Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: ILPetr от 08.11.2018 14:55:03Я так понимаю, что эвфемизм "заводской ремонт" означает перегрузку топлива?

Топливный цикл всегда заканчивается солидной профилактикой, переходящей в ремонт.

Цитата: Dobryаk от 08.11.2018 14:18:44Обычные АЭС в энергосети, есть откуда подпереть потребителей, а Певек — это остров без пуповины.

Не так что бы совсем остров , ибо в Магадане строят ЛЭП в до Чукотской ЭС. Но это 1000 верст (от Среднеканской ГЭС), и дорог там всесезонных , начиная от омсукчана в сторону чукотки нет. 
https://neftegaz.ru/…6-mlrd-rub

Цитата: Luddit от 08.11.2018 14:43:17Тогда логично было бы за время первого срока эксплуатации Ломоносова сделать капремонт Билибинской,

Билибинская всё.
Первый блок уже остановлен и на этапе вывода из эксплуатации. Остальные 3 тоже, в течение года-двух.

Цитата: NetGhost от 08.11.2018 19:09:34Билибинская всё.
Первый блок уже остановлен и на этапе вывода из эксплуатации. Остальные 3 тоже, в течение года-двух.

А Билибино чем топить собираются?

Цитата: Luddit от 08.11.2018 15:16:19Скорее всего плюс замену всего с назначенным сроком службы и замену частностей "по состоянию".

Думаю, Вы правы.
Ибо просто перезагрузка активной зоны реактора на "Ломоносове" запланирована через 3 года.
То есть, на третий, шестой и девятый годы работы перезагружают топливо на ПАТЭС прямо в Певеке, а на 12-й год буксируют ПАТЭС на запад страны: в Мурманск или Северодвинск.

Цитата: mark.76 от 08.11.2018 19:32:39А Билибино чем топить собираются?

Тут кстати интересно сколько тамошний отработавший реактор будет остывать. А то может и вовсе переделать эту АЭС в площадку выдержки ОЯТ со всех станций - пусть греется теплом хвостов.

Цитата: NetGhost от 08.11.2018 19:09:34Билибинская всё.
Первый блок уже остановлен и на этапе вывода из эксплуатации. Остальные 3 тоже, в течение года-двух.

Вы уже второй, кто пишет об окончательной остановке блока-1 уже в этом году.
Наверное, так оно и есть.
Хотя ранее СМИ писали, что первый энергоблок в марте 2018-го «выведен в плановый ремонт».
http://www.rosatom.ru/journalist/news/bilibinskaya-aes-energoblok-1-vyveden-v-planovyy-remont/
А вот с остальными блоками полной ясности нет.
В сентябре заместитель гендиректора «Росэнергоатома» Хвалько сообщил:
«Вывод Билибинской атомной станции, возможно, немножко будет сдвинут вправо (перенесён на более позднее время – ред.). Есть проблема с береговой инфраструктурой ПАТЭС»
http://peretok.ru/news/generation/18917/
А тут еще золотодобытчики резко активизировались в Баимской рудной зоне, и туда спешно тянут ЛЭП Билибино-Кекуры-Песчаное
http://www.ks87.ru/20/169/7961.html

Цитата: mark.76 от 08.11.2018 19:32:39А Билибино чем топить собираются?

Цитата: mark.76 от 08.11.2018 19:32:39А Билибино чем топить собираются?

Понятно, что электричество в Билибино будет поступать по двум новым строящимся линиям ЛЭП Певек-Билибино. Износ действующей ЛЭП составляет 100 процентов. А вот горячую воду для отопления домов в Билибино через 490 км из Певека не подашь.
Проблема в том, что резервную котельную в Билибино в 90-е годы коммунальщики демонтировали, приспособив здание котельной под рембазу.
Поэтому на повестке дня стоит задача создать в Билибино новый энергоузел до момента закрытия оставшихся блоков Билибинской АЭС.
Есть вариант с дизельной станцией, есть вариант с котлами, сжигающими уголь.
Уголь, как я понимаю, будут поставлять по реке Колыме из угольного разреза в Зырянке судами до Анюйска, а дальше самосвалами до Билибино.

