Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: tigra от 27.01.2025 01:08:50Ваша новость интересная. А по поводу отсутствия новостей - Вы загляните на сайт телеканала Совета Федерации "Вместе РФ". https://vmeste-rf.tv…o-sinteza/
Они там пишут, что китайские ученые плазму не удерживают рекордные 1066 секунд, а уже используют.

ЦитатаОб успехе термоядерного синтеза рассказали китайские ученые – имудалось обеспечить стабильное использование плазмы в течение 1066 секунд.

Они 1056 секунд ещё 3 года назад заявляли:

Цитата1,056 seconds, a new pulse length world record for high temperature tokamak plasma has been achieved on the "artificial sun" in Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences (ASIPP). On December 30, the experimental advanced superconducting tokamak (EAST) set this milestone of tokamak operation for longer than 1,000 seconds by the end of 2021.

Но теперь почему-то говорится, что они почти утроили предыдущий рекорд. Мутная тема какая-то. И на официальном сайте EAST про 1066 секунд ничего пока не видно. А последняя новость - вообще за 2023 год.
http://east.ipp.ac.cn/

• +0.03 / 1
• • 1

Цитата: basilevs от 27.01.2025 17:05:49Они 1056 секунд ещё 3 года назад заявляли:

Цитата1,056 seconds, a new pulse length world record for high temperature tokamak plasma has been achieved on the "artificial sun" in Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences (ASIPP). On December 30, the experimental advanced superconducting tokamak (EAST) set this milestone of tokamak operation for longer than 1,000 seconds by the end of 2021.

Но теперь почему-то говорится, что они почти утроили предыдущий рекорд. Мутная тема какая-то. И на официальном сайте EAST про 1066 секунд ничего пока не видно. А последняя новость - вообще за 2023 год.
http://east.ipp.ac.cn/

ну наверное еще бы надо температуру посмотреть и режим

• +0.00 / 0

Цитата: GrinF от 26.01.2025 01:34:28да вроде этот раз собрадись окончательно захоронить где-то под землей, как их старшие братья янки (те правда плутоний не вытаскивают, а прямо оят решили захоронить)

http://atominfo.ru/newsz08/a0156.htm Пишут, что у них даже МОХ-ТВСы не использованные есть, только применить пока негде - нет соответствующих реакторов, а EDFы не известно когда и построят ли. А меняться ни с кем не хотят, вот и планируют разбавлять и захоранивать

ЦитатаВыделенный плутоний хранится на площадке топливного комплекса "Селлафилд". Однако предназначенные для этого помещения не подходят для долгосрочного хранения.
По состоянию на 31 декабря 2022 года, запасы выделенного необлучённого плутония в Британии составляли порядка 137 тонн. Кроме того, 2,4 тонны плутония хранились в виде необлучённых МОКС-кассет или полуфабрикатов кассетного производства. Ещё 1,1 тонны плутония хранились "в другом месте".
В сумме, с учётом погрешности округления, перечисленные запасы составляют 140,8 тонны и практически не меняются в последние годы. Отсюда распространившаяся в СМИ информация о 140 тоннах британского плутония.
На самом деле необходимо учесть, что из этого количества 24,1 тонны плутония принадлежат не Британии, а иностранным компаниям.
С другой стороны, помимо выделенного плутония, у Британии есть ещё плутоний в форме ОЯТ на станционных площадках и на предприятиях топливного цикла, а именно, 28 тонн (оценочно).
Таким образом, реальное количество британского (принадлежащего Британии) гражданского плутония составляет порядка 145 тонн.
Три варианта
Британское управление по выводу из эксплуатации ядерных объектов (NDA) в 2006 году предложило остановиться на трёх вариантах обращения с плутонием:
• приравнять его к радиоактивным отходам и захоронить;
• вернуть в топливный цикл атомной энергетики тем или иным образом;
• отложить решение на будущее и построить временное централизованное хранилище.
...
Три реактора
По состоянию на 2014 год британские атомщики склонялись к наиболее освоенному пути возвращения плутония в цикл, а именно, к изготовлению из него МОКС-топлива для использования в легководных реакторах.
Этот вариант промышленно освоен во Франции, и французская группа AREVA была готова оказать британским коллегам помощь со всеми аспектами МОКС-топлива для PWR.
Говорилось о возможности загрузки первых МОКС-кассет с британским плутонием в активные зоны реакторов действующих энергоблоков уже в 2029-2030 годах.
Сдерживающим фактором стало банальное отсутствие в Британии достаточного числа блоков с PWR. Строго говоря, в стране работает единственный легководник, а масштабные планы по их строительству постепенно сузились до двух блоков с EPR на АЭС Hinkley Point C (Хинкли Пойнт Си).
Два других реакторных проекта, рассматривавшихся в качестве аппаратов для работы на уран-плутониевом топливе - канадский тяжеловодник EC6 и американский быстрый натриевый реактор PRISM.
Здесь главной проблемой стало отсутствие референтности. Ни EC6, ни PRISM нигде не были построены (это так и на сегодняшний день).
Обсуждение продолжалось, а деньги тратились. По оценкам группы AREVA, сделанным в 2015 году, ежегодно Британия тратила на хранение гражданского плутония до 80 миллионов фунтов стерлингов (на тот момент около 110 миллионов евро).
Поэтому очевидно, что на фоне затянувшейся дискуссии о преимуществах и недостатках различных реакторов британские атомщики вернулись к рассмотрению варианта с прямым захоронением гражданского плутония после его иммобилизации.

