Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Alexey K_9eb97d от 01.02.2015 22:32:14Навскидку: бор-10, ну и в целом поглощающие изотопы, например из редкоземельных элементов для быстрых реакторов

Не бор-10 не центрифугами разгоняют. Что-то Добряк по этому поводу говорил, можно найти.

А редкие земли, чего их разгонять, они в натуральном виде применяются, только не БР, а в тепловых, как выгорающие поглотители - гадолиний.

Цитата: ДядяВася от 01.02.2015 23:12:09Не бор-10 не центрифугами разгоняют. Что-то Добряк по этому поводу говорил, можно найти.

А редкие земли, чего их разгонять, они в натуральном виде применяются, только не БР, а в тепловых, как выгорающие поглотители - гадолиний.

В БР не применяют потому что поглощают слабо и до бора не дотягивают. Но вот если выделить нужные изотопы, тогда можно и их применять. Карбид бора хороший материал, но зараза пухнет  и трескается и поэтому долго в быстрых реакторах не живёт.

Цитата: mse от 01.02.2015 22:09:36С года полтора-два тому таво, уже обсуждали. Там то-ли статья, то-ли видео какое было. Лицо примерно так аргументировало. Запомнил свинец и цирконий. По цирконию, именно, что выгодно получалось. Химико-металлургическими методами очистить.

Если год-два назад, то я пытался прикинуть тут плюс-минус лапоть по цирконию. Как раз выходило, что требуется процентов 10 ЕРР от того, что на разделение урана идет. Но это была совсем грубая прикидка и не факт что правильная

Цитата: ДядяВася от 01.02.2015 23:12:09Не бор-10 не центрифугами разгоняют. Что-то Добряк по этому поводу говорил, можно найти.

А редкие земли, чего их разгонять, они в натуральном виде применяются, только не БР, а в тепловых, как выгорающие поглотители - гадолиний.

        В СССР обогащение бора-10 началось в Сухуми, еще при трофейных немцах, ректификацией трифторида бора, затем все перевели в Тифлис, и перешли на разработанный в МГУ в 1960-х т.н. анизольный процесс, основанный на  химическом изотопном обмен для системы BF₃ – C₆H₅OCH₃∙BF₃. Этот тифлисский НИИСИ  со своими колоннами в 35 м высотой был и остается монополистом на территории бывшего СССР. Пришлось в Радиевом институте им.Хлопина в Питере доводить до ума с нуля всю технологию, и первые пилотные колонны (колонну?) запустили года три тому назад на базе гаражного хозяйства ПИЯФ в Гатчине. Об этом была лекция на зимней школе ПИЯФ пару лет тому назад --- но презентацию скопировать мне не разрешили! Если я не путаю, то и все производство собираются держать именно при ПИЯФ.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 01.02.2015 23:23:27В БР не применяют потому что поглощают слабо и до бора не дотягивают. Но вот если выделить нужные изотопы, тогда можно и их применять. Карбид бора хороший материал, но зараза пухнет  и трескается и поэтому долго в быстрых реакторах не живёт.

Вы заблуждаетесь.
Карбид бора применяется в БН для ПЭЛов (входит в состав ТВС) - естественного обогащения - Ядерное топливо для реактора БН и обогащённый по 10 в стержнях АЗ - АЭС с БН-800 (стр.13).
А, что пухнет и трескается, так ничего не поделаешь, отстоит положенное и его заменяют. И с чего Вы взяли, что редкозёмы не будут пухнуть. Там всё со временем пухнет и трескается.

Цитата: mse от 01.02.2015 22:09:36С года полтора-два тому таво, уже обсуждали. Там то-ли статья, то-ли видео какое было. Лицо примерно так аргументировало. Запомнил свинец и цирконий. По цирконию, именно, что выгодно получалось. Химико-металлургическими методами очистить.

Изотопно-смещенные материалы
http://sdelanounas.ru/blogs/24655/

Та самая статья. Похоже по этой теме прогресса нет?

Цитата: Alexandr_A от 02.02.2015 14:25:39Изотопно-смещенные материалы
http://sdelanounas.ru/blogs/24655/

Та самая статья. Похоже по этой теме прогресса нет?

Так, я по этой теме и ответил (см.00:00.) - сфероконина это.

Российские атомщики доставили генераторы технеция-99м в Армению

 
www.eprussia.ru

Атомщики обсудили особенности строительства зарубежных АЭС

 
Рубрики: Электроэнергетика, В мире, Калейдоскоп
География: Северо-Западный ФО



 
http://www.eprussia.ru/news/base/2015/106258.htm?rassylka

Цитата: ДядяВася от 02.02.2015 14:09:31А, что пухнет и трескается, так ничего не поделаешь, отстоит положенное и его заменяют. И с чего Вы взяли, что редкозёмы не будут пухнуть. Там всё со временем пухнет и трескается.