Поколение IV - жидкие соли




Жидкосолевые реакторы (ЖСР) - одно из направлений, включённыхмеждународным форумом "Generation IV" (GIF) в список реакторных технологий IV поколения.

Электронное издание AtomInfo.Ru уже рассказывало о некоторых проектах ЖСР, над которыми ведётся работа в мире. Но иногда полезно оглянуться назад, чтобы понять насколько далеко продвинулась технология.

Мы публикуем статью по материалам обзорной работы по ЖСР, подготовленной группой авторов во главе с Клодом Рено из французского комиссариата по атомной энергии и вышедшей в 2009 году – то есть, примерно 10 лет назад.

Особенности ЖСР

Технологию ЖСР в 50-60-ые годы активно разрабатывали в США, в национальной лаборатории Окриджа.

Основными преимуществами ЖСР перед твёрдотопливными реакторами авторы назвали меньшую загрузку топливом, нечувствительность топлива к радиационным повреждениям, а также возможность непрерывного удаления из активной зоны продуктов деления (и переработки онлайн!).

С точки зрения экономики, ЖСР приятны тем, что у них отсутствует составляющая по фабрикации топлива. Подпитку реактора можно осуществлять на ходу, что делает ненужным остановы на перегрузку топлива, а также позволяет снизить запас реактивности.

Эти и другие особенности ЖСР, считают авторы, делают их аппаратами, обладающими "потенциально уникальными возможностями и конкурентоспособностью" при решении таких задач, как выжигание актинидов и расширение топливной базы атомной энергетики.

С самого начала ЖСР рассматривались как реакторы с тепловым спектром нейтронов. Но с 2005 года фокус в исследованиях по данной тематике сместился в сторону быстрых ЖСР. В таких реакторах, если они будут построены, удастся скомбинировать преимущества жидкосолевых реакторов с известными положительными качествами быстрых установок.

Однако не следует ожидать масштабного внедрения ЖСР в ближайшем будущем. Авторы охарактеризовали быстрые ЖСР как "долгосрочную альтернативу" быстрым реакторам с твёрдым топливом.

Концепция реактора MSFR

Далее авторы остановились на двух концепциях жидкосолевых реакторов.

Первая из них - быстрый жидкосолевой реактор MSFR. Эта концепция была предложена в работах А.Nuttin, D.Heuer, L.Mathieu и других в 2005-2006 годах.

Взяв за основу известный окриджский проект MSBR, эта группа специалистов выполнила большой объём параметрических исследований и предложила концепцию реактора MSFR.

Его принципиальное отличие от окриджского реактора - полное отсутствие в активной зоне графитового замедлителя. В качестве стартового топлива MSFR может использовать или ²³³U, или TRU (трансурановые элементы, плутоний+MA).

Активная зона MSFR представляет собой цилиндр с диаметром, равным высоте.

В активной зоне используется бинарная соль. В её состав входят LiF с литием, обогащённым до 99,999% по литию-7, а также (HN)F_n. Здесь HN - тяжёлые ядра, в качестве которых могут выступать торий, уран-233, TRU. Для первых двух случаев n=4, для последнего n=3.

Молярная доля соли тяжёлых металлов в бинарной соли принята равной 22,5%, что соответствует температуре плавления 550°C.

При таком составе в активной зоне создаётся быстрый спектр нейтронов. При старте на уране-233 значение КВ достигает 1,085.

Зона окружена толстыми отражателями, поглощающими до 80% нейтронов утечки. Дополнительно вокруг отражателей установлена биологическая защита из B₄C толщиной 10 см.

Торцевые отражатели выполнены из никелевого сплава, а радиальный отражатель толщиной 50 см является бланкетом, заполненным такой же бинарной солью, что и активная зона, но в качестве тяжёлого металла HN в ней используется только торий.
Время удвоения для MSFR при старте на уране-233 составляет 50 лет, при старте на смеси TRU из ОЯТ легководных реакторов второго и третьего поколений - 35 лет.







Концепция реактора PB-AHTR

Вторая концепция, рассмотренная авторами, выглядит необычно, так как отступает от принятых канонов. Это высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами, охлаждаемый жидкой солью ⁷LiF-BeF₂ (66:34 по молярным процентам).

