?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry

...или ликбез про Замкнутый Ядерный Топливный Цикл (ЗЯТЦ).


Две самых перспективных и одновременно критикуемых концепция ядерной энергетики - это управляемый термояд и замыкание ядерного топливого цикла. Шестьдесят с лишним лет прошло с появления этих энергетических идей, но первая из них так и не сняла лабораторный халат, а вторая осталась в виде единичных опытов “попробовали и бросили”. Но если термоядерная энергетика - это особая история, с коварством природы и слабостью человека в сюжете, то ЗЯТЦ пребывает в зачаточном состоянии по совсем другим причинам.


Таблетки из смеси диоксида урана и плутония - основа сегодняшнего ЗЯТЦ


Идея ЗЯТЦ заключается в том, что бы научится извлекать энергию из неиспользуемых на данный момент урана-238 или тория-232. В них содержится столько же энергии, сколько и в “работающем” в реакторах сегодня U235 - грубо говоря 150 кВт*ч (месяц потребления средней квартиры) электроэнергии на 1 грамм металла. Однако в природном уране всего 0,7% U235 (из которых нам достается 0,5%, остальное идет в отвал при разделении изотопов), и 99,3% того самого U238. Если бы можно было использовать двести тридцать восьмой уран, это расширило бы запасы ядерного топлива в 200 раз. И в этом залючена первая проблема ЗЯТЦ - в мире нет какой-то особой срочной потребности в расширении запасов топлива, его хватает в силу стагнации общей мощности АЭС.


Камера сборки МОКС тепловыделяющих сборок для реактора БН-800. Стены и оборудование из нержавейки, роботизация и герметичность - типичные составляющие подобных производств.


Каким образом в ЗЯТЦ собираются использовать энергию урана 238? Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию деления, необходимую для извлечения энергии. Но, оказывается, путем поглощения одного нейтрона, он может превратиться в плутоний-239, который уже поддерживает цепную реакцию. На наше счастье, при делении U235 и Pu239 из них “выпадает” два-три нейтрона и если один идет на продолжение цепной реации, то второму “лишнему” можно найти полезное примерение: потратить на конверсию U238 во что-то делящееся (напр. в Pu239). Таким образом складывается концепция замыкания - “жжем” плутоний в реакторе, попутно получая из U238 новый плутоний.


В отработавшем ядерном топливе всего 3-5% радиоактивных продуктов деления, которые нужно захоранивать, а остальное (несколько упрощая) вполне можно пустить в новый цикл.


Минимальный ЗЯТЦ получается состоящим из трех элементов:


  1. Реактор


  2. Фабрика переработки облученного ядерного топлива


  3. Завод по изготовлению свежего топлива с делящимися материалами полученными в пункте 2.



Где начинается ЗЯТЦ?


А где начинается обруч? Для простоты изложения допустим, что театр начинается с вешалки ЗЯТЦ начинается в реакторе. Реактор это то место, где происходит извлечение энергии и нейтронов из делящихся материалов. “Запасные” нейтроны поглощаются специальным стартовым материалом, после чего он превращается в новый делящийся, воспроизводя его расход. Традиционная пара делящегося и стартового материала - плутоний Pu239 и уран U238, но есть и несколько других вариантов, например вместо искусственного материала Pu239 можно использовать традиционное топливо U235, а превращение U238 в Pu239 называть конверсией, а не воспроизводством. Конструкций реактора, в котором кроме распада делящегося материала идет и наработка нового, множество - они могут быть как быстрыми, так и тепловыми (в случае пары U233 - Th232). Уже на этом этапе несложно запутаться в обилиях развилок ЗЯТЦ, а мы еще и не начали рассматривать разные варианты химии топлива!


Типичные схемы ЗЯТЦ. И это очень укрупненно!


