Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Superwad от 25.01.2017 10:02:48И второй вопрос. Публикаций на тему свинца больше, чем по натрию, так почему натриевые БН есть не только в России, а свинцовых нет ни у кого? (Были только в СССР СВБР, проект второго поколения которого завис из-за кризиса с финансами, хотя проект живой?).

На данный момент технология свинцового теплоносителя гораздо сложнее и дороже отработанной натриевой. При этом преимущества свинцовой установки специфичны и могут быть не всем интересны. Натрий по теплофизике и по совместимости с конструкционными материалами как ни крути предпочтительней свинца.

Цитата: basilevs от 25.01.2017 21:22:19Лиры были на жидком натрии, а не на свинце. Это принципиальная разница.

Хоть в ВИКИ заглянули бы. 

Амеры раз попробовали на натрии, больше не стали.

Посвящайтесь: Скоростная «Лира»: АПЛ проекта 705 

Цитата: mse от 25.01.2017 22:08:47Оловосвинец-висмут.

Да, верно. Однако именно на свинце (без висмута) - не было.

Цитата: D16 от 25.01.2017 20:49:44705х построили семь штук, и последняя была в строю до 97го года. Многовато для забав.

Это был свинцово-висмутный т.н  эвтектический сплав --- похожая, но совсем другая песня..  

Цитата: D16 от 26.01.2017 06:09:07Не спорю. Может СВБР еще взлетит когда-нибудь. Странно, что само направление реакторов с ЖМТ на флоте закрыли. Понятно, что дорого, что нельзя гасить реактор без подачи пара на борт, что ресурс из-за этого низкий. Но и плюшек для МЦПЛ там было много.

На сегодня построить новый реактор свинцово-висмутовый реактор для АПЛ не проблема. Не будет тех проблем, что было на первом поколении. Все это решается интегральной компоновкой, в результате чего можно спокойно остужать свинец прямо в реакторе. Одно жаль, СВБР-100 пока не взлетел из-за отсутствия финансирования. А ведь это реактор быстрого поколения Главная плюшка - разгон за 2-3 мин до номинала.

МОСКВА, 26 янв — РИА Новости. Технический проект уникальной термоядерной гибридной системы, которая, как считается, поможет решать сырьевые и экологические задачи, необходимые для развития атомной энергетики, намечено разработать в России в нынешнем году, следует из материалов на сайте госзакупок.

Речь идет о демонстрационной системе на базе термоядерной установки токамак (тороидальной камеры с магнитными катушками), используемой в качестве термоядерного источника нейтронов ТИН (ДЕМО-ТИН).
В последние годы в связи с высокой активностью термоядерных исследований специалисты многих стран, включая Россию, предлагают использовать термоядерные реакции не только для производства энергии, но и для наработки ядерного "горючего", а также "выжигания" опасных радиоактивных изотопов (так называемых минорных актинидов), накопившихся в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) атомных электростанций.

Перечисленные задачи могут решаться с применением так называемых гибридных систем "синтез-деление". Работы по ним в России ведутся совместно Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт", предприятиями госкорпорации "Росатом", Российской академией наук и рядом университетов. Разработка термоядерного источника нейтронов на основе токамака со сверхпроводниковой магнитной системой была начата в "Курчатовском институте" в 2013 году.
По мнению разработчиков ДЕМО-ТИН, успешная эксплуатация этой установки откроет возможности сооружения опытно-промышленной гибридной установки, а затем промышленного гибридного "пережигателя", который в свою очередь, позволит продемонстрировать на внутреннем и внешнем энергетических рынках преимущества российских термоядерных установок за счет производства безопасной и экологически чистой энергии, снижения токсичности и объемов радиоактивных отходов, подлежащих захоронению, удешевлению обращения с ОЯТ и РАО.
Как следует из материалов на сайте госзакупок, до конца 2017 года по заказу научного дивизиона Росатома предстоит разработать технический проект термоядерного источника нейтронов. Этот документ должен описать технические решения, дающие полное представление о конструкции ТИН, и должен обеспечить возможности его рабочего проектирования в 2018-2019 годах.
На прошедшей в сентябре 2016 года в Москве международной научно-технической конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" сообщалось, что разработка ДЕМО-ТИН находится на уровне эскизного проектирования. В качестве места размещения установки предлагается площадка одного из предприятий Росатома.