Концепцию PB-AHTR можно отнести к вузовской науке, её прорабатывают в калифорнийском университете Беркли (США). Однако участие в разработке принимают и специалисты из национальных лабораторий, в первую очередь, из Окриджа.

Применение жидкой соли вместо газа позволяет в несколько раз повысить удельную энергонапряжённость активной зоны. Разработчики PB-AHTR полагают также, что им удастся добиться существенного выигрыша по экономике.

Проект постепенно переходит от концептуальной стадии к технической. Мощность реактора (если и когда он будет построен) принята равной 900 МВт(т).





Сравнение солей

В следующей части доклада авторы остановились на сравнении различных солей, выполненном в рамках европейского проекта ALISIA. Рассматривались как соли для активных зон, так и соли, применяемые во вторых контурах ЖСР, в качестве теплоносителя для PB-AHTR и даже в промежуточных контурах быстрых натриевых реакторов.





Соль ⁷LiF-BeF₂ (66:34 по молярным процентам) - основной выбор для использования в качестве соли-носителя в бинарной соли в тепловых ториевых ЖСР. Ни с точки зрения нейтроники (в первую очередь, воспроизводство), ни с точки зрения химии теплоносителя такому выбору нет альтернативы.

Соль ⁷LiF-ThF₄ (78:22 или 71:29 по молярным процентам) - основной выбор базовой соли для быстрых ЖСР.

С точки зрения нейтроники, к данной соли нет больших вопросов. Однако предстоит выполнить большой объём работы по изучению влияния целого ряда физико-химических свойств бинарной соли, получаемой на её основе, на безопасную эксплуатацию реактора и системы очистки соли.

Топливные добавки к соли ⁷LiF-ThF₄ могут быть UF₄ или AnF₃. Их доля в быстром ЖСР будет высока - по тяжёлым металлам до 12-18% при добавке соли урана и до 25% при добавке соли плутония и миноров. Таким образом, влияние добавок на физико-химические свойства бинарной соли будет существенным.

Вполне возможно, что для компенсации возникающих из-за топливной составляющей негативных эффектов потребуется вводить добавочные солевые компоненты.

Авторы отмечают, что "наиболее очевидным" выбором в данном случае станет добавка BeF₂, но на самом деле "есть стимулы поддерживать низкое содержание" этого материала в итоговой соли. Авторы упоминают, в качестве примера, такие композиции как 71LiF-2BeF₂-27ThF₄ или 75LiF-5BeF₂-20ThF₄ (по молярным процентам).

Вместо фторида бериллия можно использовать в качестве добавки NaF или, возможно, CaF₂. Однако свойства и поведение соли ⁷LiF-NaF-ThF₄ нуждаются в дополнительном изучении, а для соли ⁷LiF-CaF₂-ThF₄ вообще потребуется проведение масштабных исследований.

Жидкосолевой выжигатель MSR-Burner - это быстрый реактор. Соль-носитель для такого аппарата должна обладать хорошей растворимостью для трифторидов актинидов. На эту роль можно выбрать ⁷LiF-NaF-(KF) (растворитель) или ⁷LiF-(NaF)-BeF₂ (расплав). 

Однако и в этом случае есть стремление минимизировать содержание бериллия или вовсе обойтись без него.

Интересной, на взгляд авторов, альтернативой может стать применение плутония и младших актинидов в качестве стартового топлива. В этом случае соль-носитель будет выглядеть следующим образом - ⁷LiF-NaF-ThF₄.

Таким образом, для развития технологии жидкосолевых выжигателей необходимо продолжить изучение соли ⁷LiF-(NaF)-An₄-An₃ и, одновременно с этим, соли ⁷LiF-(NaF)-BeF₂-An₄-An₃.

Один из вопросов, который предстоит выяснить - каким должно быть соотношение долей в этих солях с точки зрения физико-химических свойств, переработки, а также коррозии никель-молибденовых сплавов, контактируюших с потоками данных солей.

Требования к жидким солям, применяющимся в качестве теплоносителя в активной зоне, очень близки к требованиям, которые выдвигаются к жидким солям в тепловых ториевых ЖСР. Таким образом, кандидатом номер один на эту роль выступает соль ⁷LiF-BeF₂ (66:34 по молярным процентам) с температурой плавления 458°C.

