Цитата: Theodor W. Adorno от 25.01.2025 19:32:03как раз вчера наши осилили 
ЦитатаRealAtomInfo
Ещё один интересный момент из твэловского пресс-релиза, о котором часто говорят на мероприятиях, но который как бы не впервые появился в росатомовском официозе: « Топливо из облучённых МОКС-ТВС предполагается дожигать в реакторах на быстрых нейтронах, облагораживая их изотопный состав».
Точнее, на наш взгляд, говорить о лечении плутония в быстром реакторе. В чём здесь суть?
В отличие от французов у нас быстрые реакторы есть и лечить плутоний мы можем. Но это задача на более отдалённое будущее. Мы прогнозируем, что потребности в первых лечебных процедурах для плутония возникнут только в 2040-х годах. Доброе утро, атом!
МОКС, как и минорные актиниды, можно дожигать пока только в
действующих реакторах БН-600 и БН-800 в качестве отработки технологии, а реально только после 20241217 при выводе на мощность с МОКС-топливом БН-800 больше не требуется 300часов работы на 85% от номинала, можно сразу на 100%, для этого изменили алгоритм выхода на мощность и обосновали его 1,5 годами испытаний в МИР.М1
И их двоих на все тепловые реакторы не хватит.
Тут, скорее, речь о
жидкосолевом реакторе с быстрым спектром нейтронов, вернее даже ЖСР-С (где С-сжигатель - первая загрузка минорными актинидами Np-237,Am-241,242,243,Cm-242,243,244,245,246 и плутонием Pu-238,239,240,241,242, бывает еще Р-размножитель с солями тория, и просто БЖСР, у которого первая загрузка ураном и минорными актинидами
), сначала исследовательский ИСЖР, который проектируется для горно-химического комбината, а потом промышленный на ГХК и/или на Маяке, поближе к местам хранения,
а не о будущих БН-1200М
с натриевым теплоносителем и БРЕСТ-300 со
свинцовым.
При этом не надо будет отдельно выделять минорные актиниды, Pu-240,242 и пр. (вернее, выделять будут: соль нагревают до 800С и охлаждают до 500С при этом лишние, превышающие молярную концентрацию равновесного состояния при конкретной температуре, актиноиды и лантаноиды кристаллизуются, их можно будет удалить либо совсем, либо необходимое количество. Благородные металлы и йод будут уноситься продувкой и осаждаться в ловушках) Заодно и выдерживать год-два-три для превращения Am в Pu тоже не надо будет (первоначально будет браться отработавшее топливо из ОТВС ВВЭР, которые уже выдержаны, а потом можно будет инжектировать нужные смеси непосредственно в работающий реактор без его остановки)
P.S. Модуль фабрикации-рефабрикации ОДЭК БРЕСТ-300 рассчитан на первоначальную загрузку, а потом переработку только своего СНУП топлива (МОХ - это смешанные оксиды урана и плутония, СНУП - смешанные нитриды, с большей плотностью и теплопроводностью, в БН-1200М тоже, скорее всего, будет СНУП, вернее, пока еще идут эксперименты и обоснование, например, в этом году в БН-600 загрузят ТВС ОС-4 со СНУП твэлами для проверки достижения повышенного уровня выгорания и 3 ТВС КЭТВС-МАК с тепловыделяющими элементами (твэлами) типоразмера БН-1200 на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой. В состав топливного столба фрагмента с 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 твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания МОКС-топлива. А по результатам облучения в БН-600 и их анализа уже будут решать, какое топливо, МОКС или СНУП использовать в БН-1200М). В топливном цикле БРЕСТа будут добавлять на постоянной основе только обедненный уран, как раз хранящийся в Северске, а для первоначальной загрузки плутоний будут брать с Маяка, по крайней мере так рассказал главный конструктор Вадим Лемехов
http://atominfo.ru/newsz07/a0034.htmP.S2. А вообще на перспективу до 2100 года дела по моему мнению обстоят так:
1. Если удастся создать серийный быстрый реактор (БН с натрием или БР со свинцом) с экономической эффективностью, близкой к тепловому ВВЭР, то
как можно быстрее надо перестать строить ВВЭР и строить только быстрые реакторы с пристанционными модулями переработки,
а весь плутоний отдавать на первоначальных запуск этих быстрых, а для подпитки помимо регенерата использовать уже наработанные и хранящиеся запасы обедненного урана, которых в нашей стране уже накоплены миллионы тонн.
2. Если получившиеся быстрые реакторы не будут такими эффективными или не удастся строить их с нужной для развития страны скоростью, тогда придется плутоний в виде МОХ топлива использовать в тепловых реакторах. Плюс эту же технологию можно использовать
до ввода в строй экономически эффективных быстрых. Сейчас как раз такое время. Но
когда эффективные быстрые появятся, плутоний желательно оставлять для их стартовой загрузки, а в тепловых использовать не МОКС, а РЕМИКС, т.е. переработанное ядерное топливо от ВВЭР и (позже) РБМК, пусть и один раз (а потом - в быстрые реакторы).
Использование же реакторов с гетерогенной (с ТВС и твэлами) или гомогенной (как в ИЖС) активными зонами, но с быстрым спектром, зависит только от успехов технологии автоматизированного выделения тех или иных элементов (различных изотопов U, Pu и минорных актинидов), фабрикации таблеток с нужным составом и опять же автоматизированной сборки твэлов и ТВС с высокоактивным топливом. Если фабрикация оксидного топлива на ОДК ГХК и СНУП топлива на ОДЭК БРЕСТ-300 зарекомендуют себя, пройдут без существенных осложнений, можно таблетками набивать и твэлы для тепловых, и для быстрых реакторов. Если будут проблемы, придется дожигать четные изотопы плутония и все минорные актиниды в жидко-солевых реакторах, но там эффективность такого дожигания зависит от выбранной соли, а выбранная соль - от состояния материаловедения, удастся ли подобрать материалы с достаточной коррозионной стойкостью.
Отредактировано: tigra - 27 янв 2025 в 00:34
Non sunt entia multiplicanda praeter necessitatem