А как же оно тикает?
11,449,553 15,477
 

  DeC ( Слушатель )
29 июл 2024 в 18:25

Росатом

новая дискуссия Дискуссия  703

На Горно-химическом комбинате «Росатома» стартовали испытания стали для исследовательского жидкосолевого реактора

Образцам стали предстоит провести 4 тысячи часов в агрессивной среде: расплаве солей, нагретом почти до 700℃ и содержащем наиболее радиотоксичные элементы отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) – минорные актиниды. Затем образцы извлекут, дезактивируют, определять механические и коррозионные свойства и сделают вывод, подходит ли эта сталь для изготовления вспомогательного оборудования.

Директор по государственной политике в области радиоактивных отходов (РАО), отработавшего ядерного топлива и вывода из эксплуатации радиационно опасных объектов госкорпорации «Росатом» Василий Тинин прокомментировал: «Исследовательский реактор, который планируется создать на Горно-химическом комбинате в Железногорске, – важный проект с точки зрения экологии. Он будет служить для отработки технологий по утилизации минорных актинидов».



Подмигивающий
  • +0.20 / 12
  • АУ
ОТВЕТЫ (51)
 
 
  tigra ( Слушатель )
29 июл 2024 в 20:27

Определят, а не опеределять.
Расплав солей -  72,2мол.% LiF, 26,7мол.% BeF2, 1мол.% AcF3, где Ac=(Pu,Am,Np) Для стартовой загрузки АЗ и вывода ИЖСР на штатный режим потребуется 1150кг Be (бериллия). Его пока производят в Казахстане, а в России на апрель 2024 не производят в нужном количестве.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
29 июл 2024 в 22:24


Гонка за модой. Вот нахрена, там такой головняк? Америкосы, в древние года, попробовали в небольшом чайнике, побалывались, и забили на это дело.
В спектре БН, вполне неплохо выходит сжигать минорактиниды. 
Да и  Am,Np стартовый материал для производства Pu-238.
В БОР-60 неплохие результаты были получены, теперь и БН-800 засунули.


Не скажу за всех, и за всё время (особо не роясь в инетах), но бериллиевую руду (минерал берилл) добывали на Урале возле г. Асбест шахтным способом.
В 90-х на добычу государство забило, но местные коммерсанты стали в небольших количествах добывать бериллы, как полудрагоценный камень, попадались изумруды и аквамарины.
В дальнейшем это дело прикрыли.
Как сейчас обстоят дела не знаю, но шахты поддерживались в приемлемом состоянии.

Бериллиевая руда из Асбеста, после обогащения, отправлялась в Казахстан в Усть-Каменогорск на Комбинат, где и производили BeO и металлический Be.
Исключительно вредное производство.
  • +0.07 / 4
  • АУ
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 00:29

1. Не гонка за модой, а уменьшение издержек (не надо отдельно выделять высокоактивные компоненты и возить их по стране, все перерабатывается на месте). ИЖСР (Исследовательский жидко-солевой реактор) строят в Горно-Химическом Комбинате, который хранит и перерабатывает ОЯТ ВВЭР-ов и РБМК. Там к концу этого года сухое хранилище в здании N3а заполнится.
В БН-600 загрузили лишь 3 ТВС с минорными актинидами и будут еще там испытывать 1.5 года, а потом изучать. И только потом можно будет говорить о небольшом увеличении доли этих ТВС и, соответственно, дожигания этих актинидов. Кроме того, в жидко-солевых реакторах можно сильно увеличить долю выгорания, чего нельзя сделать в БН из-за того, что не выдерживают конструкционные материалы оболочек ТВЭЛ и ТВС, они рассчитаны на определенное количество смещений атомов вследствие нейтронного облучения, после превышения порога охрупчиваются и теряют свои свойства. В ИЖСР оболочек ТВЭЛ нет, топливо добавляют прямо в расплав солей (именно в ИЖСР, который будет на ГХК и в его преемнике, если все удачно получится. В других ЖСР могут быть и обычные твэлы и сферические).
Сейчас топливные таблетки, в том числе с минорными актинидами, делают на ГХК, посылают их на ПАО «МСЗ» (г. Электросталь, Московская обл.) , там собирают ТВЭЛы, а ТВЭЛы в ТВСы. Возможно, 3 ТВС собрали непосредственно на ГХК.
Но суть технологии ЖСР - резко увеличить вовлеченность этих самых минорных актинидов. Поэтому такие реакторы будут строить, если все получится с исследовательским, там, где перерабатывают ОЯТ, т.е. на ГХК и на Маяке.

2. Да, добывали, не только промышленный берилл, но и ювелирный. И сейчас есть планы возобновить производство бериллия. Но пока только планы и до запуска ИСЖР могут не успеть.
http://rareearth.ru/ru/pub/20230112/04264.html

3. По поводу исключительно вредного производства. В ИСЖР еще и висмут будет - чтобы извлекать продукты распада минорных актинидов и недопускать отравления активной зоны. Поэтому ИСЖР будут герметизировать и делать на месте АТЭЦ Горно-химического комбината глубоко под землей.
Но ради уменьшения срока хранения ОЯТ с 2 миллионов (у Am-241) или 433 (у Np-237) лет до сотни - можно и нужно пробовать. Тогда не надо строить заглубленные хранилища ОЯТ, рассчитанные на миллионы лет. Не известно, что за это время случится.
  • +0.02 / 2
  • АУ
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
30 июл 2024 в 17:40

На месте, это как? Как осколки выделить из солевой смеси?



На ГХК только хранят сборки. Пока создан только пусковой комплекс ОДЦ мощностью 5 т в год.


Понятно, что не всё зону сразу заполнят ТВС с минор актинидами, да это и не нужно. Достаточно иметь небольшую долю. Да и БЗВ используется не эффективно. Можно и туда засовывать сборки. Правда это будет другая конструкция ТВС.
В общем опыт покажет.


Правильно ТВС-твэлы отработали своё их вытащили и на охлаждение и переработку. А металлические конструкционные материалы в ЖСР просто так не вытащишь. Как от соли отмывать будем?
Да и соль со временем "портится", куда и как её сливать будем, учитывая охренительную активность.



Зачем гонять таблетки туда сюда, когда на ГХК есть оборудование для изготовления твэлов-ТВС из МОХ-топлива.
На МСЗ нет возможности работы с такими материалами.


Головную боль они увеличат.

Некоторое количество бериллия имеется в старых запасах. На опытный ЖСР хватит.