Более менее традиционные варианты реактора-размножителя из предыдущего абзаца предусматривают физическое разнесение зон деления и воспроизводства. Поскольку, опять же, традиционно, активную зону набирают из специальных кассет, получается, что после топливной кампании, скажем, раз в год, мы извлекаем из реактора облученное ядерное топливо, в части которого у нас делящегося материала стало меньше, а в части - сильно больше.


Российские разработчики ЗЯТЦ ключевым элементом сейчас видят реактор БН-1200. Плутоний будет браться из переработанного ОЯТ реакторов ВВЭР и РБМК, что решает проблему его хранения.


Почему этот наработанный делящийся материал (ДМ) нельзя использовать сразу в реакторе? В основном по технологическим причинам - он находится внутри изолирующих элементов (твэлов), которые имеют определенный ресурс нахождения внутри активной зоне. Кроме того, та часть ДМ, которая делилась с выработкой энергии и нейтронов, оставляет после себя продукты деления, которые являются нейтронными ядами и постепенно ухудшают характеристики реактора.


Крупнейший в мире завод по переработке ОЯТ - французкий La-Haug, способный перерабатывать ОЯТ от 90 энергоблоков, все европейское топливо.


Зёрна от плевел. Переработка.


Далее это топливо необходимо переработать и разделить:


  1. металлические пассивные конструкции кассеты


  2. стартовый материал (U235, U238)


  3. продукты деления


  4. наработанный материал (Pu239)


  5. остаточный делящийся материал.



Традиционно, этим занимаются радиохимические заводы, например “Маяк”. И если вариантов реакторов-размножителей есть примерно десяток, то технологических вариантов переработки точно больше сотни.



Например, так выглядит весьма передовой процесс переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-300, который выполняется прямо на АЭС. Под словом "пиро" тут понимается адский процесс электролиза расплава ядерного топлива в кадмии.

Начнем с того, что важен вид топлива, который работает в реакторе. Это может быть как и металлический уран и плутоний (или сплав с цирконием, молибденом и т.п. и т.д), так и химическое соединение: оксид, нитрид, карбид - т.е. соединение урана и плутония с кислородом, азотом, углеродом и т.д. В традиционной энергетике используется оксид урана UO2, обладающий некоторыми удобными характеристиками (например по удержанию в себе газообразных продуктов деления ксенона, гелия и йода). Химия топлива определяется нейтронно-физическими требованиями от реактора размножителя и определяет в свою очередь технологию, которая будет использоваться на заводе по переработке ОЯТ. Традиционно и относительно широко используется переработка ядерного топлива в виде растворов в азотной кислоте, или PUREX-процесс. Самый технологически простой (от этого не менее адский) PUREX был разработан с целью извлечения оружейного плутония из ОЯТ военных реакторов-наработчиков еще на заре атомной эпохи.


Кстати, PUREX можно сделать и дома.


Однако в перспективе ЗЯТЦ радиохимики хотели бы отойти как от оксидного топлива перейдя на карбид или нитрид (точнее смесь карбидов/нитридов плутония и урана), так и от жидкосной радиохимии, переключившишь на переработку в виде расплавов солей или даже ионизированного газа (!). С одной стороны такой переход дает заметные бонусы к всему проекту ЗЯТЦ, например при работе на нитриде реактор можно сделать без зон воспроизведения (а значит двух схем переработки ОЯТ), а переработка тонны ОЯТ не будет оставлять за собой десятков кубометров жидких радиоактивных отходов. С другой - приходится решать одновременно гигантский круг вопросов, как по реактору, так по переработке ОЯТ и еще и по фабрикации свежего топлива, о которой мы поговорим чуть ниже.


Разное оборудование, с помощью которого выполняется переработка ОЯТ. После отладки оно навсегда покидает мир людей, что бы работать в герметичных камерах, а затем стать радиоактивными отходами и быть захороненным.


