Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: mse от 25.01.2025 17:00:49Чего там "крупнейшего в мире" можэт быть?

Крупнейшее в мире хранилище реакторного плутония, как своего (так и чужого) ... открой моб ссылку по делящимся материалам и сам убедись , что все именно так... причем даоеко не все из англичан кидают от счатья чепчики из-за этого решения, считая это варварством

• +0.06 / 2
• • 2

Цитата: Senya от 25.01.2025 17:04:48Насколько я понял несколько просмотренных статей, просто никто в мире такой хернёй, как выделение реакторного плутония неизвестно зачем, больше не страдал. У нас с американцами по нескольку десятков тонн оружейного. А там 140 тонн реакторного, который во всём остальном мире лежит или в том или ином виде захоронен в ядерных отходах.
PS.
Выделить немного и сразу наделать из него гибридного топлива для испытаний - это и мы, и французы, американцы правда не осилили. Но не перерабатывать всю массу.

известно зачеи они сократили объем оят... а продукты  деления вылили в северное море... А на плутоний и поныне имеют виды - в п
ерспективе использовать как MOX

• +0.00 / 0

Цитата: OlegNZH-2 от 25.01.2025 18:12:46А как можно разделить изотопы  Химически ? (если у них одинаковое количество электронов) . Обычно - Физически всё делается (по массе ядра).
PS Хмм .Скорость хим реакции может быть "несколько" различной . Но это ...  "копейки" ...

химически (поощью purex) переработали оят (и свои и чужие), извлекли осколки, извлекли уран и извлекли плутоний - плутоний отрапвили на хранение в селафилд

• +0.00 / 0

Цитата: OlegNZH-2 от 25.01.2025 18:54:07Примерно понял .. Но речь  зашла  про 240-й , и в контексте стало непонятно . (Хотя , насколько помню - Америций там , в оружейном больше всего гадит . Но он выгорает "довольно быстро" . Выдержка несколько лет ....в Хранилище . Может на это и рассчитывают . Потом переплавить , восстановить кристаллическую решётку ) .

да 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)

• +0.00 / 0

Цитата: OlegNZH-2 от 25.01.2025 19:35:42Вика клевещит   , что в 1962 году в США  было испытано ядерное устройство  , на плутонии из АЭС . (хрень конечно  , любой плутоний  с реакторов берётся , только "быстренько нужно выдёргивать"  , и не все конструктивно для этого приспособлены)  .  Может они Надеждами себя тешили ?

тут путать не надо словосочетние реакторный плутоний - которе имеет смысл плутоний , получившийся после полного цикла в медленном реакторе... и твэл которуо умышленно облучали по сокращенному циклу для выработки плутония. наверное и второе возможно, но магатэ следит и прямо и косвенно.. но и по физике нейтроны  то медленные сечение захвата высокое - стало быть 239 в 240 будет быстрее превращаться, а для оружейног плутония 7%- предел... ЗЫ.... Когдя янки Толстяка делали, то из-за спешки на него шел плутоний сверхвысокого качества -что то в районе 99% , позже они уже не торопились, и качество похуже 95%

• +0.03 / 1
• • 1

Цитата: OlegNZH-2 от 25.01.2025 19:35:42Вика клевещит   , что в 1962 году в США  было испытано ядерное устройство  , на плутонии из АЭС . (хрень конечно  , любой плутоний  с реакторов берётся , только "быстренько нужно выдёргивать"  , и не все конструктивно для этого приспособлены)  .  Может они Надеждами себя тешили ?

Больше информации  - Additional Information Concerning Underground Nuclear Weapon Test of Reactor-Grade Plutonium , но  детали, по понятным причинам, не описаны.

• +0.15 / 5
• • 5

Цитата: ДядяВася от 26.01.2025 17:38:00Больше информации  - Additional Information Concerning Underground Nuclear Weapon Test of Reactor-Grade Plutonium , но  детали, по понятным причинам, не описаны.

Я размещу автоматический перевод страницы (он вроде вполне приличного качества получился).

• +0.13 / 6
• • 6

Цитата: Senya от 26.01.2025 17:49:03Я размещу автоматический перевод страницы (он вроде вполне приличного качества получился).

Вдогонку - ВЗРЫВНЫЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРНОГО ПЛУТОНИЯ Размышления на эту же тему, на русском.

• +0.13 / 4
• • 4

Цитата: Senya от 26.01.2025 17:49:03Я размещу автоматический перевод страницы (он вроде вполне приличного качества получился).