И это правильно. Загнётся ЖСР и можно засыпать грунтом, и забыть как страшный сон.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 18:03

Направляют часть смеси в отдельный рукав, далее обрабатывают висмутом (это у меня отложилось), он реагирует с нужными солями, результаты реакции фильтруют, потом добавляют в этот же рукав новую топливную смесь - все без остановки реактора. Наилучшие технологии фильтрации и добавления как раз будут предметом исследований, как и конструкционные материалы, в том числе работающие не только во солях FLiBe, но и более агрессивных FLiNaK, в которых растворимость делящихся материалов выше, но выше и коррозионная способность.  Читал в этом году в апреле - июле, точно не помню, где. Возможно, в материалах РЕДМЕТ-2024. Вот ссылка на видео, которую оставил. https://youtu.be/mQfKszjZ2qc Данные про 1150 кг бериллия, возможно, из снимка в презентации, или из статьи, сейчас найти не могу. К сожалению, не скрепная, не удовлетворяющая требованиям Хинштейна. Если Хинштейн поможет многим государственным и около-государственным научным организациям перезалить научный, научно-популярный, технический и технологический контент на rutube, буду давать ссылки на него. А пока не обессудьте.
Возможно, в материалах ВНИИНМ или еще где-то.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 18:08

Да. Пока только Завод фабрикации топлива (ЗФТ) МОКС для БН-800. Они и так очень сильно опаздывали и сейчас еще опаздывают по программе производства МОКС-топлива для БН-800. Отставание обещают нагнать в этом году. Модернизировали печь, чтобы масса одного спекания стала не 20, а 32 кг.
ИЖСР должны запустить в 2031 году. Сейчас только завершился эскизный проект. Как тут писалось - тестируют материалы. Но технологии то разрабатываются.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 18:36

1. В АЗ БН-800 на начальном этапе было 559 ТВС, когда загружали урановым топливом, расчетный режим на МОКС - 565 ТВС. Посчитайте, какая доля от этих 565 будет текущие 3 ТВС. (0,00531). В боковой зоне воспроизводства еще 90 ТВС, но эксперименты по выдержке ТВС с минорными актинидами в этой зоне не проводились, кодов для этого нет. Нужно только начать и еще десяток лет, учитывая необходимость постепенности, проверяемости и повторяемости, а также сертификации.

2. В ЖСР нет металлических конструкционных материалов, удерживающих топливо. Топливо растворяется в тех же солях, что служат теплоносителем 1-го контура. Там нет ТВС, твэлов, их не надо измельчать, растворять и пр.
Соль не портится, а насыщается продуктами распада. Как я уже Вам ответил, конкретных реакций не помню. Скорее всего будет отдельная небольшая петля, возможно, со своим насосом, которая будет постоянно забирать часть расплава солей, осаждать с помощью висмута те соли, которые "отравляют" реактор, и туда же будет осуществляться подпитка новой топливной смесью. По крайней мере так надеются. Возможно, что непрерывный цикл подпитка/фильтрация не получится, но, возможно, уже часть проблем решена. Надо смотреть труды соответствующих научных институтов, отвечающих за техпроцессы.

3. Я пристально не слежу, интересуюсь время от времени. Раньше на все БН, ледоколы и корабли ТВС поставлял МСЗ. В том, что линию по сборке ТВС сделали на ГХК был не уверен, поэтому и написал "Возможно, 3 ТВС собрали непосредственно на ГХК."
В случае ИЖСР делать таблетки, начинять ими твэлы и ТВС будет не нужно. Возможно даже, что не будут отдельно выделять уран, плутоний и актиниды. Для переработки как раз в этом большая экономия.

4. Сжигание минорных актинидов в БН-800 и будущем БН-1200 никак не противоречит ИЖСР, так же как ОДЭК-300 и его последователю БР-1200. Это 3 разные ветви со своими особенностями, но в комплексе делающие возможность замкнуть ядерный топливный цикл и избавиться от наиболее радиоактивных и долгоживущих изотопов. Весь вопрос, удастся ли, как этого хотелось, в больших БН приблизиться по экономической эффективности к ВВЭР, и если да, то насколько. А с точки зрения избавления от уже накопившихся запасов ОЯТ, другой альтернативы ИЖСР нет.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
30 июл 2024 в 19:49


Проблем здесь никаких нет и не предвидится. Масштаб исследований помаленьку увеличивай. Ничего более.
У ЖСР тоже, теоретически, проблем нет, пока он на бумаге. 
А как начнут строить вот тогда всё вылезет как из рога изобилия.
Зачем бежать впереди паровоза. Китайцы сделают, будем поглядеть на ихние проблемы, за ихний счёт.
Остальные, традиционно рисуют красивые презентации, не более того. 
До железа, учитывая их деградацию, навряд ли дойду.

Это как? И бак из соли сделан, и 1-й контур? Да и другие внутрикорпусные детали?



А вот это один из главных недостатков ЖСР. Отсутствие, по крайней мере, двух барьеров для выхода осколков в подреакторное пространство -керамической матрицы и стенок тэлов.
Литий говоришь? Ага. Тритий затрахает. Да и летучие осколки покоя не дадут.

Соль не портится? Под действием излучения да со всемозможными реакциями с осколками, да в различных частях аппарата при разной температуре. 
Это просто мы ничего не знаем.

Казалось бы натрий в БН, чего ему будет? Однако на практике столкнулись с образованием окислов, которые напрочь забивали фильтры.

Что ОЯТ прям в ЖСР будем совать? Тогда убедили. Ещё, чего нибудь из нижнего белья он производил бы попутно. Тогда цены ему не было бы.

PS. Для более глубокова понимания пробдемы рекомендую почитать статью - Георгий Тошинский: жидкотопливный интерес .
Статья большая, тащить сюда не буду.
Из неожиданных моментов:
Цитата
Вполне может быть такая ситуация, от неё трудно застраховаться. Но это всё-таки отклонение от нормальной эксплуатации, а в условиях нормальной эксплуатации разгон на мгновенных в ЖСР исключён. Казалось бы, исключён...

Почему я сделал такую оговорку? Когда говорят об отсутствии реактивностных аварий на ЖСР, то упускают из виду следующее обстоятельство. В ЖСР, да и во всех жидкотопливных реакторах, определяющие безопасность реактора запаздывающие нейтроны выносятся из активной зоны.

...??!!

Они не успевают родиться. Теплоноситель выносит почти все ядра-предшественники запаздывающих нейтронов из активной зоны в контур. А если у нас ещё и топливо будет плутоний с бетой порядка 0,2%, то эффект выноса предшественников становится очень опасным.

Пусть мы сделаем скорость теплоносителя настолько малой, насколько возможно (а малая скорость создаёт трудности с теплоотводом!). Пусть она будет полметра в секунду. Но даже в этом случае минутные запаздывающие будут вынесены из активной зоны, 30-секундные тоже. Останутся самые короткоживущие из них, рождающиеся спустя секунды или доли секунды.

В переводе на математический язык, бета-эффективная в жидкотопливном реакторе будет очень малой. Думаю, не надо пояснять, что это означает для ядерной безопасности.

Кроме того, что это плохо для безопасности, малая величина βэфф приводит к неустойчивости поведения реактора. Небольшие вариации температур, вполне возможные при эксплуатации, за счет действия обратных связей будут приводить к значительным колебаниям реактивности, а в худшем случае - к разгону.




Кстати об осколках:
Цитата
Следующий аргумент в пользу ЖСР - за счёт онлайн-переработки из первого контура удаляются осколки деления, ответственные за остаточное тепловыделение.