• +0.14 / 6
• • 6

Цитата: tigra от 28.01.2025 21:36:14http://atominfo.ru/newsz08/a0156.htm Пишут, что у них даже МОХ-ТВСы не использованные есть, только применить пока негде - нет соответствующих реакторов, а EDFы не известно когда и построят ли. А меняться ни с кем не хотят, вот и планируют разбавлять и захоранивать

А если у них забрать этот плутоний за деньги? Наши рано или поздно перегонят это в топливо. Глупо захоранивать такое количество энергии. Какому количеству природного урана эквивалентно такое количество плутония? 10 000 тонн? Это же больше годовой потребности АЭС России.
Пусть Британия нам заплатит (Росатому), а Росатом найдет, как это применить с пользой.

• +0.00 / 0

Цитата: PoliAndrey от 01.02.2025 19:28:06Какому количеству природного урана эквивалентно такое количество плутония? 10 000 тонн? 

20 000 тонн. Но сейчас сунуть их некуда, а после наладки замкнутого цикла эти 140 тонн плутония будут ни о чём.
ЗЫ.
У нас его может быть в десятки раз больше, просто из отходов ещё не извлечён.

• +0.07 / 5
• • 5

Цитата: PoliAndrey от 01.02.2025 19:28:06А если у них забрать этот плутоний за деньги? Наши рано или поздно перегонят это в топливо. Глупо захоранивать такое количество энергии. Какому количеству природного урана эквивалентно такое количество плутония? 10 000 тонн? Это же больше годовой потребности АЭС России.
Пусть Британия нам заплатит (Росатому), а Росатом найдет, как это применить с пользой.

Французам, которые умеют, и перерабатывают в 3-4 раза больше нас не надо. Японцы свой перерабатывающий завод, который в случае достройки будет больше, чем у нас в 2 раза, еще не достроили, тоже перерабатывают у французов. Нам Британия не продает по политическим причинам из принципа. Китай и Индия перерабатывают только топливо со своих реакторов. Если бы велики не упирались рогом, можно было бы и переработать. А тут, как собака на сене - и сами не могут, и другим не дадут.

• +0.04 / 2
• • 2

Цитата: Senya от 01.02.2025 19:32:1120 000 тонн. Но сейчас сунуть их некуда, а после наладки замкнутого цикла эти 140 тонн плутония будут ни о чём.
ЗЫ.
У нас его может быть в десятки раз больше, просто из отходов ещё не извлечён.