Цитата: Superwad от 26.01.2017 13:47:15Главная плюшка - разгон за 2-3 мин до номинала.

Небольшое пояснение.

Возможность быстрого набора мощности обуславливается с одной стороны ЖМТ теплоносителем (вода просто моментально вскипит), с другой стороны особой конструкцией твэла - "дисперсионного" типа.

О конструкции и технологии изготовления такого типа твэлов можно почитать в Диссертации на примере разработки усовершенствованного твэла для реактора СМ.

Картинка оттуда:

Цитата: D16 от 27.01.2017 16:23:26Трубка с максимально увеличенной площадью смачиваемой теплоносителем поверхности для лучшей теплопередачи?

Не только. 
Благодаря крестообразной форме есть куда "раздуваться" топливному сердечнику при больших выгораниях.

Цитата: D16 от 27.01.2017 16:23:26Пы. Сы. Как у Амеров на последнем авианосце получился реактор, срок службы которого без перезагрузки сопоставим со сроком службы парохода?

1. Реактор на авианосце большую часть времени не работает или работает на малом уровне мощности т.к. авианосец больше стоит, чем плавает мореходит. В лучшем случае КИУМ реактора 10 - 15%.

2. Большой избыток реактивности компенсируется выгорающими поглотителями.

3. Для выравнивания энерговыделения (а, следовательно, выгорания и повреждение твэлов) по активной зоне применяется широкое профилирование по "обогащению" топлива.

На самом деле, по реакторной установке информации практически никакой. Не факт, что декларируемый срок работы реактора в 50 лет, есть абсолютное благо.

Цитата: D16 от 27.01.2017 21:49:16То есть этот реактор изначально работает с почти опущенными стержнями и в процессе эксплуатации их постепенно поднимают, получая постоянную мощность?

Даже не обязательно поднимают. Ведь поглотив нейтрон, ядро "выбывает из игры", общее содержание поглотителя снижается. Это можно представить как удаление части поглощающих стрежней (но не постепенное поднятие всех - там дикая неравномерность по объёму активной зоны получится).

Цитата: D16 от 27.01.2017 21:49:16То есть этот реактор изначально работает с почти опущенными стержнями и в процессе эксплуатации их постепенно поднимают, получая постоянную мощность?

Не так. Топливо "отравлено" выгорающим поглотителем нейтронов. Которое в нейтронном потоке выгорает так, чтобы начальный избыток нейтронов в реакторе пожирать так, чтобы абсолютное число нейтронов в секунду, идущих на поддержание тепловой мощности, примерно от времени не зависело.  К концу кампании этот поглотитель выгорает напрочь, остается только собственно уран. Этот трюк применяется в топливе и для гражданских энергетических реакторов, но он не столь критичен из-за частой перезагрузки топлива и перестановки его при перезагрузке  от периферии к центру.
Материал поглотителя в "долгоиграющих" реакторах из разных металлов, выгорающих с разной скоростью, это важная деталь, но самого принципа не меняющая.

Цитата: ДядяВася от 21.01.2017 18:59:20Георгий Тошинский: жидкотопливный интерес



Как, то на ветке разговор о них заходил. Казалось бы сплошная инновационность и вкусные плюшки, да сам Билл с Гейтсом им заинтересовались.

Однако, если посмотреть повнимательней, то нафик нафик. 

ЗЫ. Статья большая, поэтому всю тащить не стал.

Да, кстати, как вариант заправка твэла топливной жидкой солью. Твэл конечно же неклассического типоразмера и возможно двухстеночный (дабы сохранить первый барьер безопасности) с контактным подслоем (натрий например) между стенками.
Ну это так, мысли вслух.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 29.01.2017 08:57:07Да, кстати, как вариант заправка твэла топливной жидкой солью. Твэл конечно же неклассического типоразмера и возможно двухстеночный (дабы сохранить первый барьер безопасности) с контактным подслоем (натрий например) между стенками.
Ну это так, мысли вслух.

Первый вопрос. А нафига?