Это верно, но справедливо и другое утверждение - удалённые осколки физически не исчезают. Значит, где-то на станции для них нужно организовывать хранение. Прекратить выделение тепла из осколков невозможно, это природа. Таким образом, авария фукусимского типа с потерей теплоотвода в ЖСР сохраняется, она просто будет перенесена из активной зоны в хранилище осколков.

Фактически хранилище осколков будет представлять собой радиоизотопный источник тепла огромной мощности, требующий постоянного охлаждения. Потеряете охлаждение - получите на этом источнике всю ту же Фукусиму.


  • +0.06 / 3
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 21:04

Китайцы делают совсем другой реактор. Общее только то, что в качестве теплоносителя 1 контура используется жидкая соль. Соли разные, теплоноситель 2 контура разные, топливо разное. Точных данных у меня нет, но по тому, что встречал в интернете, китайский исследовательский реактор уже якобы 3 года как запущен. Там, скорее всего, тоже материаловедческие эксперименты идут.
Они и у нас идут и будут продолжаться, в том числе и на строящемся МБИР.

ЦитатаЭто как? И бак из соли сделан, и 1-й контур? Да и другие внутрикорпусные детали?

Бак и 1й контур из XH80МТЮ, если в качестве соли будет т.н. "Флайб" LiF-BeF2
Или ХН67М28-ВИ (50мкм/год), НМ20В3-ВИ со скоростью коррозии до 46мкм/год для соли "Флинак" LiF-NaF-KF, еще рассматриваются керамические материалы со спеченным карбидом кремния и углеродные керамические материалы. Цель - выбрать материал со скоростью коррозии около 30мкм/год. Вот первоначальная заметка, породившая данную дискуссию, говорит, что работы по выдержке материалов начались. Когда закончатся и результаты будут обработаны, станет ясно, выдержат ли материалы повышенную коррозионность флинака, или нет. Выберут самый подходящий материал.

ЦитатаОтсутствие, по крайней мере, двух барьеров для выхода осколков в подреакторное пространство -керамической матрицы и стенок тэлов.

В подреакторном пространстве бывшей АТЭЦ ГХК только километры скальной породы. Само помещение находится тоже глубоко под землей.
Там раньше было 3 реактора: АД и АДЭ-1 одноцелевые проточные реакторы для наработки оружейного плутония, которые закрыли по программе конверсии,
и АДЭ-2 проточный реактор для наработки оружейного плутония и снабжения Железногорска горячей водой и электричеством.
АД и АДЭ-1 уже залили. Из АДЭ-2 планировали сделать музей. В машинном зале от АДЭ-2 все оборудование демонтировали, дезактивировали и как раз будут делать этот ИЖСР. Все глубоко-глубоко внутри скальной породы.
В ВВЭР ловушку расплава делают для кориума - смеси стали и топлива - когда оболочки твэлов расплавляются (а это происходит при температуре гораздо большей 1700С), прожигают корпус реактора. В ИЖСР температура гораздо ниже,температура расплава флайб 650С, флинак 750С , отрицательный температурный коэффициент реактивности, т.е. при повышении температуры мощность реактора падает. Он не дойдет до состояния, когда корпус не выдержит. Но даже на этот случай можно слить соль в несколько емкостей, расположенных под реактором, т.е. даже самотеком (если все обесточилось), чтобы вывести реактор из критичности, когда объема каждой емкости по отдельности недостаточно для запуска реакции деления. Именно по-этому ИСЖР относят к 4 поколению реакторов.

ЦитатаФактически хранилище осколков будет представлять собой радиоизотопный источник тепла огромной мощности, требующий постоянного охлаждения.

На ГХК уже есть 2 хранилища ОТВС, мокрое (работает с 1982 года) и сухое (сухое вроде одно с 2010, а другое с 2015г, состоит из 3 зданий, 2 для ОЯТ РБМК и одно для ОЯТ ВВЭР), которые заполняются и требуют постоянного охлаждения. В этом году одно из них (я раньше писал, что "здание 3" - ошибся, на самом деле "здание 3а" - будет полностью заполнено. Не знаю, на сколько гнезд оно рассчитано, но 19 июля 2023 года в этом хранилище было заполнено 2000е гнездо ОЯТ РБМК-1000, возможно, одно хранилище на 3000 гнезд. В каждом гнезде ТУК-109 или ТУК-109Т). https://sibghk.ru/news/view?id…%3Dheading
Наверняка в проект ИСЖР постройка или использование уже существующих хранилищ предусмотрена. Еще раз. Эскизный проект сделан и утвержден. Сейчас этап выбора подходящих конструкционных материалов. Если они выдержат флинак, будет флинак, если не выдержат, будет флайб. На основе выбранной соли и характеристик конструкционных материалов будет сделан технический проект.
И такие реакторы, как ИСЖР нужны только на перерабатывающих ОЯТ заводах. В России - только ГХК и Маяк. Жидкосолевые реакторы бывают разные, тот, о котором мы сейчас говорим, разрабатывается специально для конверсии долгоживущих изотопов с периодом полураспада в миллионы лет в  те, у которых период полураспада не превышает пары сотен лет. Что приведет к очень резкому удешевлению постройки необходимых хранилищ и их обслуживания, а, возможно, и к удешевлению процесса переработки за счет отказа от выделения урана, плутония и минорных актинидов, ведь уран и плутоний выделяют, чтобы не превысить международно признанный порог нераспространения (если он превышен - разбавляют), а, если ИСЖР и связанный с ним комплекс будет конечным пунктом переработки, то выделять уран, плутоний и минорные актиниды будет не нужно, достаточно будет только убрать некоторые продукты распада и следить за соотношением компонентов, чтобы оно было в том диапазоне, на который был рассчитан реактор.

Что касается внешнего питания на постоянное охлаждение радиоизотопных источников тепла. Там весь комбинат в горе, даже электричка туда в гору заходит. Без внешнего питания не будет вентиляции, все люди задохнутся. Но с момента пуска комбината 74 года назад питание надежно поддерживали. Надеюсь, и в дальнейшем будут. И расчетная мощность ИСЖР, как я уже упоминал, 10МВт. Остаточное тепловыделение не может быть значительно больше этой величины Улыбающийся
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
31 июл 2024 в 17:15


Нормальный у них ЖСР, активная зона и 1-ый контур соль - Ссылка .
Последняя информация от 06.2023 что ЖСР получил лицензию на эксплуатацию. 
Что в настоящее, время окутано туманом.

 Вы совершенно не поняли мою цитату. Речь идёт о нормальной эксплуатации реактора. 
Приведу требования ПБЯ
ЦитатаТребования ПБЯ-2008, ограничивающее количество не‑ герметичных твэлов в активной зоне для каждого из типов повреждений, звучат так:
«Эксплуатационные пределы повреждения твэлов за счет создания микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должны превышать 0,2 % твэлов и 0,02 % твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем».

А в ЖСР 100% дерьма находится непосредственно в АЗ и в 1-ом контуре без ограничений.