Если опираться на данные, приведенные в статье https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5273
УДК 621.039.5
УТИЛИЗАЦИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И ТРАНСУРАНОВЫХ
АКТИНОИДОВ В ДВУХКОМПОНЕНТНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Адамов Е.О., Каширский А.А., Рачков В.И., Родина Е.А., Хомяков Ю.С. (АО «Прорыв», г. Москва)

Цитатана пуск 1 ГВт электрической мощности требуется от 7,3 (БР-1200, топливный цикл 2 года) до
9,2 т (БН-1200М, 3 года) плутония энергетического качества.

На 140т получается 19 блоков по 1ГВт БР-1200 с топливным циклом 2 года или 15 блоков по 1ГВт БН-1200М для стартовой и 2-3 первых перегрузок. Т.е. всю программу развития энергетики России до 2042 года в части быстрых реакторов (8 больших блоков) можно было бы перекрыть в 2 раза. А Вы пишете "ни о чем".
Просто когда-то Великобритания была одной из ведущих держав по переработке ОЯТ, у них мощности были 1500т/год ОЯТ реакторов Magnox, и они значительную часть своего ОЯТ переработали. Сравните это с 400т/год на Маяке и 150т/год ожидаемыми на ОДЦ ГХК.
Т.е. на этом плутонии можно было бы запустить от 15 до 19 блоков, которые потом бы работали 80 лет в замкнутом топливном цикле, потребляя только уже накопленные запасы ОГФУ (обедненного гекса-фторида урана).

• +0.17 / 9
• • 9

Цитата: tigra от 01.02.2025 21:59:35всю программу развития энергетики России до 2042 года в части быстрых реакторов (8 больших блоков) можно было бы перекрыть в 2 раза. А Вы пишете "ни о чем".
Просто когда-то Великобритания была одной из ведущих держав по переработке ОЯТ, у них мощности были 1500т/год ОЯТ реакторов Magnox, и они значительную часть своего ОЯТ переработали. Сравните это с 400т/год на Маяке и 150т/год ожидаемыми на ОДЦ ГХК.
Т.е. на этом плутонии можно было бы запустить от 15 до 19 блоков, которые потом бы работали 80 лет в замкнутом топливном цикле, потребляя только уже накопленные запасы ОГФУ (обедненного гекса-фторида урана).

Я имел ввиду, что сейчас нам его использовать пока негде (а предлагалось, как я понял скупить сразу всё и за живые деньги), а в следующие 20 лет имеющиеся мощности по переработке, и те, которые должны будут быть введены если замкнутый цикл станет развиваться по плану, должны выдать весь необходимый нам плутоний. 
ЗЫ.
Не в спор, скорее в шутку, но используя британский плутоний вместо развития собственной переработки, не попали бы мы в ту же ловушку, что американцы, покупая наш уран вместо развития собственного обогащения?

• +0.09 / 9
• • 9

Цитата: Senya от 01.02.2025 23:10:44Я имел ввиду, что сейчас нам его использовать пока негде (а предлагалось, как я понял скупить сразу всё и за живые деньги), а в следующие 20 лет имеющиеся мощности по переработке, и те, которые должны будут быть введены если замкнутый цикл станет развиваться по плану, должны выдать весь необходимый нам плутоний. 
ЗЫ.
Не в спор, скорее в шутку, но используя британский плутоний вместо развития собственной переработки, не попали бы мы в ту же ловушку, что американцы, покупая наш уран вместо развития собственного обогащения?