Там есть ведь примечательный  ответик ....   Как раз в тему треда ....
....Плутоний был предоставлен Соединенным Королевством в соответствии с Соглашением о взаимной обороне между США и Соединенным Королевством 1958 года. .....

Т.е.  Ждали-ждали , может когда  и пригодится . А теперь плюнули на эту бесполезную идею .. 

• +0.13 / 5
• • 5

Цитата: OlegNZH-2 от 26.01.2025 18:23:55Не открывается .... Not Found .

Пардон. Давно ссылку делал. Новая - https://scienceandgl…17mark.pdf

• +0.09 / 3
• • 3

Цитата: Senya от 25.01.2025 17:04:48Насколько я понял несколько просмотренных статей, просто никто в мире такой хернёй, как выделение реакторного плутония неизвестно зачем, больше не страдал. У нас с американцами по нескольку десятков тонн оружейного. А там 140 тонн реакторного, который во всём остальном мире лежит или в том или ином виде захоронен в ядерных отходах.
PS.
Выделить немного и сразу наделать из него гибридного топлива для испытаний - это и мы, и французы, американцы правда не осилили. Но не перерабатывать всю массу.

Немного не так. В своё время - 90 - начало 2000 ОЯТ вполне перерабатывалось, и в Англии, и в Бельгии, и Франции и Германии и в Японии (может кого не упомянул). Более того, были производства по МОХ-топливу. Приведу некоторые вырезки из книги - Решетников Ф.Г. (ред) Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 1 



Hanau - Германия; Belgo...Бельгия; Кадараш, Мелокс - Франция, BNFL - Англия.
Однако, под напором общественности (кроме Франции) просрали всё.
Завод в  Hanau, практически новый, готовый был. Технология была отработана на уране.
Однако запрет общественности.
Этот завод (в рамках утилизации оружейного плутония) хотели нам передать, но чего то не срослось, да и по технологии он нам не очень подходил (но можно было подшаманить).
Одна Франция пока держится. 
Ну, а мы как паравозы - вперёд летим.

• +0.16 / 7
• • 7

Цитата: OlegNZH-2 от 25.01.2025 18:54:07Примерно понял .. Но речь  зашла  про 240-й , и в контексте стало непонятно . (Хотя , насколько помню - Америций там , в оружейном больше всего гадит . Но он выгорает "довольно быстро" . Выдержка несколько лет ....в Хранилище . Может на это и рассчитывают . Потом переплавить , восстановить кристаллическую решётку ) .

Не, "выгорает" быстро Pu-241 (Т_1/2 - 14,4 г) и превращается в тот самый Am-241 (Т_1/2 - 430 лет), который значительно повышает тепловыделение.

• +0.16 / 6
• • 6

Цитата: ДядяВася от 26.01.2025 19:24:35Не, "выгорает" быстро Pu-241 (Т_1/2 - 14,4 г) и превращается в тот самый Am-241 (Т_1/2 - 430 лет), который значительно повышает тепловыделение.

Да ....я попутал . 241 - просто запомнился (как одна из проблем)... А Америций - его уже химией можно удалить . (Pu-241  выдержать , а потом уже радиохимия , очистка от  америция , заодно и перплавка) .
PS Просто здесь разговор про 240-й все вели  , а про 241-й никто и не вспомнил .

• +0.00 / 0

Цитата: Senya от 25.01.2025 19:02:19Америций там наверное уже давным давно распался, так что действительно можно от лишней гадости всё очистить, но вот 240-й плутоний никуда не денется. И его ЕМНИП 400 000 спонтанных делений в секунду на килограмм, вместо 10 у 239-го. Из бомбы будет разве что шипучка, а в МОХ-топливо они не умеют. Действительно не понятно, зачем запасали.

Кто не умеет в МОХ топливо? Англичане ? Или западники? Если что, французы (La Hague перерабатывает, Melox фабрикует) и японцы (Tokai) с 1977 года это MOX делают и используют достаточно активно, в 2006 году из 57000т уранового эквивалента 2000т или 3,5% приходилось именно на MOX? Другое дело, что они его в легководных реакторах могут использовать только 1 кампанию, а потом его надо хранить или переоблучать в быстрых реакторах, которых у них сейчас нет. Разрабатывают технологии выделения неудобных для тепловых реакторов изотопов, но завод по производству MOX2 пока только в планах на 40е годы.
Решение с захоронением действительно странное, учитывая то, что у них строятся 2 EPR-1750, могли бы с французами договориться, отдать им плутоний для фабрикации MOX, может, не надеются, что французы достроят "Hincley point C"? (сарказм). Правда, надо сначала посмотреть изотопный состав того, что у них там хранится, пока не нашел. На крайний случай можно нейтронами и протонами не только в быстрых реакторах по-облучать, но и в исследовательских, или другими источниками нейтронов.
P.S. Упс, японцы в 2006 закрылись, действительно, остались одни французы.