Дальнейшую дискуссию заканчиваю. Но я за всё хорошее и против всего плохого.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
31 июл 2024 в 21:34

1. У китайцев жидкий фторидно-ториевый реактор с углекислым газом в качестве теплоносителя 2 контура, так называемый ЖСР-Р (размножитель - за счет окружающего АЗ бланкета).  Топливо, обогащенное менее чем на 20 % U235, с запасом тория около 50 кг и коэффициентом конверсии около 0,1. Используется обогащенный фторид лития-бериллия (FLiBe), содержащий 99,95 % Li7, а топливо UF4.
В нашем ИЖСР топливо 72,2мол.% LiF, 26,7мол.% BeF2, 1мол.% (Pu,Am,Np) F3 . Он относится к так называемому ЖСР-С (сжигателю).
Кстати, в приведенной Вами ссылке на картинке зелено-синим нарисованы 2 "drain tank". Это как раз емкости для слива соли и прекращения критичности, причем как в аварийном, так и безаварийном режиме, например, для ремонта или обследования. Но ссылки лучше брать ближе к источнику. Вы привели с портала Атомная Энергия 2.0, но это агрегатор новостей, и он ссылается, причем, достаточно часто на atominfo.ru

Более подробно об отличиях этих ЖСР можно почитать тут. Статья, правда, старая, 2012 года, но зато в открытом доступе. В ней же упоминается о методах очистки солей и необходимой скорости такой очистки.

2. Относительно исследовательских реакторов вроде пока действует НП-009-17 с изменениями от 21.12.2021 https://docs.cntd.ru/document/436762418
В период их принятия, т.е. в 2017 году в России не существовало действующих ЖСР и вообще реакторов без твэлов и ТВС, в 2021 году на дату последних изменений - тоже.

Согласно федеральному проекту «Разработка новых материалов и технологий для перспективных энергетических систем» на 2024 год https://www.rosatom.ru/upload/…cb4eb3.pdf планируется
ЦитатаПодготовка обоснования инвестиций по исследовательскому жидко-солевому реактору, оценка его воздействия на окружающую среду. Это позволит двигаться в сторону получения лицензии на размещение объекта

А перед получением лицензии, вероятнее всего, будут внесены изменения в НП-009-17 и они станут НП-009-24 или НП-009-25 или НП-009-27.
В любом случае, без подобных изменений лицензии на размещение объекта и на его эксплуатацию никто не выдаст, а раз уже есть федеральная программа и по ней продолжают выделять деньги, о ее выполнении всем придется отчитываться. Изменения в ПБЯ, скорее всего, будут по результатам работы уже самого ИЖСР перед постройкой промышленного ЖСР.
  • +0.03 / 1
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 21:14

И эту проблему изучают и решают. Вот заметка от 2022 года http://atominfo.ru:17000/hl?ur…ndows-1251
ЦитатаВо ВНИИНМ им. А.А.Бочвара (АО "ВНИИНМ", входит в состав Топливной компании Росатома "ТВЭЛ") провели комплекс исследований по изучению поведения трития в перспективных инновационных реакторных установках: исследовательском жидкосолевом реакторе (ИЖСР), реакторе на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также исследования по разработке тритиевого комплекса на токамаке с реакторными технологиями (ТРТ) в АО "ГНЦ РФ ТРИНИТИ".
Выполненная работа позволит решить проблему накопления, детектирования и контроля этого радиоактивного изотопа водорода для обоснования безопасности реакторов новых поколений.
Исследование закономерностей удержания и переноса трития в топливной соли, промежуточном теплоносителе и конструкционных материалах ИЖСР позволило разработать комплекс мер, направленных на предотвращение выделения трития за пределы защитных барьеров и преждевременного выхода из строя элементов реакторной установки из-за их взаимодействия с тритием.
Также выполнены исследования диффузионных характеристик трития в конструкционных материалах парогенератора при условиях эксплуатации БРЕСТ-ОД-300. Полученные результаты используются для составления расчётных моделей скорости проникновения трития во вторичный водяной теплоноситель и для обоснования безопасных условий эксплуатации реакторной установки.
Кроме того, было проведено экспериментальное обоснование нескольких составных систем технологического тритиевого цикла для обеспечения топливной смесью (дейтерий-тритиевой плазмой) экспериментальной установки управляемого термоядерного синтеза модифицированного токамака с сильным полем.
  • +0.04 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
31 июл 2024 в 16:06

Вы сначала удивляетесь тому, что очистка от продуктов деления, а также пополнение топливно-соляной смеси новыми  свежими порциями будет проводиться непрерывно, а потом ссылаетесь на статьи, говорящие об "онлайн-переработке". Это как раз и есть непрерывная переработка без остановки реактора.
ИСЖР строят не на станции, а на ГХК - Горно Химическом Комбинате, куда в настоящее время со всех!!! пристанционных хранилищ атомных станций России, кроме  Академика Ломоносова и Билибинской АЭС (оттуда везут на Маяк), а до СВО еще и с АЭС Болгарии и Украины, перевозят ОЯТ. И они там хранятся в сухих и мокрых хранилищах. И это ОЯТ ГХК должно будет когда-то переработать.
Вариант с выделением минорных актинидов и создание твэлов и ТВС для реакторов БН, во-первых, очень трудоемкий, во-вторых, оставляет гораздо больше РАО 1 класса, которые нужно захоранивать, пока их застекловывают в стальные бидоны и хранят на территории, до разработки соответствующего хранилища (ссылка в предыдущем ответе).
При переработке в ИСЖР выделять U, Pu, Am, Np, Cm будет не надо, достаточно будет удалить не делящиеся материалы с большим сечением захвата, чтобы они не отравляли топливную смесь. Кроме того, как я уже писал, в соли выгорание будет выше, чем в твэлах на БН из-за ограничения материала самих твэлов. Получается, в ИСЖР делящихся изотопов поместить можно больше, выгорать они будут сильнее, поэтому РАО 1 и 2 классов будет оставаться значительно меньше. Т.к. с этого завода по переработке топливо в случае ИСЖР никуда не будет передаваться, его не надо приводить к международным требованиям по нераспространению, т.е. например, уран не надо приводить к требованиям HALEU, не надо уран отделять от плутония и пр.
Достаточно в соли поддерживать то соотношение элементов, которое было проверено и протестировано, и на какое получены расчетные коды. Кстати, эксперименты идут давно и непрерывно. И в НИКИЭТ, который завершил эскизное проектирование ИСЖР, и в НИИАРе (там и в действующих стендах и даже в строящемся МБИР тоже предусмотрена 1 петля для экспериментов по тематике жидкосолевых реакторов, в том числе по акцентированной Вами теме запаздывающих нейтронов).
ИСЖР это только начало. Исследовательский реактор, призванный на небольших объемах отработать промышленную технологию или технологии избавления от минорных актинидов, выбрать наилучшие режимы, концентрации, материалы и пр. А потом, набравшись опыта, построить настоящий промышленный ЖСР.
Так же было с быстрыми реакторами. Сначала в 1959 году появился БР-5, потом  БР-10, в 1969 году БОР-60, в  1973 БН-350, в 1980 БН-600, в 2015 БН-800, все это были ступени подготовки и тестирования материалов и технологий для промышленного БН-1200М, который начнут строить в июне 2027 года.
А что касается минорных актинидов. Пока ИСЖР не построен и не заработал, их будут перерабатывать и увеличивать производство т.н. мавелов, т.е. твэлов с минорными актинидами и использовать их в реакторах БН. Но тоже постепенно. И никто пока ни от одной, ни от другой технологии переработки не отказывается. У обеих есть плюсы и минусы, будут выбирать то, что в данный момент лучше работает. Тут важна тенденция. Вместо хранения отходов миллионы лет за счет неких технологий сроки хранения уменьшаются в сотни тысяч раз.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
02 авг 2024 в 18:19