Одно другому не мешает. Вместо 15 или 19 запустили бы 30.
Переработка, тестирование различных топлив и материалов оболочек твэл, разных видов быстрых реакторов (с натриевым, свинцовым теплоносителем, гетерогенных или гомогенных, жидкосолевых и пр.) друг другу не мешают, а дополняют, повышают эффективность ядерной энергетики и снижают цену вырабатываемого ей электричества (которое пока достаточно дорого по сравнению с ТЭС, если не надо везти уголь и/или мазут за 1000км и строить дороги, порты и пр. для подвоза). Наличие достаточного плутония для организации пуска новых быстрых реакторов при условии, что быстрые реакторы станут такими же экономически эффективными, как и тепловые, просто значительно приблизило бы нас к первому варианту развития ядерной энергетики, описанному в приведенной статье, т.е. когда к 2100 году все тепловые реакторы будут из-за окончания срока жизни выведены из эксплуатации, а все действующие будут быстрыми. Но все это возможно только когда БНы подешевеют и в строительстве и в эксплуатации и это будет доказано экспериментально на серийных образцах. Пока к этому только приступают. Если бы такие БНы уже были и работали, использование уже выделенного плутония в тепловых реакторах было бы расточительством, а пока таких еще нет, возможны промежуточные варианты решения топливной проблемы. Разведанных запасов урана на действующих месторождениях хватит до 40х годов. Время на эксперименты с топливом, на наладку переработки и пр. пока есть, но не так много. Самое главное - его не упустить.
БН-1200 или БН-1200М или БР-1200, не важно, на MOX или СНУП топливе, будут первыми, можно сказать опытными (хотя для СНУП топлива опытным будет БРЕСТ-ОД-300, для пристанционной переработки - тоже). Выделенный плутоний необходим для запуска быстрых реакторов, т.е. для первой загрузки и 2-3 последующих перегрузок. А потом топливо должно рециклироваться, в идеале с помощью пристанционных модулей фабрикации-рефабрикации и модуля переработки облученного топлива (чтобы исключить затраты и риски перемещения ОЯТ), возможно, как проектируют китайцы - один модуль переработки на 1-6 БНов (себестоимость переработки обратно пропорциональна объему этой переработки, чем больше объем, тем дешевле). До настоящего времени и вплоть до запуска БРЕСТа включительно весь плутоний брался с Маяка, частично оставшийся от конверсии оружейного, частично от переработки ОЯТ ВВЭР-440, исследовательских реакторов, реакторов подводных лодок и атомных крейсеров и ледоколов, некондиционных ОТВС всех реакторов и пр. (в этом году должны начать переработку реакторов АМБ-100 и АМБ-200 - остановленных 1 и 2 блоков Белоярской АЭС). Переработка ОЯТ ВВЭР-1000 пока находится в начальной фазе или продвинутой начальной фазе опытной эксплуатации на ОДЦ (опытно-демонстрационном центре) ГХК, на котором в сухом и мокром хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК хранятся. Эти хранилища на 17000т ОЯТ при нынешней переработке заполнятся к 2045 году и каждые 15 лет будет требоваться новое хранилище на 10000т, т.е среднее накопление планируется 670т/год. А если технологию переработки отработать на ОДЦ ГХК и на модуле переработки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 и на основе полученного опыта ввести большой, а не опытный завод по переработке, к 2100 году можно будет все накопленные ОЯТ переработать и к 2130 утилизировать складские запасы обедненного урана на СХК (где БРЕСТ строят).

• +0.21 / 10
• • 10

Цитата: tigra от 02.02.2025 00:34:55Одно другому не мешает. Вместо 15 или 19 запустили бы 30.

Мы пока пуск БН=1200 на 2032 в лучшем случае перенесли , а вы о 15 или 30

• +0.00 / 0

Цитата: GrinF от 02.02.2025 01:12:03Мы пока пуск БН=1200 на 2032 в лучшем случае перенесли , а вы о 15 или 30

