сообщений
Дата последнего сообщения в этой ветке за сутки:
Модераторы:
ДядяВася
Сейчас на ветке:
Всего: 0, Гостей: 0, Пользователей: 0, Мобильных: 0