Нашел. Тоже не буду продолжать данную дискуссию. Ссылка на руководителя проекта ИСЖР, главного научного сотрудника Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов им. Бочвара (ВНИИНМ) Алексея Ананьева
ЦитатаТехнологическую схему переработки ОЯТ жидкосолевого реактора предложил Курчатовский институт. «Она двухстадийная. Первая стадия — восстановительная экстракция компонентов топлива (делящихся материалов и некоторых продуктов деления. — «СР») из расплавов солей в жидкий висмут. В качестве восстановителя используется металлический литий. Вторая стадия — реэкстракция, — рассказывает Алексей Ананьев. — Первая стадия отрабатывалась в Ок-­Ридже еще в середине прошлого века в рамках проекта экспериментального жидкосолевого реактора MSRE. Вторую предстоит проверить нам. Создана установка для эксперимента, результаты должны быть в конце 2024 года».
  • +0.02 / 1
  • АУ
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 01:06

Кстати, раз уж речь зашла об америкосах. Жидкосолевой реактор MSRE (Molten-­Salt Reactor Experiment) тепловой мощностью 7,4 МВт построили в Оакриджской лаборатории в 1960х. Топливом служил раствор фторидов урана и тория (UF₄ и ThF₄) в расплаве соли 2LiF-BeF₄. Спектр нейтронов у MSRE был тепловой, в качестве основы для топлива использовался изотоп урана ²³³U, которого в природе нет — его получают из ²³²Th при облучении нейтронами. Реактор отработал 5 лет, затем его остановили за нерентабельностью (реактор был энергетическим), а программу исследований закрыли.
А в 2010 годах, когда речь зашла о выводе из эксплуатации - там были большие задержки, т.к. сотрудники баловались наркотиками.
Все демонтировали они только 15 мая 2024 года.
Теперь помогают китайцам делать 2МВт ториевый ЖСР  (ТЖСР) SINAP (Шанхайский институт прикладной физики) жидкий фторидно-ториевый реактор с CO2 (LFTRS) топливо, обогащенное менее чем на 20 % 235U, с запасом тория около 50 кг и коэффициентом конверсии около 0,1. Будет использоваться обогащенный слой фторида лития-бериллия (FLiBe), содержащий 99,95 % Li-7, а топливо будет состоять из UF4.
А после него китайцы хотят к 2030 году сделать промышленную установку в пустыне Гоби на 373 МВт. (там очень мало воды, а у ТЖСР в качестве теплоносителя используется углекислый газ). Этот SINAP начали строить в 2018 году и в августе 2021 вроде достроили. Теперь отрабатывают технологии и материалы.
У нашего ИЖСР на 10МВт задача - отработать переработку минорных актинидов. У китайцев - увеличение производства электроэнергии и ввод в оборот запасов тория, которых в 1000 раз больше, чем урана, вообще, и в Китае в частности. Такие же работы проводит Индия.
Просто реакторы могут иметь разное назначение и дополнять друг друга, а не только конкурировать.
  • +0.06 / 5
  • АУ
 
 
 
 
  adolfus ( Слушатель )
30 июл 2024 в 08:41

Вопрос -- почему "спектр нейтронов"?  Это же вроде просто распределение нейтронов по энергиям.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  Радонеж ( Слушатель )
30 июл 2024 в 10:32

И фотонов по энергиям
  • +0.04 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
30 июл 2024 в 13:09

Вопрос не понятен.
Если почему спектр - потому, что в составных выражениях спектр фактически означает спектральный состав https://bse.slovaronline.com/43394-SPEKTR
Если почему нейтронов - потому, что они оказывают наибольшее интересующее нас взаимодействие. Из-за отсутствия заряда у нейтрона нужно придать ему гораздо меньшую энергию, чтобы он провзаимодействовал с ядром делящегося материала. Для протонов, чтобы преодолеть взаимное их отталкивание, требуется энергия значительно большая.
Получается, спектр нейтронов - распределение нейтронов по энергиям. В работающем реакторе всегда одновременно присутствуют нейтроны разных энергий. Одних больше, других меньше. Если преобладает количество "тепловых" нейтронов - свободных нейтронов, кинетическая энергия которых близка к наиболее вероятной энергии теплового движения молекул газа при комнатной температуре (20,46 °C, что соответствует 0,0253 эВ), спектр называют тепловым в диапазоне 10-3 - 0.5эВ. Если "быстрых" (энергия в диапазоне 104-108 эВ)  быстрым. Есть еще промежуточные, холодные, релятивисткие и пр.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
02 авг 2024 в 20:20

А не может из солевого реактора вырасти другой принцип получения электричества, что-нибудь типа МГД-генератора например?
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
02 авг 2024 в 21:22

Есть другие идеи повышения КПД, например, объединить БРЕСТ-ОД-300 с газовым котлом. (ссылка на аннотацию, но если интересно, вся статья)
Скорее всего, в силу принципа разделения ответственности и небольшого опыта у Росатома в вопросе газовых турбин, это предложение не будет принято, т.к. не понятно, кто будет нести ответственность при выходе из строя газовой турбины. Но тут важен сам факт наличия таких разработок и их научного обсуждения.
У рассматриваемого ИЖСР основное предназначение, в отличие от китайского, не выработка электроэнергии, а трансмутация минорных актинидов.
Он относится к типу ЖСР-С (Сжигатели), а китайский - к ЖСР-Р (размножители, т.к. там из 50кг солей тория нарабатывается уран).
Соответственно, наш ИЖСР служит цели максимальной (возможной для данного типа реакторов - на промежуточных нейтронах) переработки минорных актинидов и исключения стадии формирования таблеток, твэл и ТВС с ними, хотя такая технология тоже развивается и начала тестироваться в БН-800 в виде пока 3 ТВС с мавелами (твелами с минорными актинидами) и заложена в пока еще не построенный завод по переработке облученного топлива для БРЕСТ-ОД-300. Т.е. в БРЕСТе тоже будут тестировать их сжигать.
Вообще для максимальной переработки минорных актинидов спектр должен быть быстрым и реактор без твэлов и ТВС, т.е. БЖСР, но это уже горизонт не 10 лет, а больше.
По некоторым данным в ОЯТ америция и нептуния уже накоплено 26 тонн, планируемая пусковая мощность по переработке ОЯТ на опытно-демонстрационном центре (ФГУП «ГХК») составит 250 т/год. Исходя из содержания минорных актинидов в отработавшем топливе ~0,1 мас. доля, %, производительность трансмутации в равновесном режиме работы ЖСР-С как основная потребительская характеристика должна быть равной 250 кг/год;
Тогда как раз их хватит на 60-80 лет работы реактора (или двух, т.к. срок эксплуатации исследовательского вряд ли будет дольше - материаловедение пока не позволяет).
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
02 авг 2024 в 22:00