 
Повысить выгорание? Не получится. Т.к. в настоящее время в «обычных» твэлах максимальное выгорание, в основном (кроме всего прочего) обусловлено материалом оболочек вследствие радиационных повреждений.
 
Увеличить коэффициент воспроизводства активной зоны. Не получится, т.к. воспроизводящего материала (U-238) в твэле будет заведомо меньше (если вообще будет, т.к. растворимость в эвтектике U, Pu ограничена) – бесполезный балласт фторидов. Да и торцевые зоны воспроизводства в твэл не воткнешь.
 
Что имеем отрицательного?
 
В первую очередь коррозия. В «обычном» твэле коррозия от ГПД отдельная головная боль. Хлориды – фториды в таблетке строго регламентированы до значений десятков ppm. А тут сразу десятки процентов.
 
Теперь барьеры безопасности.
 
Первый барьер безопасности представляет собой саму топливную матрицу. Он препятствует выходу ГПД под оболочку твэла. При дефекте твэла типа "газовая неплотность" снижает выход ГПД в реакторное пространство. Кроме этого он снижает давление ГПД под оболочкой твэла, которое к концу компании достигает порядка 10 МПа. В «жидком» твэле ГПД автоматом выйдут полностью.
 
При дефекте «контакт с теплоносителем» (трещина в твэле), для керамического  топлива последствия отнюдь не катастрофичны. ГПД выйдут, а взаимодействие натрия с керамическими таблетками весьма незначительно и дефектный твэл вполне отстоит компанию, незначительно повысив активность натрия продуктами деления. 
В случае «жидкого» твэла часть содержимого твэла (в зависимости, где возник дефект) просто выльется в теплоноситель, и кроме осколков в теплоноситель также перейдёт уран – плутоний.
 
Как Вы представляете себе технологию изготовления "труба в трубе" с натриевым подслоем" если расстояние между стенками труб несколько десятых мм. при длине трубы порядка 2 м, также  незабываем обеспечить соосность труб на всём протяжении? Фантастика.
 
Тогда уж проще увеличить толщину стенки у трубы (у стандартных твэлов БН труба 6,9х6,1 мм, т.е. 0,4 мм) однако автоматически увеличивается градиент температур на стенке, что ведёт к повышению температуры внутренней стенки и всего топлива. Да и лишнее "железо" в объёме реактора плохо сказывается на физике реактора.
 
Значит, увеличиваем диаметр твэлов. Здесь встают вопросы теплопередачи от жидкого содержимого к стенке твэла. Передача теплопроводностью весьма затруднена т.к. коэффициент теплопроводности эвтектики в несколько раз меньше чем у двуокиси урана (а он и так маленький, температура в центре таблетки достигает 1700^оС). Вся надежда на конвекцию. Но и тут есть засада. Труба длинная, тонкая. Вязкость поболее чем у воды. Максимальное тепловыделение приходится на середину твэла по высоте и по радиусу твэла. Боюсь, что конвекция будет затруднена и возможно локальное закипание жидкого содержимого. Здесь, конечно, более определённо трудно сказать, необходимо мат. моделирование.
 
Всё это конечно, на первый взгляд, на коленке. При более детальном рассмотрении, а тем более с экспериментальной проверкой «косяков» вылезет где и не ждешь.
 
В общем ну её нафик, пусть буржуи балуются. 

На втором блоке АЭС Фукусима-1 успешно запущен зонд с камерой


Японские специалисты смогли успешно запустить зонд с камерой в район ядерного реактора во втором энергоблоке аварийной АЭС "Фукусима-1".
Об этом объявил её оператор - крупнейшая в стране электроэнергетическая компания "Tokyo Electric Power" (TEPCO).
Прямо под повреждённым реактором камера зафиксировала сгустки черного вещества.
Эксперты полагают, что это могут быть остатки ядерного топлива, которые прожгли корпус установки и выпали наружу.
В начале февраля 2016 года специалисты TEPCO планируют запустить внутрь внешней защитной оболочки реактора робота, снабженного измерителями радиации и другими датчиками, это позволит получить более точные данные о ситуации внутри поражённой части энергоблока.
Такая информация необходима для подготовки работ по извлечению расплавившихся топливных стержней и уборке обломков.
По мнению экспертов, во втором реакторе АЭС расплавилось примерно 70% ядерного топлива. Предпринятая 24 января предыдущая попытка запустить туда камеру закончилась неудачей.