Потому, что перед новостью про английский плутоний было обсуждение стратегии, а не тактики развития.
А пуск БН-1200 перенесли, т.к. еще не решили на каком топливе его делать, на МОКС или СНУП.
Вон, сегодня (упс, уже вчера) начался ППР на БН-600, в котором в него загрузят 1 ТВС ОС-4 со СНУП твэлами для проверки достижения повышенного уровня выгорания ядерного топлива, который со значительным запасом перекроет потребности разработанного проекта активной зоны, и 3 ТВС КЭТВС-МАК (Комбинированной Экспериментальной ТВС) с твэлами типоразмера БН-1200 на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой в составе топливного столба фрагмента с так называемым воспроизводящим материалом. В совокупности эти фрагменты формируют в реакторе горизонтальную прослойку, аксиально разделяющую активную зону на две части. Это позволит существенно снизить радиационное повреждение оболочек МОКС твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания топлива, т.е. и глубину выгорания увеличить, и технологию изготовления топлива, т.е. МОКС (оксиды урана и плутония) оставить, а не переходить на совершенно новые нитриды (СНУП), и чуть увеличить коэффициент воспроизводства при использовании МОКС топлива.
Где-то в начале марта блок запустят, потом 1-2-3 кампании будут облучать, потом выгрузят и будут исследовать. Параллельно еще облучение и исследования ведутся в институте ядерных реакторов НИИАР в Димитровграде. По результатам этого исследования и уже проведенных, придут к окончательному выводу, подкорректируют данные и еще раз БН-1200 пересчитают, получат лицензию и начнут строить. (Активные зоны (АЗ) при рассчитываемой мощности для МОКС и СНУП топлива отличаются по высоте, т.е. по длине твэлов, для МОКС 850мм, для СНУП 1000мм, значит, и корпуса будут отличаться. Для БН-800 высота АЗ 900мм)
Заодно до пуска в 2032 году уже будет построен и заработает БРЕСТ и его модуль по переработке облученного СНУП топлива. Возможно, выявятся неучтенные или неожиданные детали как в фабрикации (производстве таблеток, твэл и ТВС из нового топлива), так и в рефабрикации (из отработавшего топлива данного блока), возможно, их устранят или не устранят. На основе этого опыта тоже внесут корректировки в БН-1200 (или в следующий БН большой мощности).

• +0.29 / 16
• • 16

Ученые Росатома представили на Форуме будущих технологий композиционный материал с карбидом бора, способный эффективно блокировать разные виды радиационного излучения.

Разработанный российскими учеными композит защищает от радиации эффективнее, чем материалы предыдущих поколений, и способен сокращать интенсивность разных видов излучения в 3-5 раз. Представленный материал незаменим в атомных электростанциях, где он снижает воздействие радиации на персонал и оборудование, в медицине — при радиотерапии, и в промышленности, где работают с радиоактивными веществами. Композит можно встраивать в стены, полы и потолки помещений с источниками излучения или использовать в защитных конструкциях.

• +0.21 / 13
• • 13

Попались мне тут новости (уже не совсем новые, конечно ) на тему прямоконтактных ПГ для Pb-Bi:

https://www.ippe.ru/facilities/heavy-coolant-metrology-na/1242-tt-2m
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1450&pid=120487&mode=threaded&start=

Есть идейка, как можно повысить надежность и безопасность таких установок:

Первый контур - Na (уже хорошо освоенный, Т_пл=98 °С), второй - Pb-Bi (тоже освоенный, Т_пл=123 °С) с принудительной циркуляцией МГД-насосами (и ЕЦ в режиме расхолаживания),  парогенератор прямоконтактный (см.выше по ссылке), размещенный в зоне второго контура, и всё это утрамбовано в общем корпусе (а-ля РИТМ). Конструктивно, теплообменники Na/Pb-Bi по идее не должны сильно отличаться от освоенных на БН Na/Na.
 
Соответственно, никакого гадкого Po²¹⁰, возможности проливов натрия (с пожарами), течи парогенераторов (в силу отсутствия трубок) и прочих эксплуатационных неприятностей. 
Возможные течи через теплообменники из второго контура (в нём давление выше) в первый - по идее , тоже не критичны, т.к. почти на порядок отличаются плотности теплоносителя - протечки скопятся в нижней части под АЗ. 
Бонусом - транспортировка в заводской готовности, в заглушенном состоянии вместе с "замороженным"теплоносителем. 