А вот проектируемое оборудование, которое будет перерабатывать "горячее" ядерное топливо в виде расплавов

Именно на нитридном топливе базируется проект ЗЯТЦ  “Прорыв”, предусматривающий быстрый реактор со свинцовым теплоносителем и пристанционную безжидкосную переработку-фабрикацию топлива. Такой набор технологий очень сильно относит “Прорыв” от мейстримового ЗЯТЦ, в котором реактор - натриевый, топливо - оксидное, а переработка - жидкостная, поэтому смешивать, например завод по производству нитридного топлива, который сейчас строят в Северске и БН-800 нет никакого смысла - это как две параллельные линии.



Вот, например опытная линия, на которой можно производить до 20 килограмм в месяц таблеток из смеси урана, плутоний и нептуния. Т.е. линия внутри, а мы видим только защитные боксы, в которых она находится в бескислородной и безводной атмосфере.

Третья нога ЗЯТЦ. Фабрикация топлива


Фабрикация - это сборка топливных кассет (ТВС) из каркаса, ТВЭЛов, предварительно набитых урановым топливом (обычно в форме таблеток). Разумеется каждый реактор в мире, не задумывающийся о ЗЯТЦ, потребляет каждый год эти ТВС, поэтому фабрикация - хорошо освоенный промышленный процесс. который включает в себя технологически тонкие этапы размола порошка UO2, прессования этого порошка в таблетки, спекания таблеток.


Так вот, фабрикация топлива для ЗЯТЦ ломает все широкие промышленные традиции заводов ТВС. Во-первых, собираемая из остатков облученного ядерного топлива ТВС радиоактивна, значит все процессы должны происходить без участия людей. Во-вторых, порошок оксида плутония отличается от урана. В третьих, если мы все же решились вместо оксидов использовать нитриды или карбиды урана-плутония, то нас ждет неприятное открытие - они самовоспламеняются на воздухе или в присутсвии влаги. Значит размол-прессование-спекание придется вести в изолированных боксах, наполненных сухим азотом.



Например, справа в кадре бокс, где стоит пресс, изготавливающий МОКС-таблетки для ТВС БН-800

Как итог, фабрикация топлива в ЗЯТЦ оказывается не менее важной и столь же непростой, как два предыдущих этапа.


Итогом “правильного” замыкания должно стать потребление стартового материала (U238 или Th232) на заводе фабрикации ТВС, выработка электричества реактором и поток высокорадиоактивных отходов (продуктов деления и некоторых технологических абсорбентов) от фабрики переработки ОЯТ. Материальный балланс всего этого будет весьма невелик - для гигаваттного реактора понадобится порядка 2,5 тонн U238 в год и приблизительно столько же будет получатся осколков деления, которые придется захоранивать на десятки тысяч лет.


Существует так же и любимый публицистами вариант ЗЯТЦ, в котором в каждом цикле оборота вещества в реакторе получается больше делящихся материалов, чем загружали - ЗЯТЦ с расширенным воспроизводством. К нему есть важный термин “время удвоения топлива”, т.е. срок, за которой в замкнутой системе из двух фабрик и реактора плутония становится в два раза больше и можно запустить еще один блок. Для рассматриваемых вариантов этот срок обычно лет 30, что в устах некоторых превращается в главных недостаток ЗЯТЦ: количество стартового плутония ограничено и с таким временем удвоения построить, скажем, 100 гигаватт быстрых реакторов можно лет за 100 и не быстрее. Однако не стоит забывать о тысячах тонн U235, который сейчас лежит в составе природного урана где-то в породах оконтуренных месторождений, а так же о последнем ключевом моменте ЗЯТЦ, который надо знать.


В 2020 году планируется запуск завода по переработке ОЯТ (ОДЦ) от РБМК-1000 и ВВЭР-1000.