Цитата: NetGhost от 23.01.2017 18:04:32Информация от камрада, который в теме.
"Но это неточно" (с)




Теперь интересно - РИТМ-200 или старые-добрые КЛТ-40, как на ПАТЭС.
И что делать с кучей уже завезенного оборудования типа 5-мегаваттных дизелей, которые ледокольным реакторам сбоку припека.

Очень просятся СВБР-100 - они могут хорошо работать в переменном режиме и быстрее реагировать на динамическую нагрузку.

Климат на планете может спасти атомный торговый флот

Цитата: ДядяВася от 30.01.2017 21:14:33Первый вопрос. А нафига?

Цитата: ЦитатаПовысить выгорание? Не получится. Т.к. в настоящее время в «обычных» твэлах максимальное выгорание, в основном (кроме всего прочего) обусловлено материалом оболочек вследствие радиационных повреждений.

Вследствие радиационных повреждений плюс вследствие давления распухающего топлива плюс вследствие давления ГПД. Смотрят всё вместе. Таким образом, если мы убираем свеллинг топлива, то запас на радиационные повреждения будет другим.

Цитата: ЦитатаВ первую очередь коррозия. В «обычном» твэле коррозия от ГПД отдельная головная боль. Хлориды – фториды в таблетке строго регламентированы до значений десятков ppm. А тут сразу десятки процентов

Буржуи изучали этот вопрос и готовили сплавы с минимальной коррозией. Например хастеллой.

Цитата: ЦитатаКак Вы представляете себе технологию изготовления "труба в трубе" с натриевым подслоем" если расстояние между стенками труб несколько десятых мм. при длине трубы порядка 2 м, также  незабываем обеспечить соосность труб на всём протяжении? Фантастика.

Несколько десятых мм конечно фантастика. Нужен минимум 1 мм. Ну и твэл становится очень большого диаметра дабы критичность сохранить. Как следствие мощность реактора снизится существенно ниже гигаватта, просто потому, что площадь теплопередающей поверхности уменьшится.

Цитата: ЦитатаТогда уж проще увеличить толщину стенки у трубы (у стандартных твэлов БН труба 6,9х6,1 мм, т.е. 0,4 мм) однако автоматически увеличивается градиент температур на стенке, что ведёт к повышению температуры внутренней стенки и всего топлива. Да и лишнее "железо" в объёме реактора плохо сказывается на физике реактора.

Увеличение толщины стали на десятые доли мм приводит увеличению градиента на единицы градусов, так что это некритично. Тонкая оболочка, кстати, нужна нетолько для физики реактора. Толстая оболочка от распухания топлива треснет, тонкая растянется.

Цитата: ЦитатаЗначит, увеличиваем диаметр твэлов. Здесь встают вопросы теплопередачи от жидкого содержимого к стенке твэла. Передача теплопроводностью весьма затруднена т.к. коэффициент теплопроводности эвтектики в несколько раз меньше чем у двуокиси урана (а он и так маленький, температура в центре таблетки достигает 1700^оС). Вся надежда на конвекцию. Но и тут есть засада. Труба длинная, тонкая. Вязкость поболее чем у воды. Максимальное тепловыделение приходится на середину твэла по высоте и по радиусу твэла. Боюсь, что конвекция будет затруднена и возможно локальное закипание жидкого содержимого. Здесь, конечно, более определённо трудно сказать, необходимо мат. моделирование

Согласен с тем, что необходимо мат. моделирование. Вот что значит локальное закипание жидкого содержимого ну или вообще локальный перегрев? Это значит уменьшение плотности, а значит снижение энерговыделения в этой области и в целом внесение отрицательной реактивности. То есть в этом случае жидкость будет постоянно глушить реактор. Таким образом ЖСР невозможен, но это не так.
А конвекция будет, иначе и по этой причине ЖСР был бы невозможен.

Цитата: ЦитатаВ общем ну её нафик, пусть буржуи балуются.

Согласен.