А ежели ещё и давление в корпусе повыше поднять - то, возможно, ещё и серийное турбинное оборудование на сверхкритические параметры пара применить получится. 

Либо, как вариант - не паротурбинный, а газотурбинный цикл на азоте или углекислом газе. 
Но тут серийного ничего нет, да и возможность эффективного нагрева газа при его барботации через тяжёлый жидкометаллический теплоноситель - требует дополнительного изучения.

• +0.00 / 0

Цитата: Stak от 13.02.2025 11:20:27
течи парогенераторов (в силу отсутствия трубок) и прочих эксплуатационных неприятностей. 

Если нет трубок у парогенератора, каким макаром будет генерироваться пар? С зеркала свинцового теплоносителя? Это ведь сильно ухудшит теплопередачу со всеми вытекающими.

• +0.03 / 1
• • 1

Цитата: Пенсионэр от 13.02.2025 17:23:34Если нет трубок у парогенератора, каким макаром будет генерироваться пар? С зеркала свинцового теплоносителя? Это ведь сильно ухудшит теплопередачу со всеми вытекающими.

Мопед не мой, но, по ссылке выше:
"Стенд ТТ-2М предназначен для изучения физико-химических процессов, протекающих при взаимодействии тяжелого жидкометаллического теплоносителя Pb-Bi с водой, воздухом, углеродом, керамическими и композитными и др. материалами.
На стенде проводятся исследования в области нетрадиционного применения жидкометаллической технологии, в частности:

• прямоконтактного парогенератора «Pb-Bi – вода»,"
  

Если теплоноситель второго контура с водой и паром не реагирует, можно подавать питательную воду непосредственно в него, и барботировать образующийся пар через слой теплоносителя.

• +0.00 / 0

Цитата: Stak от 13.02.2025 11:20:27Попались мне тут новости (уже не совсем новые, конечно ) на тему прямоконтактных ПГ для Pb-Bi:
https://www.ippe.ru/facilities/heavy-coolant-metrology-na/1242-tt-2m

Про что конкретно пишут не совсем понятно. 
Но такие исследования проводятся, правда в другом аспекте - аварийной ситуации - Взаимодействие расплава тяжёлого жидкометаллического теплоносителя с поступающей в его объём водой

ЦитатаЦелью данной работы является:  экспериментальная проверка возможности инициирования парового взрыва при поступлении воды под уровень расплава ТЖМТ;
 получение экспериментальных данных о динамике давления и температуры при вводе в расплав ТЖМТ порций воды заданной массы;
 обобщение экспериментальных данных и разработка теоретической модели взаимодействия расплава ТЖМТ с поступающей в его объём водой.

В общем нафик, нафик такие инновации.

Цитата: Stak от 13.02.2025 11:20:27
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1450&pid=120487&mode=threaded&start=

Есть идейка, как можно повысить надежность и безопасность таких установок:

Первый контур - Na (уже хорошо освоенный, Т_пл=98 °С), второй - Pb-Bi (тоже освоенный, Т_пл=123 °С) с принудительной циркуляцией МГД-насосами (и ЕЦ в режиме расхолаживания),  парогенератор прямоконтактный (см.выше по ссылке), размещенный в зоне второго контура, и всё это утрамбовано в общем корпусе (а-ля РИТМ). Конструктивно, теплообменники Na/Pb-Bi по идее не должны сильно отличаться от освоенных на БН Na/Na.
 В общем придумать нужно многое только вопрос а нафига?

По крайней мере свинец вполне совокупляется с натрием  с образованием Свинецнатрий (висмут не смотрел), и как эта бодяга будет болтаться в реакторе никому не известно. 

Кстати французы, после долгих мучений, отказались от  эвтектики свинец-висмут во втором контуре реактора  ASTRID - Ссылка (с 29).
Конкретики по второй ссылке я так и не уловил, одни рассуждения на вольную тему (кстати эту статью, по моему, уже обсуждали на ветке).

Чтобы было меньше фантазий, советую почитать статью на АтомИнфо - Георгий Тошинский: о ТЖМТ и не только очень полезно.