ЗЯТЦ - уже сегодня


Этот момент довольно прост - ЗЯТЦ давно существует и работает. Правда он не полноценный, а эдакий “полуЗЯТЦ”, но технологически все на своих местах. Речь идет о MOX топливе и переработке ОЯТ обычных энергетических (обычно с водой под давлением и тепловым спектром нейтронов) реакторов. На сегодня эта практика наиболее широко используется Францией, перерабатывающей топливо с ~100 гигаватт реакторов со всей Европы и фабрикующей ТВС с выделенным из ОЯТ плутонием для загрузки в эти же реакторы. Тут есть все элементы - реакторы, работающие на уран-плутониевом топливе (собственно МОХ - это и есть Mixed Oxides - смешанные оксиды плутония и урана), переработка ОЯТ с накопившемся в результате облучения стартового U238 плутонием, фабрикация из этого плутония новых MOX-ТВС. Более того, у Франции есть уникальный опыт фабрикации ТВС из плутония, который нарабатывался в MOX-ТВС, т.е. удвоение использования энергии природного урана.



Ну и конечно не надо забывать небольшое производство МОКС-топлива для БН-800, запущенное на ГХК в этом году. В кадре автоматическая приварка головки ТВС к пучку твелов.

Почему же это “НедоЗЯТЦ”? Тепловые реакторы обладают слишком “неправильным” спектром нейтронов, поэтому на каждый акт деления приходится всего 0,4-0,5 наработанных атомов. Кроме того, в таком спектре в плутонии появляются не только целевые изотопы 239 и 241, но и нейтронные яды 240, 242, а в уране нарабатывается такой же яд U236. Получается, что стартовый материал и целевой деляющийся материал в реакторе на тепловом спектре слишком “грязный” и его слишком мало, что бы поддерживать цикл, поглощая только U238.


Тем не менее, ОЯТ тепловых реакторов содержит примерно 20% от стартового содержания U235 (коэффициент конверсии - 0.4-0.5, но часть сгорает в реакторе в ходе работы). Перерабатывая ОЯТ 100 гигаваттных реакторов французы получают возможность загрузить 15 гигаватт мощностей “на халяву”, не тратя природный уран. Хотя на самом деле эти “халявные MOX-ТВС” обходятся в три раза дороже, чем сделанные из обогащенного природного урана, для французов важнее возможность не заниматься хранением гигантского количества ОЯТ своих реакторов (как это происходит в США, где хранится почти 100 тысяч тонн ОЯТ), а захоранивать относительно небольшой объем продуктов деления.


Важная иллюстрация пользы переработки ОЯТ: доля радиотоксичности разных компонент с годами. Видно, что если отделить плутоний, уран и минорные актиноиды, радиотоксичность топлива сильно снижается, особенно через 100 лет. Непереработанное ОЯТ же придется хранить сотни тысяч лет.


Подводя итог под ликбезом по ЗЯТЦ хочется сформулировать основные тезисы:

1. ЗЯТЦ вполне себе существует и наличие/отсутствие быстрых реакторов - маленькая деталь на большом полотне. Сегодня ЗЯТЦ внедряется не потому что уран закончится в ближайшее время а что бы сократить объем захораниваемых
радиоактивных отходов.

2. Топливо, полученное в цикле ЗЯТЦ, сегодня в три раза дороже полученного из природного урана, что является важнейшим тормозом на пути замыкания цикла. Вторым важным аспектом является проблема возможного распространения по планете вместе с ЗЯТЦ ядерного оружия.

3. ЗЯТЦ имеет потенциал улучшения с переходом на новые химии и техпроцессы (в чем состоит базис проекта “ПРОРЫВ”), но этот переход требует много НИОКР и строительства.

Comments

( 62 comments — Leave a comment )
egh0st
Dec. 27th, 2015 03:16 pm (UTC)
всё это хорошо конечно.... Но где же гибриды?