Цитата: NetGhost от 23.01.2017 18:04:32Информация от камрада, который в теме.
"Но это неточно" (с)

На Балтийской вроде будут достраивать блоки, но уже не ВВЭРы, а какие то мелкие, типа ледокольных. Щас вернули проект на доработку, нужно перепроектировать эти ледокольные блоки так, что бы использовать уже построенное.

Теперь интересно - РИТМ-200 или старые-добрые КЛТ-40, как на ПАТЭС.
И что делать с кучей уже завезенного оборудования типа 5-мегаваттных дизелей, которые ледокольным реакторам сбоку припека.

Когда страны Прибалтики и Польша объявили бойкот импорту электроэнергии со строящейся Балтийской АЭС, то уже тогда надо было "шевелить мозгами".
Проект Балтийской АЭС предполагал постройку двух ВВЭР-1200, то есть планировалась генерация электроэнергии мощностью 2400 МВт (говорят, явно избыточной для нужд самой Калининградской области, да к тому белорусы уже "замутили" строительство своей АЭС).
Как выход из положения "навскидку" - строительство реактора средней мощности ВВЭР-600, разработанный предприятием Росатома "ОКБ "Гидропресс" (Подольск) для будущей Кольской АЭС-2. 
Всё таки РИТМ-200 и КЛТ-40 - немного не то.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 31.01.2017 09:50:30Вследствие радиационных повреждений плюс вследствие давления распухающего топлива плюс вследствие давления ГПД. Смотрят всё вместе. Таким образом, если мы убираем свеллинг топлива, то запас на радиационные повреждения будет другим.

Свеллинг, конечно, имеет место, но не так критичен. В начальный период облучения, действие свеллинга нейтрализуется зазором «таблетка – оболочка», далее частично компенсируется высокотемпературной ползучестью топлива. При этом механические свойства оболочки высокие, и разгерметизация твэлов не происходит.

 При дальнейшем повышении дозы начинает играть роль распухание материала оболочек. Контакта «таблетка – оболочка» уже не наблюдается. Вместе с распуханием металла (с повышением дозы) начинает играть роль деградация механических свойств оболочки – длительная прочность и пластичность. И как раз, эта причина ограничивает выгорание топлива.

Для увеличения выгорания топлива исследования ведутся в направлении поиска новых сталей для оболочек. Об этом можно почитать Ссылка.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 31.01.2017 09:50:30Буржуи изучали этот вопрос и готовили сплавы с минимальной коррозией. Например хастеллой.

Минимальная коррозия во фторидах не означает высокую радиационную стойкость сплава. Из перспективных сталей для оболочек твэлов видел упоминание о высоконикелевом NIMONIC® alloy PE16 - Ссылка  . Но насколько он стоек во фторидах неизвестно.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 31.01.2017 09:50:30Несколько десятых мм конечно фантастика. Нужен минимум 1 мм. Ну и твэл становится очень большого диаметра дабы критичность сохранить. Как следствие мощность реактора снизится существенно ниже гигаватта, просто потому, что площадь теплопередающей поверхности уменьшится.

Теплопроводность натрия в 2 – 3 раза выше аустенитных сталей, что означает «эквивалентную добавку» 0,3 – 0,5 мм стали. Или и здесь рассчитывать на конвекцию?

Критичность можно сохранить и увеличением «обогащения» делящегося материала. Но опять же, встаёт вопрос о технологичности сего «девайса».

Мощность же можно сохранить путём увеличения скорости теплоносителя, или увеличением количества ТВС в зоне. Вопрос не в этом.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 31.01.2017 09:50:30Увеличение толщины стали на десятые доли мм приводит увеличению градиента на единицы градусов, так что это некритично. Тонкая оболочка, кстати, нужна нетолько для физики реактора. Толстая оболочка от распухания топлива треснет, тонкая растянется.

С первым согласен.

Со вторым, категорически нет. Более толстая оболочка выдерживает и большие окружные напряжения.

Выбор толщины оболочки, это компромисс между содержанием «железа» в активной зоне и необходимой прочностью оболочки на весь период кампании топлива.