• +0.19 / 9
• • 9

Цитата: ДядяВася от 13.02.2025 21:02:04Чтобы было меньше фантазий, советую почитать статью на АтомИнфо - Георгий Тошинский: о ТЖМТ и не только очень полезно.

Пофантазировать - оно всегда хорошо, это прекрасное упражнение для мозгов) Иногда, даже что-то новое удается придумать)

Однако, как это ни печально , выяснилось, что я не первый с такими фантазиями (Na-1контур,LBE-второй, прямоконтактный ПГ):

https://textarchive.ru/c-2033167-p12.html

ЦитатаПро что конкретно пишут не совсем понятно. 
Но такие исследования проводятся, правда в другом аспекте - аварийной ситуации - Взаимодействие расплава тяжёлого жидкометаллического теплоносителя с поступающей в его объём водой
В общем нафик, нафик такие инновации.

Строго говоря, прямоконтактный ПГ - это не обязательная опция, можно применить и традиционные трубные. Но выглядит заманчиво)
Тут https://j-atomicenergy.ru/inde…/3356/3262 есть данные по испытаниям.



Имхо, конструктивное разнесение теплообменника Na/ТЖМТ и прямоконтактного ПГ на ТЖМТ - может быть более надёжным, чем анализируемые в работе https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1592/1572 парогенераторы на натрии, с промежуточной средой в виде Pb-Bi.

ЦитатаКстати французы, после долгих мучений, отказались от  эвтектики свинец-висмут во втором контуре реактора  ASTRID - Ссылка (с 29).
Конкретики по второй ссылке я так и не уловил, одни рассуждения на вольную тему (кстати эту статью, по моему, уже обсуждали на ветке).

Не знаю, есть ли у французов реальный опыт с тяжелыми теплоносителями - возможно, в этом и есть причина отказа от LBE во втором контуре.

И, имхо, их отказ в пользу схемы "натрий/натрий/замкнутый ГТ-цикл на азоте" -  тоже кажется вполне разумным решением, и с точки зрения безопасной эксплуатации, и с со стороны последующей утилизации/регенерации теплоносителя первого контура. 

Тут, например, https://www.j-atomicenergy.ru/…/view/3942, обоснованно пишут, что натриевый теплоноситель первого контура достаточно выдержать 50-60 лет, и можно использовать повторно, а ТЖМТ - подлежит захоронению из-за долгоживущих нуклидов.
А с учётом того, что и сам по себе ТЖМТ не дешевый (особенно, с висмутом) - захоранивать его после использования жалко... 

ЦитатаПо крайней мере свинец вполне совокупляется с натрием  с образованием Свинецнатрий (висмут не смотрел), и как эта бодяга будет болтаться в реакторе никому не известно. 

Я в нескольких источниках нашёл данные о том, что Na вполне совместим как с чистым свинцом, так и со свинцом-висмутом.

Тут, например - https://gsssd-rosatom.mephi.ru…%20(1).pdf - рассматривается использование сплава Na-Pb-Bi как ТЖМТ подслоя в ТВЭЛ с нитридным топливом.
В этом источнике (раздел 3.8 Lead or LBE and sodium interaction) - https://oecd-nea.org/science/r…apter3.pdf - также указана совместимость, правда с нюансами.

В этом смысле, использование чистого свинца во втором контуре - выглядит более привлекательным, с т.з. возможных утечек из второго контура в первый - в частности, в источнике https://textarchive.ru/c-2033167-p12.html описана возможность добавки порядка 10% свинца в натрий первого контура.

Цитата...На первом этапе практического освоения теплоносителя наибольший интерес представляют сплавы с малым содержанием свинца (до 1% ат.), т.к. температура ликвидуса для них достаточно низкая (200 °С при 1% ат.Pb). 

