Ядерная и углеводородная энергетики

3,944,667 11,827
 

ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: Alexey K_9eb97d от 26.11.2019 16:29:27Например вот.


Статья для школьников.
ЦитатаУ 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
ЦитатаКроме 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
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: Alexey K_9eb97d от 26.11.2019 17:40:23Про 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
GrinF
 
Слушатель
Карма: +72.29
Регистрация: 15.02.2018
Сообщений: 6,175
Читатели: 3
Цитата: mse от 26.11.2019 17:47:03Дык, быстрые неутроны пожгут всё, что ниже.

Во что они пожгут то что ниже...? Только нейтроны потеряете да и все...
  • +0.00 / 0
GrinF
 
Слушатель
Карма: +72.29
Регистрация: 15.02.2018
Сообщений: 6,175
Читатели: 3
Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 18:39:10Эффективно 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
Alexey K_9eb97d
 
ussr
Слушатель
Карма: +1.86
Регистрация: 24.04.2010
Сообщений: 193
Читатели: 0
ЦитатаЦитата: ДядяВася от 26.11.2019 19:18:40

Статья для школьников.

Это ж журналистская статья, не научная.

ЦитатаЦитата: 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 ноя 2019 07:30:50
  • +0.00 / 0
Alexey K_9eb97d
 
ussr
Слушатель
Карма: +1.86
Регистрация: 24.04.2010
Сообщений: 193
Читатели: 0
Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 18:39:10Эффективно 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
ILPetr
 
russia
Екатеринбург
62 года
Слушатель
Карма: +108.07
Регистрация: 09.04.2008
Сообщений: 24,881
Читатели: 7
Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 16:05:16Ссылочку 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
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: GrinF от 27.11.2019 00:39:32а 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
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: Alexey K_9eb97d от 27.11.2019 07:27:12Однако 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
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: ILPetr от 27.11.2019 09:34:26А 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
slavae
 
russia
Москва
Слушатель
Карма: +193.03
Регистрация: 21.03.2013
Сообщений: 26,991
Читатели: 6
Опять торий )
Дискуссия   111 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
сапёрный танк
 
russia
62 года
Слушатель
Карма: +83.16
Регистрация: 21.02.2009
Сообщений: 20,377
Читатели: 46
Цитата: slavae от 27.11.2019 23:25:25Разработана 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 ноя 2019 10:42:42
Мёртвый враг всегда хорошо пахнет
  • +0.12 / 6
Witus
 
ussr
59 лет
Слушатель
Карма: +0.73
Регистрация: 20.03.2014
Сообщений: 160
Читатели: 0
Цитата: ДядяВася от 27.11.2019 20:41:14Смысл 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
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Цитата: Witus от 28.11.2019 13:10:32А 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 ноя 2019 16:31:01
  • +0.10 / 7
D-Twin
 
24 года
Слушатель
Карма: +0.16
Регистрация: 02.12.2012
Сообщений: 13
Читатели: 0
Читайте  http://www.monazite.ru/content/Torium-istoria.pdf
Отредактировано: D-Twin - 30 ноя 2019 05:38:26
  • +0.05 / 2
NetGhost
 
russia
Смоленская область
Слушатель
Карма: +200.19
Регистрация: 14.11.2010
Сообщений: 14,891
Читатели: 20
"Червяки"
Дискуссия   106 1

Статья:
https://www.dw.com/r…l-1126-rdf
  • +0.18 / 13
ДядяВася
 
russia
Москва
20 лет
Слушатель
Карма: +277.64
Регистрация: 22.07.2010
Сообщений: 5,321
Читатели: 7

Модератор ветки
Лёд тронулся
Дискуссия   206 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
Dobryаk
 
italy
Лукка
76 лет
Практикант
Карма: +461.56
Регистрация: 10.07.2007
Сообщений: 34,628
Читатели: 78
Читать обязательно!
Дискуссия   191 0
http://www.atominfo.ru/newsz/a0722.htm
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
Вси бо вы сынове Божии есте верою о Христе Иисусе. Елице бо во Христа крeстистеся, во Христа облекостеся, несть иудей, ни эллин, несть раб ни свободь, несть мужеский пол, ни женский. Вси бо вы едино есте о Христе Иисусе

Послание Галатам Павла апостола
  • +0.42 / 24
volga7
 
russia
Самара
Слушатель
Карма: +13.28
Регистрация: 19.12.2014
Сообщений: 1,111
Читатели: 1
Цитата: ДядяВася от 05.12.2019 18:01:10Подписан договор на строительство энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 в рамках проекта Прорыв

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.

Весть сильно порадовала.
Однако проект БН-1200 задвинули в долгий ящик.
С 2017 года, когда проект доработали до стадии БН-1200М не изменилось ничего.

Пятая колонна, окопавшаяся в нашем правительстве, не даёт денег на решением перспективных задач в атомной энергетике.
Ждёт, пока китайские атомщики нас догонят и Россия потеряет мировое лидерство в АЭС на быстрых нейтронах.
Отредактировано: volga7 - 08 дек 2019 06:57:47
  • -0.01 / 6
Slav Rus
 
russia
Самара
62 года
Слушатель
Карма: +1,031.88
Регистрация: 25.01.2016
Сообщений: 9,253
Читатели: 15

Модератор раздела


Первые серийные газовые турбины большой мощности ГТД-110М произведут в России в 2020 году. Об этом заявил первый заместитель генерального директора «Ростеха» Владимир Артяков.
«Мы предполагаем первый серийный выпуск в 2020 году. Мощности для серийного производства уже подготовлены, опытно-промышленная эксплуатация турбины завершена», - цитирует слова Артякова РИА «Новости».

В четверг, 5 декабря состоялось заседание научно-технического совета «Ростеха» с участием всех заинтересованных сторон данного инвестпроекта. На совете были рассмотрены итоги опытно-конструкторских работ и опытно-промышленной эксплуатации установки ГТД-110М. «В настоящий момент опытно-промышленная эксплуатация ГТД-110М успешно завершена, наработка турбины составила около 3 тыс. часов», - подчеркнул Артяков.

Опытную турбину продолжают использовать в составе Ивановских ГТУ. «Сейчас обсуждается следующий этап испытаний, в ходе которого наработка должна достигнуть новой планки - 8 тыс. часов», - пояснил заместитель гендиректора «Ростеха» .

Минпромторг заявил в октябре нынешнего года, что серийное производство российских газовых турбин большой мощности ГТД-110М запустят через полтора-два года.

Скрытый текст

http://vg-news.ru/n/141951
Мы смеялись в глаза врагу… Хоть нас было всего двадцать восемь

Делай, что должно, и будь что будет.
  • +0.32 / 18
Сейчас на ветке: 3, Модераторов: 0, Пользователей: 0, Гостей: 1, Ботов: 2