А это не столь важно. Важно что тему материалов крутят со всех сторон, и будет понятно, в каких условиях и как долго оно может реально работать. Тогда можно надеяться на появление некоего проекта, и пусть он "бумажный" - но накопленная база даст возможность попробовать.
Вдруг к примеру некая смесь солей окажется с очень своеобразным фазовым переходом и будет возгоняться в газ при наличии внутри какого-то короткоживущего продукта реакции и возвращаться в жидкость после его распада.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
02 авг 2024 в 22:57

Кстати, в БРЕСТ-ОД-300 используется МГД-насос для перекачки свинца, скорее всего от этой компании.  (если вы фанат МГД-технологий)Улыбающийся
Это его выходная часть:
  • +0.05 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
02 авг 2024 в 23:30

Нормальный в БРЕСТе насос - ЦКБМ начало сборку опытного образца ГЦНА со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300


А МГД вспомогательный насос насос входит в состав стенда для испытаний ГНЦ - В Северске заработал стенд для испытаний главного циркуляционного насоса БРЕСТ‑ОД‑300

Цитата В состав стенда входят плавильные печи, емкости для хранения свинца, магнитодинамический насос, трубопроводы и испытательная колонка, на которой смонтируют опытный образец насосного агрегата.


И  не нужно торопиться. ЖСР пока в нулевом "железном" виде. Работы не початый край.
БРЕСТ, то же не нужно трогать с разными рациями. Дай бог построить, запустить, а потом вылавливать большие и маленькие косяки.
С нитридным топливом для него более менее ясно. Опыт наработан.
А с переработкой ОЯТ от него ещё не всё ясно. Только на модельных, не облучённых таблетках опыты идут.
  • +0.04 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 00:04

Никто не говорил, что не нормальный. Я показал только выходную часть, а Вы показали весь насос.
Тот насос, что показали, скорее всего, и будут тестировать на стенде несколько лет, нагревая свинец электричеством, пока строят все остальное и пока на Большом Физическом Стенде БФС-2 в  ФЭИ собрана полномасштабная сборка с нитридом урана и плутония, моделирующая штатную активную зону БРЕСТ-300 и ее все еще продолжают тестировать. Как видите, тестируется сразу много чего, проект инновационный. А как протестируют, установят насос в БРЕСТ-ОД-300 или вместо этого поставят модифицированный и оптимизированный. Там основная фишка в необходимости длительной эксплуатации, в исключении плохоремонтируемых элементов и пр. Кстати, свинец из стенда тоже будут в самом БРЕСТе использовать. Поэтому там и организовали стенд (и еще чтобы уже был опыт у эксплуатантов и чтобы 600т свинца никуда не возить), иначе бы экспериментировали в существующих институтах.
Вот, нашел ссылку. Этот насос опытный. 
ЦитатаРезультаты испытания опытного образца будут учтены при производстве четырех установочных насосных агрегатов. В свою очередь, эти насосы также пройдут тестирование на стенде перед установкой в реактор БРЕСТ-ОД-300.
  • +0.04 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 00:15

А вот главный конструктор Вадим Лемехов в интервью atominfo.ru говорит, что:
Цитата"Технология переработки нитридного ОЯТ БРЕСТ-300 разработана, но практической задачи по его масштабной переработке по очевидным причинам пока не стоит."

Облучение и исследование таблеток идет в ОАО «ГНЦ НИИАР» в БОР-60 и МИРе и будет продолжатся в МБИРе, когда его запустят.

А вот здесь еще в 2021 году написано, что, например, на заводе РТ-1 на Маяке
ЦитатаНИОКР позволили включить в перечень перерабатываемых материалов топливо из моно- и дикарбида, нитрида урана, смешанных диоксидов урана и плутония, уран-циркониевого сплава.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
03 авг 2024 в 00:30


Технология переработки нитридного ОЯТ БРЕСТ-300 разработана на модельном, не облучённом топливе.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 00:54

Не буду с Вами спорить. Я свежих статей по этому поводу не видел - читал вчера-позавчера в рамках нашей предыдущей дискуссии, но на основании двух цитат из статьи сотрудников Маяка и ВНИИНМ, ссылка на которую в предыдущем посте, принципиальных трудностей не вижу. А генеральный конструктор БРЕСТ-ОД-300 в своем интервью упомянул, что уже "Облучено более 1600 твэлов, проводятся послереакторные исследования."
ЦитатаВ начале 2000-х годов специалистами Центральной заводской лаборатории и завода РТ-1 ПО «Маяк» была предложена концепция универсального завода. Ключевой особенностью, предопределившей возможность реализации данной концепции, являлось наличие производственных цепочек, адаптированных к переработке как низко-, так и высокообогащенного топлива. Завод РТ-1 стали рассматривать как площадку для безопасной утилизации почти всех видов облученного топлива, а также необлученных ядерных материалов, например, стружки металлического обедненного урана или урановой радиационной защиты.

и
ЦитатаВключение в номенклатуру завода РТ-1 магнийсодержащего, уран-бериллиевого и уран-молибденового топлива, а также облученных и необлученных изделий на основе металлического урана является важным шагом реализации стратегии развития, предусматривающей создание универсального перерабатывающего производства. Апробация технологии переработки позволила сформулировать перечень критериев (алгоритм) анализа приемлемости базовой технологии для регенерации тех или иных материалов (изделий) на существующих мощностях РТ-1.
Итоги анализа, в свою очередь, позволяют сформулировать необходимые НИОКР для приведения параметров технологии в соответствие базовым принципам переработки — предупреждение и исключение опасных инцидентов и аварийных ситуаций. В частности, НИОКР позволили включить в перечень перерабатываемых материалов топливо из моно- и дикарбида, нитрида урана, смешанных диоксидов урана и плутония, уран-циркониевого сплава.

Насколько я понимаю, лабораторная переработка не облученных материалов была исследована в ВНИИНМ, опытная прошла на РТ-1 в Озерске, а опытно-промышленная будет в Северске, не раньше, чем через 2 года после пуска, т.к. от 4 до 6 месяцев будут эксперименты, 1.5 года будет первая кампания, после нее первые облученные ТВС выгрузят в хранилище ОТВС (или переместят в специальные секции для ОТВС внутри корпуса БРЕСТ до следующей компании, тогда срок сдвинется еще на 1.5 года) и по технологии они не меньше года, что само по себе революционно, будут находиться там хотя бы для того, чтобы значительная доля кюрия превратилась в плутоний. И только после этого возможно будет начать переработку нитридного ОЯТ. Именно поэтому главный конструктор БРЕСТ-300-ОД и говорил, что "практической задачи по его масштабной переработке по очевидным причинам пока не стоит."
  • +0.03 / 1
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
03 авг 2024 в 19:35


Вы это, немножко тормозите, прежде чем печатать.
На "МАЯКе стандартный ПУРЕКС, водный процесс. Давно разработанный и адаптированный к разному ОЯТ.