В общем, делая выводы по всему вышеописанному - "идеальные бумажные БР для АСММ"  с моей точки зрения выглядят как, со своими плюсами и минусами:

1. Натрий/натрий/азот в ГТ-цикле (но, в отличии от французов, с интегрированным в корпус реактора двустенным парогенератором, использующим натрий в кач-ве промежуточной среды, как описано в https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/1592/1572 )

• + общая технология теплоносителя первого и второго контура
  


• + безопасность от пролива натрия и разгерметизации газового контура
  


• + отсутствие необходимости утилизации теплоносителя 1-го (выдержка 50 лет) и второго (выдержка минимальная) контуров.
  


• + дешёвый теплоноситель.
  


• + минимальная масса установки (лёгкий теплоноситель и первого, и второго контура).
  


• + возможность транспортировки в "замороженном состоянии"
  


• - отсутствие серийных ГТ на азоте. Однако, скорее всего, возможно применение существующих энергетических ГТД с минимальными конструктивными изменениями.
  


• - необходимость разработки компактных , но эффективных теплообменников натрий/азот, азот/воздух или азот/вода для подвода и отвода тепла из цикла.
  

2. Натрий/свинец/вода в ПТ-цикле (возможно, с прямоконтактным ПГ)

• + отсутствие необходимости утилизации теплоносителя 1-го (выдержка 50 лет) и второго (выдержка минимальная, т.к. нет прямой активации в АЗ) контуров.
  


• + безопасность от пролива натрия и разгерметизации парового контура
  


• + безопасность от протечек свинца в натрий - полностью совместимы
  


• + возможность транспортировки в "замороженном состоянии"
  


• + использование серийного паротурбинного оборудования
  


• - раздельная технология теплоносителя первого и второго контура
  


• - высокая Т_{плавления} ТЖМТ второго контура (может, и не критично - т.е. не факт что это минус)
  

3. Натрий/свинец-висмут/вода в ПТ-цикле (возможно, с прямоконтактным ПГ)

• + отсутствие необходимости утилизации теплоносителя 1-го (выдержка 50 лет) и второго (выдержка минимальная, т.к. нет прямой активации в АЗ) контуров.
  


• + безопасность от пролива натрия и разгерметизации парового контура
  


• + возможность транспортировки в "замороженном состоянии"
  


• + использование серийного паротурбинного оборудования
  


• - раздельная технология теплоносителя первого и второго контура
  


• - наработка полония и образование нерастворимых при рабочей температуре АЗ интерметаллидов, при протечке висмута в натрий
  

• +0.00 / 0

На Олкилуото у фиников:
В пятницу 7 марта во время работ по техническому обслуживанию 100 кубометров радиоактивного теплоносителя вытекло из реакторной установки в часть помещений защитной оболочки. Утечка произошла в результате человеческой ошибки через люк бассейна реактора, который не был закрыт должным образом. 
https://www.tvo.fi/e…uoto3.html

• +0.16 / 15
• • 8
  • 7

Интересно, такое зеркало можэт подойти в качестве биозащиты космического реактора для буксира? Он в носу, компактен, всё ценное, метрах в 30-40 в хвосте, габарит позволяет(а зеркало должно быть не маленьким). Типа, нейтроны глушим полиэтиленом, а рентген отклоняем таким зеркалом. Тем более, что нам не изображэние получать, а просто увести в сторону на несколько градусов, нанометровая точность не нужна. ХЗ, конешно, какой реактор туда будут ставить и на какой рентген рассчитаны те зеркала, но ИМХО, в случае чего, полиэтилен и кремний будут легче какого-нить экрана из тяжкого металла.

• +0.05 / 5
• • 3
  • 2

Цитата: mse от 16.03.2025 14:39:05ХЗ, конешно, какой реактор туда будут ставить и на какой рентген рассчитаны те зеркала

Без разницы, какой реактор. При делении ядра урана из 200 МэВ получающейся энергии 7-8 МэВ приходится на гамма-кванты. Их может быть несколько, но энергия каждого в тысячи раз больше (а длина волны соответственно в тысячи раз меньше) чем те размерности, о которых речь в статье.

• +0.18 / 9
• • 9