Редкоземы (точнее соединения на их основе) пухнут из-за накапливающихся дефектов внутренней структуры, тогда как карбид бора пухнет из-за накопления гелия, что гораздо серьезней.

Цитата: Цитата: ДядяВася от 02.02.2015 11:09:31Вы заблуждаетесь.
Карбид бора применяется в БН для ПЭЛов (входит в состав ТВС) - естественного обогащения - Ядерное топливо для реактора БН и обогащённый по 10 в стержнях АЗ - АЭС с БН-800 (стр.13).

Я в курсе.
Попытка улучшить стержень из карбида бора (не АЗ) неминуемо приведёт к уменьшению его эффективности, что можно компенсировать обогащением по бору-10. Но бор ещё и выгорает, причём безвозвратно, в отличие от тех же редкозёмов. Образующиеся изотопы с другим массовым числом, конечно хуже по поглощающим способностям, но остаются поглотителями.
Собственно необязательно редкоземы. Например есть изотоп - гафний-177. Хороший поглотитель для быстрого спектра. Да и сам гафний тугоплавкий металл. Надежный, стоять будет годами. Тяжелый только. При облучении гафний-177 перейдет в гафний-178. Менее эффективный, но поглотитель. И т.д.

"Атомэнергомаш" оснастит парогенераторами Ленинградскую АЭС-2

 


 
www.eprussia.ru

очень интересная дискуссия на форуме Atominfo, идея Didro

http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=622&st=20

ГХК запустит центр переработки ядерного топлива

 


 
www.eprussia.ru
ps Если было - удалю.

Замораживание грунта на "Фукусиме" отложено на 2 недели из-за несчастного случая

   
Работы по замораживанию грунта и бетонированию подземных туннеле на атомной станции "Фукусима-1" отложены на 2 недели из-за несчастного случая, в результате которого погиб один рабочий АЭС, сообщает "Российское атомное сообщество". ТЕРСО планировала откачивать из туннелей высокорадиоактивную воду, предварительно заполнив туннели цементом и заморозив грунт, чтобы остановить просачивание зараженной воды из энергоблоков. Однако цементирование туннелей между зданиями реакторов не принесло ожидаемых результатов, так как на других участках просачивание воды продолжалась. Очередной этап плана предусматривает заполнение туннелей цементом с одновременным откачиванием воды там, где туннели сообщаются с подвальными помещениями энергоблоков. Такая преграда должна остановить выход радиоактивной воды из-под зданий. ТЕРСО также сообщила, что пока не знает, как эта отсрочка повлияет на весь ход работ по ликвидации последствий аварии. Тем не менее, регулятор одобрил этот план.
ссылка

Первая перегрузка топлива на атомоходе

На атомном ледоколе «50 лет Победы» произвели первую перегрузку ядерного топлива с момента постройки судна. Операция прошла в штатном режиме.

«50 лет Победы» был заложен на Балтийском заводе в 1989 году. В 90-х годах из-за отсутствия финансирования строительство приостановили и возобновили в 2003 году. Ледокол был сдан заказчику в марте 2007 года. Он оснащен реакторами типа ОК-900А, перезарядка которых осуществляется всего один раз каждые пять-шесть лет.

7 февраля «50 лет Победы» вышел из Мурманска. До средины мая он будет сопровождать суда по Северному морскому пути.

Цитата: Nobody от 13.02.2015 09:20:40Это что, шутка юмора такая? 







http://ria.ru/world/20150213/1047465714.html

Какая к черту шутка? Читайте внимательно

http://glav.su/forum…age2902770

Для наслушавшихся о ториевом цикле:

Ториевый ренессанс в ЯЭ?


Проблемы организации ядерного топливного цикла и перспективы использования ториевого топлива как дополнительного ресурса атомной энергетики (в рамках системы ядерной энергетики)






Сейчас ЯЭ вступает во вторую фазу своего развития, характеризующуюся тем, что уран-235 рассматривается не как основной источник получения энергии в ядерных реакторах, а как источник нейтронов и своего рода инвестиционный потенциал для построения системы ЯЭ, способной эффективно получать энергию из урана-238 и тория-232.

Этот переход осуществим только в системе ЯЭ, отвечающей требованиям устойчивого развития, нашедшим отражение в международном проекте создания инновационной системы ядерной энергетики ИНПРО (МАГАТЭ) и Генерации 4. Одним из существенных критериев выполнения этих является наличие асимптотической структуры системы ЯЭ, на входе в которую были бы только энергетические ядерные ресурсы: отвальный уран и торий.