На ГХК для ОДЭК только разрабатывается двухстадийная переработка ОЯТ БРЕСТ.
Первая стадия пирохимическая переработка "горячего" ОЯТ (выдержка около года), обеспечивающая выделение 99,9 % целевых продуктов (U-Pu-Np-Am-Cm), очищенных от основной массы ПД (КОЧ – от 102 до 103, кроме лантанидов).
Процесс разрабатывает Институт высокотемпературной электрохимии УрО РАН.

Вторая стадия - Гидрометаллургический передел (ВНИИНМ). На стадии гидрометаллургического передела  достигается глубокая очистка смеси уран-плутоний-нептуний от продуктов деления до уровней коэффициентов очистки не менее 5·106.

Это в двух словах. И не надо ничего придумывать.
  • +0.06 / 4
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 20:21

Ну, и как Ваши слова противоречат моим?
Вы сначала написали, что перерабатывали необлученное топливо. Я привел слова ген.конструктора о 1600 облученных твэлах.
Вы пишете, что процесс разрабатывается на ГХК и ВНИИНМ, я написал, что он будет применяться на СХК и применяться именно в опытно-промышленной фазе. Промышленная фаза начнется, когда вместо БРЕСТ-ОД-300 начнут строить БР-1200 вместе с промышленными же центрами переработки для них, если все получится так, как задумывалось.
Я даже указал, что на БРЕСТ-ОД-300 выдержка будет рекордно низкой по сравнению с другими пристанционными хранилищами - 1 год и указал для чего - чтобы наработанный кюрий мог превратиться в плутоний. А потом его и все остальное будут перерабатывать.
А по поводу Пурекса и Маяка - я привел статью работников Маяка и ВНИИНМ в профессиональном журнале, вы ссылки то смотрите, и они, а не я подтвердили, что на Маяке могут перерабатывать нитридное топливо - оно влезает по размерам в существующие отрезные машины, при рубке ТВС и твэл не горит в среде азота, если выделяет водород при растворении оболочек твэл в азотной кислоте, с этим тоже нашли как бороться (заливают измельченные твэлы водой и только потом добавляют азотную кислоту, иногда в 2 этапа, чтобы процесс растворения не занимал больше 10 часов, т.е. рабочего дня) и все такое прочее. В головном институте  ВНИИНМ разрабатывают оптимальные методы, на Маяке учатся перерабатывать штучно или в небольших объемах, но любой вид ОЯТ (реакторов ледоколов, подводных лодок, атомных крейсеров, РБМК, исследовательских реакторов, вот, в августе должны с помощью специалистов ГХК на Маяке закончить комплекс переработки ОЯТ реакторов АМБ-100, АМБ-200 - первых 2х реакторов Белоярской АЭС, радиоактивные источники с маяков и пр.пр.пр, все, что не ОЯТ ВВЭР перерабатывают на Маяке), в большем объеме учатся перерабатывать на ГХК (на данный момент пока только ОЯТ ВВЭР, которого накопилось, если не совру 13400т, у ОЯТ РБМК другой состав и БРЕСТ-ОД-300 (быстрый реактор и комплексы фабрикации и рефабрикации) и ОДЦ (центр переработки на ГХК, в первую очередь созданный для загрузки топливом БН-800) рассчитан на ОЯТ ВВЭР), т.к. сейчас ОЯТ ВВЭР и РБМК везут именно туда и там, скорее всего, будут строить, если будут промышленный БР-1200 (возможно и на Маяке) - по месту нахождения ОЯТ. И на Маяке и на ГХК пока достаточно много ручной работы, от нее, как Вы правильно заметили, избавляются путем разработки технологии автоматизированной переработки и формирования таблеток. БРЕСТ строят на СХК в том числе из-за остатков топлива, которые надо переработать - металлического урана, оружейного плутония, переданного с Маяка - начальные несколько загрузок будут сформированы именно на них. И только когда запустят завод по переработке и пройдет 3-5 кампаний, БРЕСТ-ОД-300 начнет работать на переработанном топливе.

Не забывайте, что и на СХК и на ГХК и на Маяке были промышленные реакторы по производству оружейного плутония, которые по программе с американцами все до 2010 года заглушены. Их топливо было выгружено и переработано (или продолжает перерабатываться, точно не знаю) на Маяке. Для формирования нескольких (до 5 первых загрузок) и БН-800, и БРЕСТ-ОД-300 и, возможно, БН-1200М и БР-1200 Маяк передает на ГХК уже не годный по срокам хранения оружейный плутоний, СХК передает ГХК ОГФУ,  ГХК формирует таблетки, твелы и ТВСы со свежим топливом (первоначальную загрузку БН-800 делали всем миром - там и Маяк поучаствовал, и ГХК и отраслевые институты именно потому, что завод фабрикации топлива (ЗФТ) для быстрых реакторов на ГХК еще не был построен и выведен на полную мощность - МОКС ТВС было только 100ТВС из 565. МОКС топливо для БН на ГХК делать научились, формировать твелы теперь тоже. В ОДЦ учатся делать таблетки СНУП-топлива. На БРЕСТ-ОД-300 строительство 1 завода фабрикации/рефабрикации началось еще в 2016 году и там оборудование (спроектированное с учетом опыта ГХК) уже давно установлено, может, уже и работать начало, не знаю.
Для производства СНУП-топлива задействованы 4 технологических линии:
- линия карботермического синтеза смешанных нитридов урана и плутония,
- линия изготовления таблеток СНУП-топлива (таким образом, производство таблеток будет реализовано в два этапа),
- линия сборки тепловыделяющих элементов (твэлов),
- линия производства комплектных топливных кассет. 
Этот завод до запуска реактора должен произвести необходимое количество ТВС для нескольких первых загрузок, а после запуска второго завода (который еще не начали даже строить), собственно по переработке ОЯТ с БРЕСТ-ОД-300, со второго на первый будут передаваться выделенные U, Pu, Am, Cm, Np и пр. и таблетки начнут делать уже из них. А из таблеток - твелы и ТВС для 6й, 7й и следующих перегрузок.
А может, на первом этапе сначала отработают СНУП-топливо, и добавки в него минорных актинидов будут отрабатывать еще позже, таких тонкостей не знаю.
В результате у России будет 2 референтных реактора на быстрых нейтронах с разными типами топлива (СНУП и МОКС) и технология утилизации на них минорных актинидов, которую постепенно можно запускать. А когда на ГХК запустят и отработают ИСЖР для сжигания этих минорных актинидов, появится еще один компонент. Все 3 позволят за 100 следующих лет от уже наработанных сейчас и тех, которых наработают в будущем минорных актинидов избавиться, если соблюдать определенную пропорцию, по-моему на 1 БН или БР с пристанционным заводом по переработке строить 3-4 ВВЭР. Тогда количество ОЯТ сначала не будет расти, а потом начнет уменьшаться, и весь накопленный ОГФУ за 50 лет переработают, и потребность в добыче урана уменьшится, а самое главное, разведанных запасов хватит не на 100лет, а на 10000 (в силу того, что урана-235 в природном 0,72-0,73%, а теперь можно будет с помощью быстрых реакторов задействовать весь уран). Вот в этом и заключается "Прорыв" - увеличивается топливная база и уменьшаются отходы и затраты на них.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
  adolfus ( Слушатель )
03 авг 2024 в 22:32