• +0.07 / 3
• • 3

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.htm

P.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.

• +0.21 / 11
• • 11

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)

Решить то они решили, и даже что-то строить начали, но на продолжение денег нет, ищут.

• +0.06 / 4
• • 4

Цитата: tigra от 26.01.2025 19:33:48 Правда, надо сначала посмотреть изотопный состав того, что у них там хранится, пока не нашел. На крайний случай можно нейтронами и протонами не только в быстрых реакторах по-облучать, но и в исследовательских, или другими источниками нейтронов.

его более 100 тонн... это тоже самое что море наперстком вычерпать

• +0.00 / 0

Цитата: GrinF от 26.01.2025 20:50:21его более 100 тонн... это тоже самое что море наперстком вычерпать

Вы хотите все и сразу? Я просто упомянул, что есть варианты без своего быстрого реактора. Один из вариантов - поменяться с французами, конечно, не чистым Pu, а разбавленным, если французов устроит изотопный состав, второй вариант - улучшать этот состав теми методами, которые есть в распоряжении англичан.

100т даже в ИСЖР, который только в 30х годах построят на ГХК не влезет. Там первоначальная загрузка всего 17650кг, т.е. чуть более 17т, а в БРЕСТ-1200 возможно будет только 58685кг (из которых 49152кг приходится на уран), т.е. разных изотопов плутония чуть более 9,5т (но пока даже БРЕСТ-300 не достроили, не то, что пустили)

• +0.03 / 1
• • 1

Цитата: tigra от 26.01.2025 21:33:06Вы хотите все и сразу? Я просто упомянул, что есть варианты без своего быстрого реактора. Один из вариантов - поменяться с французами, конечно, не чистым Pu, а разбавленным, если французов устроит изотопный состав, второй вариант - улучшать этот состав теми методами, которые есть в распоряжении англичан.

100т даже в ИСЖР, который только в 30х годах построят на ГХК не влезет. Там первоначальная загрузка всего 17650кг, т.е. чуть более 17т, а в БРЕСТ-1200 возможно будет только 58685кг (из которых 49152кг приходится на уран), т.е. разных изотопов плутония чуть более 9,5т (но пока даже БРЕСТ-300 не достроили, не то, что пустили)

обычно в инженерии мало интересуются геологическими интервалами времени... а в чем тайный смысл когда первый барак со вторым меняется тюремными обносками. Ну получат французы более обогащенный нечетными изотопами плутоний, а сами отдадут обогащенный четными ( который еще к тому же имеет большее тепловыделение , нейтронный фон)...ну еще раз облучат... и через пару лет  - наша песня хороша начинай сначала... кстати у самих французов тоже 80 тонн - размер горя

• +0.06 / 2
• • 2

Цитата: GrinF от 26.01.2025 22:52:28обычно в инженерии мало интересуются геологическими интервалами времени... а в чем тайный смысл когда первый барак со вторым меняется тюремными обносками. Ну получат французы более обогащенный нечетными изотопами плутоний, а сами отдадут обогащенный четными ( который еще к тому же имеет большее тепловыделение , нейтронный фон)...ну еще раз облучат... и через пару лет  - наша песня хороша начинай сначала... кстати у самих французов тоже 80 тонн - размер горя

Под словом поменяться я имел в виду, что англичане отдают этот плутоний в разбавленном виде французам (а в не разбавленном нельзя), а французы из этого или аналогичного плутония делают англичанам мокс-топливо на их действующем заводе Melox для строящихся блоков EPR-1750 на Hinkley Point C-1 и 2.

французский Melox произвел в 2021 году 50т, в 2022 - 60т, в 2023 - 75т МОКС-топлива и планирует довести до 100т/год, правда, вроде бы это именно вес топлива, т.е. оксидов урана и плутония, а не уранового или плутониевого эквивалента чистого топлива. Тут уже не геологические периоды, а вполне себе несколько лет.

• +0.05 / 2
• • 2