Такой переход от сегодняшнего состояния можно совершить при введении в систему реакторов на быстрых нейтронах (БР) и замыкании ЯТЦ по урану, плутонию и минорным актинидам (МА – нептуний, америций, кюрий), причем на асимптотике в системе ЯЭ должно быть не менее половины БР с большим коэффициентом воспроизводства плутония и порядка 10 % реакторов-утилизаторов МА, например, жидкосолевых реакторов (ЖСР). Но сейчас в мире работает большое число реакторов на тепловых нейтронах (ТР), и практически в ближайшие десятилетия не планируется строить сколько-нибудь значимое количество БР. Поэтому то, каким будет ядерный топливный цикл в ближайшие десятилетия, какие реальные проблемы он будет решать и на какие перспективы будет ориентирован, определяется на самом деле потребностями, интересами и ресурсными возможностями ТР легководного направления.


НИОКР широкого плана по использованию тория в ядерной энергетике (ЯЭ) и эксплуатация реакторов с ториевым топливом проводились в Канаде, Германии, Индии, Японии, Российской Федерации, Соединенном Королевстве и в Соединенных Штатах.

При использовании урана-235 как источника нейтронов в уранплутониевом топливном цикле можно организовать топливный цикл как на естественном уране (тяжеловодные и уранграфитовые реакторы с непрерывной перегрузкой топлива и малым выгоранием), так и на низкообогащенном уране (менее 5 % для легководных реакторов типа ВВЭР, PWR, BWR и менее 20 % для реакторов с быстрым и промежуточным спектром нейтронов). При использовании тория для получения энергии необходимо было использовать обогащенное не менее чем до 20 % урановое топливо, что ухудшало экономические показатели ториевого топливного цикла по сравнению с чисто урановым.
К настоящему времени ситуация изменилась. Накоплены значительные запасы оружейного и энергетического плутония и высокообогащенного урана, которые могут быть более эффективно использованы в качестве источников нейтронов в ториевом топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах, поскольку в эксплуатации уже находятся более 330 ГВт (эл) и на стадии строительства еще более 65 ГВт (эл) легководных реакторов (ВВЭР, PWR, BWR), в которых торий можно использовать более эффективно, чем уран-238, а реакторы на быстрых нейтронах, в которых уран-238 и плутоний более эффективны, чем торий и уран-233, находятся на начальной фазе демонстрации своих возможностей, и в ближайшие десятилетия не предвидится их масштабного внедрения. Несколько БР типа БН-1200, которые планируется ввести до 2035 года, можно будет перевести на использование тория в зонах воспроизводства и использовать для наработки в экранах этих реакторов урана-233 для ТР. К тому же постоянно возрастающий интерес к увеличению добычи редкоземельных элементов позволяет уже сейчас актуализировать решение задач по добыче тория из руд, содержащих торий в качестве примесей.
Ториевый топливный цикл интересен для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп этого топливного цикла уран-233 дает примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона (по сравнению с ураном-235 и плутонием-239), которые можно использовать для повышения эффективности топливного цикла и улучшения эксплуатационных свойств реакторов. Но только улучшения нейтронно-физических характеристик недостаточно для преодоления существующей инерции в развитии уранплутониевого топливного цикла. Расширение топливной базы пока неактуально, хотя ясно, что уже строящиеся сейчас реакторы в течение срока службы (60 лет) столкнутся с дефицитом доступного урана-235, который необходим и для получения энергии в существующих реакторах, и для наращивания нейтронного потенциала увеличивающейся в масштабах системы ЯЭ.