Цитата: Alexey K_9eb97d от 31.01.2017 09:50:30Согласен с тем, что необходимо мат. моделирование. Вот что значит локальное закипание жидкого содержимого ну или вообще локальный перегрев? Это значит уменьшение плотности, а значит снижение энерговыделения в этой области и в целом внесение отрицательной реактивности. То есть в этом случае жидкость будет постоянно глушить реактор. Таким образом ЖСР невозможен, но это не так.
А конвекция будет, иначе и по этой причине ЖСР был бы невозможен.

Давайте не будем путать «классический ЖСР» и реактор с «жидким твэлом».

В «классическом ЖСР»  основную роль играет принудительная конвекция и перемешивание содержимого.
В «жидком твэле» конвекция и перемешивание затруднено по причинам на которые уже указывал.

Заглохнет реактор или будет продолжать пыхтеть, зависит от оперативного запаса реактивности, который регулируется «управляющими стержнями». Вот если их все вынуть, то никакой отрицательный коэффициент реактивности, присущий ЖСР, не спасёт от «чернобыля».

Под вторым реактором АЭС Фукусима-1 обнаружено выжженное топливом двухметровое отверстие


ТАСС, ОПУБЛИКОВАНО 02.02.2017

Съёмка внутри второго энергоблока аварийной АЭС "Фукусима-1" показала, что в стальных опорах расположенного там пострадавшего атомного реактора имеется отверстие диаметром около двух метров.

Его, судя по всему, проделало расплавившееся и вытекшее наружу ядерное топливо, сообщил в четверг оператор станции - крупнейшая в Японии электроэнергетическая компания "Tokyo Electric Power" (TEPCO).

Факт наличия отверстия в опорах выявили изображения, которые сделал 30 января зонд с камерой, запущенный к повреждённому ядерному реактору во втором энергоблоке.

Он также зафиксировал прямо под этой установкой сгустки черного цвета. Эксперты полагают, что это могут быть остатки ядерного топлива, которые прожгли корпус реактора, выпали наружу и частично расплавили опоры установки.

В начале февраля специалисты TEPCO планируют запустить внутрь внешней защитной оболочки реактора робота, снабженного измерителями радиации и другими датчиками.

Это позволит получить более точные данные о ситуации внутри поражённой части энергоблока.

Такая информация необходима для подготовки работ по уборке обломков и извлечению расплавившихся топливных стержней.
По мнению экспертов, во втором реакторе АЭС расплавилось примерно 70% ядерного топлива.

Цитата: ЦитатаПримечание AtomInfo.Ru.

Более подробная информация появится позже. Пока к сообщению информагентства следует добавить, что ранее TEPCO исходила из предположения о том, что большая часть кориума осталась внутри корпуса реактора второго энергоблока, и обнаружение расплава ниже корпуса стало для компании неприятным сюрпризом.

Схема осмотра второго блока, рисунок "Asahi Shimbun"

Расплавленное топливо, найденное ниже корпуса реактора

На втором блоке АЭС Фукусима-1 зафиксированы смертельные мощности дозы


ТАСС, ОПУБЛИКОВАНО 02.02.2017

Японские специалисты зафиксировали смертельно опасные мощности дозы внутри второго реактора аварийной АЭС "Фукусима-1".

Об этом сообщила компания-оператор станции "Tokyo Electric Power" (TEPCO). По её данным, мощность дозы там составляет 530 Зв/ч.

Информация была получена в результате обследования реактора при помощи зонда с камерой.

Цитата: ЦитатаПри дозе свыше 15 Зв из-за повреждения нервной системы смерть наступает в течение нескольких (1-5) суток. - Прим. AtomInfo.Ru.

Зонд также смог обнаружить отверстие диаметром около 2 метров в стальных опорах реактора.

Кроме того, под этой установкой были зафиксированы некие сгустки черного цвета. Эксперты полагают, что это могут быть остатки ядерного топлива, которые прожгли корпус реактора, выпали наружу и частично расплавили опоры установки.

С помощью этого исследования в TEPCO рассчитывают проанализировать маршрут, по которому в 2017 году в реактор планируется запустить специального робота.

Он должен измерить фон внутри реактора и получить другие данные, необходимые для проведения работ по извлечению расплавившихся топливных стержней и уборке обломков.