Другие варианты - ⁷LiF-NaF-KF (46/11,5/42,5; 454°C) или LiF-NaF-RbF (46,5/6,5/47; 426°C) или ⁷LiF-NaF-BeF₂ (30,5/31/38,5; 316°C).

Для солей, предназначенных для использования в промежуточных контурах, не играют роли соображения нейтроники или растворимости актинидов. Поэтому выбор здесь более широк.

В тех проектах ЖСР, где наличествует проблема контроля трития, наилучшим выбором соли для промежуточного контура станет NaF-NaBF₄ (8/92; 385°C), так как эта соль хорошо захватывает тритий.

Может рассматриваться также тройная соль LiF-NaF-BeF₂. Она замерзает при температурах порядка 315-335°C, что вполне устроит конструкторов реакторной установки.

Так как использование замкнутого газового цикла Брайтона снимает ограничения по тритию и по температурам плавления солей, то в установках с таким циклом можно рассматривать для промежуточных контуров соли LiF-NaF-KF или NaCl-KCl-MgCl₂.

Наконец, для работы в условиях относительно низких температур ниже 600°C (например, во втором контуре быстрых натриевых реакторов) можно выбирать дешёвые и стабильные соли, такие как NaNO₃-KNO₃, возможно с добавкой NaNO₂.

Эксперименты на LR-0

В заключительной части доклада авторы коснулись экспериментальных работ по ЖСР, а именно, экспериментов по измерению критичности.
Для нужд ЖСР-выжигателей был разработан проект SPHINX (SPent Hot fuel Incinerator by Neutron fluX). В нём используется критсборка LR-0 в институте ядерных исследований в Ржеже (Чехия).

Активная зона критсборки была модифицирована таким образом, чтобы получить возможность измерять нейтронно-физические характеристики для ЖСР-выжигателей. На первом этапе измерения производились при комнатной температуре, далее планируется провести измерения для температур, близких к рабочим в данном типе реакторов.

В конце 2008 года рамки проекта SPHINX были расширены с целью учесть потребности реакторных концепций MSFR и PB-AHTR.
На чешской критсборке проводятся эксперименты, необходимые для валидации нейтронно-физических моделей PB-AHTR (измерение коэффициентов реактивности и так далее). Эти работы осуществляются в рамках сотрудничества между Ржежем и калифорнийским университетом Беркли.

Для этих целей были изготовлены два варианта так называемых элементарных блоков EROS, упрощённо моделирующих активную зону PB-AHTR. В декабре 2008 года с этими блоками были выполнены эксперименты по измерению критичности. Подготовлены упрощённые модели для серии экспериментов по измерению распределения потока нейтронов и основных нейтронно-физических характеристик.

Дайджест новостей от НИЦ «Курчатовский институт», сентябрь-октябрь 2018 года

День работника атомной промышленности


«Лидер» построят на Дальнем Востоке





На генеральной конференции  МАГАТЭ





Китайские реакторы для теплоснабжения


см. продолжение.

Продолжение

Новости из Индии


Тайвань отказывается от АЭС


Материал подготовила И.В. Гагаринская

Цитата: Dobryаk от 30.10.2018 10:51:50Реактор AHTR-100 - высокотемпературный реактор с гелиевым теплоносителем.

Я очень далёк от ядерной тематики, но в плане инженерном Вы, во-первых, бы не могли просветить, насколько надёжно может быть удержан теплоноситель (гелий), ибо известно, что он горазд к диффузии через различные материалы?
И второй вопрос  - чем обеспечивается надлежащая циркуляция этого самого гелия - газовой турбиной?

Цитата: Пенсионэр от 11.11.2018 18:06:55Я очень далёк от ядерной тематики, но в плане инженерном Вы, во-первых, бы не могли просветить, насколько надёжно может быть удержан теплоноситель (гелий), ибо известно, что он горазд к диффузии через различные материалы?
И второй вопрос  - чем обеспечивается надлежащая циркуляция этого самого гелия - газовой турбиной?