Реактор производит тепло, а МГДГ "на входе" требует кинетическую энергию жидкости -- электролита, жидкого металла, плазмы или неведомой хорошо проводяшей субстанции со свойствами жидкости.
Итак, первая, она же стартовая проблема -- превратить тепло в движение МГД-жидкости, т.е. в кинетическую энергию \frac{1}{2}\rho v^2.
На этом и огстановимся -- как только данная проблема будет решена, насыплем еще дюжину.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 22:44

Фазовый переход из жидкости в пар.
Несколько активных зон по кольцу, поочередно кипятящих расплав, и проталкивающих давлением пара через клапаны расплав в соседнюю остывшую АЗ.
Попутно можно ректификацию попробовать сделать для фоновой очистки расплава.
Вариант кстати и для других реакторов подходит, но кипячение будет больше времени занимать, потому что происходить будет не в объёме, а теплопередачей.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 22:57

Это сразу резко повышает давление. Жидкий свинец или эвтектику свинец-висмут, или соли в жидкосолевых реакторах используют для повышения температуры теплоносителя (и за счет этого КПД), но и для отказа от кипения, чтобы понизить давление в реакторе. И сейчас нет подходящих материалов. Температура кипения свинца 1749С.
Современные реакторы рассчитывают на 60-90 лет эксплуатации. При этом вспомогательное оборудование могут за это время несколько раз поменять. Пока не умеют делать настолько надежные клапаны. Вы не забывайте, там еще и радиация, каждую секунду нейтроны выбивают атомы из кристаллической решетки. При превышении определенного предела тот или иной материал охрупчивается, все может растрескаться или рассыпаться.
МГД генераторы возможно, используются или могут использоваться в космических реакторах, и то при условии наличия неограниченного рабочего тела (если такой реактор прицепится к астероиду или планете и начнет превращать его в плазму). А в условиях ограниченного - просто греют пластик, он испаряется, пары в одну сторону, спутник в другую. Но это все для небольших масс и небольшого, но длительного ускорения.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:01

Возможно вместо клапанов прокатит какая-нибудь гидродинамически несимметричная форма.
Или тепловое расширение трубки (как от протекающего расплава, так и от несимметрично изолированного излучения активной зоны).
В крайнем случае, поскольку параллельных трубок должно быть несколько (во избежание критичности внутри них), можно предусмотреть поочередный вывод их на замену клапана без остановки станции.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:12

Тепловое расширение трубки, а потом сжатие - циклические напряжения. Самые опасные. Вы в детстве металлическую или алюминиевую проволоку рвали? А сломать, несколько раз перегнув, наверняка, у Вас получалось.

Кстати. Все ухищрения со СНУП-топливом (смешанным нитридным уран-плутониемвым топливом) как раз и делаются, чтобы избежать в Водо-водяном реакторе паро-циркониевой реакции, когда при остановке аварийного охлаждения температура поднимается выше точки кипения воды, вода превращается в пар, потом идет дальнейший нагрев и как раз тоже в районе 1700С пар с цирконием, входящим в состав оболочек твелов с обычным топливом, взаимодействует, с образованием водорода. А водород имеет большую проницаемость и окисляется со взрывом.
Кроме того, при кипении труднее следить за реактивностью активной зоны, поэтому большая часть построенных в мире реакторов - водо-водяная (PWR), а не кипящие реакторы (BWR).

Проблема с повышением КПД может быть решена повышением температуры теплоносителя, например, в газовых реакторах с углекислым газом или гелием (там 800С и выше) и использованием теплоносителя после турбины, например, для отопления или в промышленности, как планировалось в Советском Союзе в Воронеже и Нижнем Новгороде, а воплотилось на 3 и 4 блоке Тяньваньской АЭС (по российскому дизайну ВВЭР-1000). Там пар с 20240619 от 2 контура 3 и 4 блоков поставляется к нефтехимическому заводу в Ляньюньган с расходом 600 т/ч при давлении 1,8 МПа на 23.36км.  В год получится 4,8 млн.т пара.
  • +0.02 / 1
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:26

Кстати, одноразовый клапан/затычку можно отливать каждый раз по месту из того же расплава, охлаждая его.
Не исключено, что можно заставить и МГД-генератор магнитной пробкой поработать после рабочего хода.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:34

Кто будет этим заниматься? Демон Максвелла?Улыбающийся
Трубопроводы 2 контура находятся в верхней трети корпуса реактора. Там температура выше, т.к. плотность нагретого тела в условиях земной гравитации меньше плотности не нагретого. За счет этого более теплое всплывает вверх.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:39

Не понял вопроса. В обсуждаемой схеме трубы подходят снизу - чтобы пар выталкивал жидкость в трубы.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra
03 авг 2024, 23:46:56
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit
03 авг 2024, 23:49:45
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra
03 авг 2024, 23:58:05
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit
04 авг 2024, 00:01:29
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra
04 авг 2024, 00:24:12
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  GrinF
04 авг 2024, 12:20:29
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra
04 авг 2024, 21:04:41
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:30

Так если у нас АЗ работает в пульсирующем режиме, пусть сама за собой и следит. Есть жидкая фаза - есть замедление нейтронов, есть критичность. Вскипятили, жидкость вытолкнули  - критичность пропала.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:39

Пульсирующий режим - самый неэкономный. Самый надежный и с максимальным КПД - режим работы на мощности. И оборудование чаще из строя выходи, и выгорание топлива ниже. Эксперименты с вариацией нагрузок в Росатоме не от хорошей жизни, а из-за того, что нет постоянного потребления. Промышленность растет медленно.
Но если отработают технологию, например, производства и хранения водорода, тогда во время снижения нагрузки АЭС будут вырабатывать водород без снижения мощности.
Все энергетики стремятся к увеличению КИУМ - коэффициента использования установленной мощности. Чем он ближе к 100%, тем эффективнее работает станция.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit ( Слушатель )
03 авг 2024 в 23:41

Так-то обсуждение стартовало от ЖСР, там не бывает неравномерного выгорания топлива, оно перемешивается постоянно.
ЦитатаВсе энергетики стремятся к увеличению КИУМ - коэффициента использования установленной мощности. Чем он ближе к 100%, тем эффективнее работает станция.

Например самые крупные суда имеют в качестве ГЭУ ДВС (цилиндры которого работают в импульсном режиме), а вовсе не турбины.
Если использовать ваш подход, у них КИУМ 0,25?Улыбающийся
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  tigra
03 авг 2024, 23:54:09
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Luddit
03 авг 2024, 23:58:57
  • Загрузить
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  GrinF
04 авг 2024, 12:10:14
  • Загрузить
 
<< Краснодон
МИД Германии >>