по идее они решают тот же набор задач как и те что призван решать ЗЯТЦ....
tnenergy
Dec. 27th, 2015 03:54 pm (UTC)
Гибриды в соответствующей, еще не написанной, статье. Всех задач ЗЯТЦ они не решают (хотя ториевый цикл с гибридами - да), и очень, очень бумажные пока.
(no subject) - Ilya Smirnov - Dec. 27th, 2015 06:06 pm (UTC) - Expand
(no subject) - bash_m_ak - Dec. 27th, 2015 06:29 pm (UTC) - Expand
(no subject) - egh0st - Dec. 27th, 2015 11:43 pm (UTC) - Expand
bmpt
Dec. 27th, 2015 03:39 pm (UTC)
Можно ли за счет наработанного топлива снизить частот
загрузки-выгрузки из реактора? Есть данные по распределению полезных продуктов реакции по длине сборки?
tnenergy
Dec. 27th, 2015 03:56 pm (UTC)
Re: Можно ли за счет наработанного топлива снизить част
Топливо в современных реакторах перегружаю, не потому что оно выгорело (твс стоит в реакторе 3-5 перегрузок), а для равномерного распределения реактивности, выгорания и т.п. по позициям. Максимум наработки по оси сборки - в торцах, где обрывается цепная реакция.
pz_true
Dec. 27th, 2015 04:35 pm (UTC)
Интересно, а если взять реактор. Набить его торием и/или ураном 238. И запустить в косомс? Там всякие нейтроны летают, туда сюда.
Путь так сказать на внешней подпитке работает?
tnenergy
Dec. 27th, 2015 04:38 pm (UTC)
В силу небольшого периода полураспада нейтрона, в космосе можно найти только те, которые образовались в близких ядерных реакциях. Поток их будет ничтожен. Впрочем, если у вас есть возможность подождать миллиард лет, то может и получится :)
(no subject) - pz_true - Dec. 27th, 2015 04:41 pm (UTC) - Expand
kolictrat189
Dec. 27th, 2015 04:39 pm (UTC)
Идея ЗЯТЦ заключается в том, что бы научится извлекать энергию из неиспользуемых на данный момент урана-238

. Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания ядерной реакции в активной зоне реактора внешние нейтроны с энергией > 105 эВ. В качестве основного топлива используется 238U.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы. В 1960—80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран.


кто нибудь вам уже сказал,что вы идиот?
tnenergy
Dec. 27th, 2015 04:42 pm (UTC)
Ну, пока идиотом выглядите вы, написав про "основное топливо U238".
(no subject) - kolictrat189 - Dec. 27th, 2015 04:47 pm (UTC) - Expand
(no subject) - Ilya Smirnov - Dec. 27th, 2015 06:05 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 27th, 2015 06:13 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 27th, 2015 06:16 pm (UTC) - Expand
gamov_lexo
Dec. 27th, 2015 05:55 pm (UTC)
ничего не понял, но жутко интересно!
(no subject) - Илья Богомолов - Dec. 27th, 2015 11:01 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 29th, 2015 06:51 am (UTC) - Expand
(no subject) - b_my - Dec. 30th, 2015 04:10 pm (UTC) - Expand
Ilya Smirnov
Dec. 27th, 2015 06:03 pm (UTC)
Когда будет реализована полная модель ЗЯТЦ, при должном уровне обеспечения интеллектуальной и правовой собственности, наши атомщики будут носителями ключевых ноу-хау. Как не крути, ископаемый уран - ещё 50-70 лет и всё.
Так что необходимость смены технологической платформы атомной энергетики - вопрос средней переспективы
tnenergy
Dec. 27th, 2015 06:13 pm (UTC)
>наши атомщики будут носителями ключевых ноу-хау.

На сегодня мы лидеры по большинству направлений. Но тренд не очень, конечно. Надо еще усиливать темп...

>Как не крути, ископаемый уран - ещё 50-70 лет и всё.