Возможность удержания  гелия была продемонстрирована на реакторе, проработавшем успешно 21 год в Юлихе, Германия. Конечно же, гелий гоняют турбинами.

Цитата: Dobryаk от 11.11.2018 19:15:40Возможность удержания  гелия была продемонстрирована на реакторе, проработавшем успешно 21 год в Юлихе, Германия.

А сколько первоначальных объемов они туда добавили за это время?

Цитата: Luddit от 11.11.2018 19:40:36А сколько первоначальных объемов они туда добавили за это время?

Это мне неизвестно, но утечка газа из активной зоны категорически не приветствовалась бы, так как выносился бы и тритий, хотя точные оценки производства трития назвать сходу и не могу. В графите всегда есть литий-6,  в голове крутится содержание гелия-3 в одну миллионную от гелия-4, а где нейтроны и гелий-3, там и тритий производится. 

Цитата: Dobryаk от 11.11.2018 19:55:51Это мне неизвестно, но утечка газа из активной зоны категорически не приветствовалась бы, так как выносился бы и тритий, хотя точные оценки производства трития назвать сходу и не могу. В графите всегда есть литий-6,  в голове крутится содержание гелия-3 в одну миллионную от гелия-4, а где нейтроны и гелий-3, там и тритий производится.

А насколько по способности "протекать" отличается тритий от водорода и гелий от трития?

Цитата: Luddit от 11.11.2018 19:59:41А насколько по способности "протекать" отличается тритий от водорода и гелий от трития?

Тритий и водород — одно и то же, гелий компактнее трития и и для гелия вещество более пористое, чем для трития. Надо литературу изучать...

Цитата: Dobryаk от 11.11.2018 19:55:51Это мне неизвестно, но утечка газа из активной зоны категорически не приветствовалась бы, так как выносился бы и тритий, хотя точные оценки производства трития назвать сходу и не могу. В графите всегда есть литий-6,  в голове крутится содержание гелия-3 в одну миллионную от гелия-4, а где нейтроны и гелий-3, там и тритий производится.

Я бы добавил по тритию - Ссылка 

ЦитатаПри работе АЭС тритий образуется в реакторах:как продукт тройного деления ядер горючего (при делении ядер U²³⁵на 1 ГВт электрической мощности в реакторе образуется 1,15х10¹¹Бк/сут трития);
............
при захвате нейтронов ядрами В и Li, находящимися в теплоносителе – воде (при борном регулировании, коррекции водного режима – на АЭС с ВВЭР) и в стержнях регулирования;

А вообще, реактор получился неудачным, проработал на мощности немногим больше года - THTR-300 .

PS. В своё время Добряк давал информацию по реакторам ВТГР - https://glav.su/foru…sage459287 , продолжение - https://glav.su/foru…sage459288 , https://glav.su/foru…sage459289 и https://glav.su/foru…sage459290 . Почитать интересно.

Цитата: ДядяВася от 11.11.2018 21:12:16Я бы добавил по тритию - Ссылка 


А вообще, реактор получился неудачным, проработал на мощности немногим больше года - THTR-300 .

PS. В своё время Добряк давал информацию по реакторам ВТГР - https://glav.su/foru…sage459287 , продолжение - https://glav.su/foru…sage459288 , https://glav.su/foru…sage459289 и https://glav.su/foru…sage459290 . Почитать интересно.

Прототип в Юлихе гнал около 15 мегаватт в сеть 21 год. Уже лет через 15 после останова пошли осторожные замечания, что бывали сбои в разных системах — это все на уровне ДСП. О негерметичности первичного контура ничего не было. Достоверно то, что корпус реактора оказался загаженным стронцием выше всех ожиданий. Его прямо на территории похоронили через 30 с гаком лет после останова на глубине 200 м. 

Те 4 материала интересны, особенно тем, что у южноафриканцев ничего не вышло, они перепродали все китайцам, а вот китайцы взялись за дело всерьёз. Не говоря публично ничего о том, что все это юлихская технология еще 60-х.

Как сказала в "Вендетте по-корсикански" одна из бабуль, после подрыва первого Консигюта гранатой, которую её покойный муж привез  с 1-й Мировой как сувенир: "Умели делать вещи в 1914-м году."