В долговременной перспективе (за 2050 годом) – исследование и создание способов наработки урана-233 как в критических, так и в подкритических реакторах, с использованием термоядерных и электроядерных источников нейтронов в жидкотопливных системах; развертывание полномасштабного вовлечения тория в ЯТЦ как для реакторов на тепловых нейтронах, так и в реакторах на быстрых нейтронах с ториевыми зонами воспроизводства.
Проведенные исследования свидетельствуют о принципиальной возможности внедрения смешанного топливного торий-, уранплутониевого цикла, который позволит, во-первых, оптимизировать нейтронный потенциал и баланс плутония в системе ЯЭ; во-вторых, улучшить эксплуатационные характеристики легководных реакторов ВВЭР, повысить уровень их безопасности; в-третьих, своевременно внедрить необходимую для устойчивого развития системы ЯЭ долю быстрых реакторов для более эффективного перевода плутония из ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах в уран-233, который более эффективно, чем плутоний, может использоваться в реакторах на тепловых нейтронах; в-четвертых, наработка плутония так же, как и наработка минорных актинидов в системе, будет принципиально снижена, что позволит облегчить решение задачи затруднения несанкционированного использования плутония и окончательного удаления избыточного количества МА из среды обитания.
В России имеется опыт производства и облучения ториевого топлива, есть технологии получения гранул микротоплива. Начальный этап промышленного использования ториевого топлива можно, например, реализовать на легководном корпусном кипящем реакторе ВК-50, расположенном на площадке НИИАР в Димитровграде. Облучение ториевого топлива проводилось на реакторе ИР-8 Курчатовского института, имеется опыт получения лицензий на работы с ториевым топливом.
Оценивая сложности развития атомной энергетики на основе реакции деления, связанные с необходимостью обеспечения высоких темпов наработки нового топлива, важно рассмотреть использование термоядерной реакции для расширенного воспроизводства топлива для атомной энергетики на этапе высоких темпов ее развития. Достигнутые за последнее время успехи и имеющийся опыт разработки и создания термоядерных реакторов, в частности ИТЭР, позволяют в качестве масштабного источника нейтронов в ториевом топливном цикле рассматривать гибридные термоядерные установки с ториевым жидкотопливным бланкетом.

Но всегда найдутся специалисты и ученые, которые скажут, что все вышесказанное несколько оптимистично и перспективность ториевого топливного цикла преувеличена. Связано это с тем, что уран-233 получается в результате распада протактиния-233, который образуется при захвате нейтронов тория-232.



Изотоп протактиний-233 имеет достаточно длительный период полураспада (27 дней), что приводит к возникновению довольно значительного протактиниевого эффекта реактивности.



За время жизни в активной зоне протактиний-233 может захватить нейтрон, перейти в протактиний-234 и превратиться в уран-234. Этот эффект ухудшает эффективность топливоиспользования в ториевом топливном цикле реакторов с высокой плотностью потока нейтронов в активной зоне.


С точки зрения переработки топлива ториевый цикл также обладает некоторыми недостатками. В процессе выгорания в топливе накапливается изотоп уран-232, в цепочке естественного распада которого присутствуют изотопы висмут-210 (γс энергией 1,6 МэВ), полоний-212 (γ с энергией 2,6 МэВ) и особенно неприятный изотоп таллий-208 (энергия γ-квантов 2,6 МэВ). Работа с таким облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления топлива. Кроме этого, происходит увеличение радиотоксичности тория за счет появления сравнительно короткоживущих изотопов, что может усложнить рециклирование тория.


Но эти особенности можно превратить и в преимущества, например, варьируя мощность реактора, спектр нейтронов, типы топлива, жесткие гамма-кванты вполне могут найти применение как в народном хозяйстве, так и в качестве защитных меток в плане обнаружения несанкционированного использования урана-233. Но это уже задачи следующего этапа развития ядерных технологий.

Современное состояние атомной энергетики в мире, доли мощности реакторов различного типа (IAEA/NTR/2014)
 

"Росатом" направил в РВК программу технологического развития Арктики


Госкорпорация "Росатом" направила в Российскую венчурную компанию (РВК) паспорт программы научно-технического и производственно-технологического развития Арктических территорий, которая призвана повысить эффективность строительства объектов энергетики, транспорта и коммуникаций в Арктике, сообщает пресс-служба атомной корпорации.
Полный текст: Ссылка

Атомпроект" к лету выполнит изыскания для строительства модуля переработки отработанного ядерного топлива

 

Петербургский "Атомпроект" к 15 мая 2015 года выполнит комплексные инженерные изыскания, необходимые для разработки проектной документации по строительству модуля переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), который будет построен в рамках российского атомного проекта "Прорыв", следует из материалов, размещенных на сайте закупок "Росатома".

Проект "Прорыв", в котором планируется отработать технологии замыкания ядерного топливного цикла, необходимые для атомной энергетики будущего, реализуется на площадке Сибирского химического комбината.

Реализация проекта включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также модуля фабрикации и комплекса рефабрикации плотного уран-плутониевого топлива для этого реактора и модуля переработки ОЯТ новейшего реактора.
Ссылка

Доклады МНТК. НИКИЭТ, 7-10 октября 2014 г.

Доклады Конференции молодых специалистов. НИКИЭТ, 20-21 ноября 2014 г.    

Оттуда - БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

ОБЛУЧАТЕЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА ДЛЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ РЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНЫХ ЗОН

О ВОЗМОЖНЫХ ОБЛАСТЯХ И ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭЛЕКТРОРАКЕТНЫХ ДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК 

ЗЫ. Ведутся конкретные работы по ЯЭДУ.