Ядерная и углеводородная энергетики

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

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.

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».

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?

Цитата: mse от 26.11.2019 17:47:03Дык, быстрые неутроны пожгут всё, что ниже.

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.

ЦитатаЦитата: ДядяВася от 26.11.2019 19:18:40

Статья для школьников.

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.

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.

Цитата: ДядяВася от 26.11.2019 16:05:16Ссылочку можно?

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?

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.

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?

Цитата: slavae от 27.11.2019 23:25:25Разработана концепция гибридного реактора на основе плазменной открытой ловушки
17 сентября 2019
 

Скрытый текст

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

В настоящее время уже существуют различные проекты гибридных реакторов, в которых плазменным источником нейтронов служит токамак. Альтернативой может стать использование в качестве источника дополнительных нейтронов длинной магнитной ловушки. Команда исследователей, сформированная по инициативе ученых Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН, в которую также вошли специалисты Российского федерального ядерного центра — Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е.И. Забабахина и Томского политехнического университета, представила концепцию относительно компактного реактора такого типа.
 
О принципах работы длинной магнитной ловушки в качестве источника нейтронов рассказывает главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН доктор физико-математических наук, профессор Андрей Васильевич Аржанников: «На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма, количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода — дейтерия. Инжекция в такую плазму нейтральных (атомарных) пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития (это тяжелые изотопы водорода), а также поддержание необходимой температуры. Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, и, поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжёлых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии».
 
По словам Андрея Аржанникова, энергия нейтронов настолько высока, что они пронизывают стенки камеры из нержавеющей стали и медную обмотку, которая обеспечивает необходимое магнитное поле в плазме. Эти нейтроны глубоко проникают в топливную сборку (бланкет) ядерного реактора и попадают на графитовые блоки, где при рассеянии на ядрах углерода происходит их торможение. Замедленные нейтроны хорошо поглощаются ядерным топливом и поддерживают необходимый уровень количества делящихся ядер в единицу времени. Выделившаяся в виде тепла энергия разлетающихся фрагментов ядра, делящегося при поглощении нейтрона, снимается потоками газообразного гелия, который под высоким давлением прокачивается через цилиндрические каналы в топливной сборке. Топливо также размещается в специальных каналах, для этого оно заключено в специальные цилиндрические графитовые стержни. Эти стержни заполняются покрытыми защитным слоем из карбида кремния микрокапсулами, содержащими торий и небольшой процент энергетического или оружейного плутония.
 
«Торий-232 (232Th) — это воспроизводящий или, как еще его называют, сырьевой изотоп, который при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп уран-233 (233U), — рассказывает руководитель Отделения естественных наук, заведующий лабораторией ТПУ доктор физико-математических наук, профессор Игорь Владимирович Шаманин. — Ядра плутония в ториевой топливной композиции выполняют функцию запала. Плутоний, оружейный или энергетический, делится тепловыми нейтронами и позволяет поддерживать в размножающей системе цепную реакцию деления. Через некоторое время после "старта" ядра плутония выгорят, а в системе установится режим, в котором скорость наработки ядер урана-233 станет равна скорости выгорания этих ядер. Размножающая система станет самодостаточной».
 
Топливный цикл проектируемой установки составит 3000 эффективных суток (эффективные сутки — это 24 часа работы при 100 % уровне мощности) — по истечении этого срока блоки с выгоревшим топливом заменяются на свежие, и реактор готов к новому топливному циклу. При этом стартовый состав ядерного топлива выбран так, что в течение всего периода работы размножающие характеристики реактора позволят эксплуатировать его на проектном уровне мощности при соблюдении всех требований безопасности.
 
«На протяжении всего периода работы установки изотопный состав, а вместе с ним и ядерно-физические свойства топлива меняются — “просчитать” эволюцию ядерного топлива с учетом множества реакций, происходящих в нем, помогает компьютерное моделирование, — рассказывает начальник лаборатории РФЯЦ-ВНИИТФ кандидат физико-математических наук Владимир Михайлович Шмаков. — На сегодняшний день мы смоделировали эту эволюцию для нашей гибридной установки и рассчитали режимы работы реактора в течение топливного цикла, в дальнейшем нам предстоит также смоделировать различные режимы поступления нейтронов из плазменного источника и выбрать оптимальный вариант для обеспечения работы реактора».
 
Сейчас ученые также рассматривают возможность создания экспериментального стенда на реакторной площадке ТПУ, который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника на основе инженерно-технических решений, уже реализованных на открытых ловушках ИЯФ СО РАН

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.

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.

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.