Я бы поостерегся ванговать. Нефть по прогнозам уже давно закончилась.
(no subject) - vikshevchenko - Dec. 29th, 2015 12:00 am (UTC) - Expand
(no subject) - 213291 - Dec. 29th, 2015 10:23 pm (UTC) - Expand
mikhai1_t
Dec. 27th, 2015 06:57 pm (UTC)
Может быть интересное направление именно в безопасной утилизации отходов прочих государств ?
tnenergy
Dec. 28th, 2015 06:17 am (UTC)
У Французов половина загрузки завода именно иностранным ОЯТ. Они на этом зарабатывают несколько миллиардов евро в год. Вещь весьма прибыльная и перспективная, имхо.
(no subject) - vladimir690 - Jan. 4th, 2016 03:28 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Jan. 4th, 2016 04:31 pm (UTC) - Expand
2born
Dec. 27th, 2015 08:06 pm (UTC)
Большое спасибо!!!
antonsidorow
Dec. 27th, 2015 09:35 pm (UTC)
быстрый реактор со свинцовым теплоносителем это действительно что-то новое, а то жидкий натрий - прямо скажем доверия не внушал.
shiroky_vzglyad
Dec. 28th, 2015 05:50 am (UTC)
В атомной энергетике есть понятие - референтность. То есть опыт промышленной эксплуатации, т.е. не моделирования, испытаний на стендах, а действующей реакторной установки. Вот у БН он есть, а в случае с парой свинец-висмут - пока только концепция
(no subject) - tnenergy - Dec. 28th, 2015 06:16 am (UTC) - Expand
(no subject) - b_my - Dec. 30th, 2015 04:13 pm (UTC) - Expand
smartgrinder
Dec. 28th, 2015 11:08 am (UTC)
Глядя на первую картинку сразу мысль - а не %%анет?
de__novo
Dec. 28th, 2015 08:07 pm (UTC)
без имплозии - нет. а конкретно эти и с имплозией только разогреются сильнее.

Edited at 2015-12-28 08:08 pm (UTC)
(no subject) - smartgrinder - Dec. 28th, 2015 09:07 pm (UTC) - Expand
(no subject) - de__novo - Dec. 28th, 2015 09:34 pm (UTC) - Expand
(no subject) - b_my - Dec. 30th, 2015 04:17 pm (UTC) - Expand
(no subject) - filos0v - Jan. 23rd, 2016 11:43 am (UTC) - Expand
savechenkov
Dec. 28th, 2015 10:09 pm (UTC)
>адский процесс электролиза расплава ядерного топлива в кадмии
Это можно прочитать как "электролиз расплавленного кадмия, в котором растворено топливо" ;)
Полагаю, речь идёт об обычном электорафинировании, когда металл растворяется в обычном водном растворе, будучи (+) в электролитической ванне. Всю электротехническую медь т.о. уж лет сто как очищают.
И таки да, на картинке упомянут цинк, а не кадмий ;)
tnenergy
Dec. 29th, 2015 06:56 am (UTC)
>Полагаю, речь идёт об обычном электорафинировании, когда металл растворяется в обычном водном растворе, будучи (+) в электролитической ванне.

Только не металл в воде, смесь нитратов а в кадмии.

>И таки да, на картинке упомянут цинк, а не кадмий ;)

Один аппарат цинком растворяет оболочку твэла и отделяет летучие и газообразные продукты деления от основной массы СНУП и ПД. Дальше все это электрорафинируется в виде расплава с кадмиевым катодом. Где-то была презентация с подробностями, после НГ могу поискать.
(no subject) - savechenkov - Dec. 29th, 2015 02:27 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 29th, 2015 03:28 pm (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Dec. 29th, 2015 04:00 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 3rd, 2016 11:14 am (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Dec. 3rd, 2016 07:05 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 3rd, 2016 08:32 pm (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Dec. 4th, 2016 02:03 am (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Dec. 29th, 2015 03:30 pm (UTC) - Expand
pa3_the_dog
Dec. 30th, 2015 01:29 pm (UTC)
В связи с острым кризисом, вызванным угрозой истощения урановых и ториевых залежей на Земле и Луне, редакция считает полезным призвать к самому широкому распространению информации, содержащейся в этой статье.

Недавно найденный сразу в нескольких местах уголь (черные, окаменевшие остатки древних растений) открывает интересные возможности для создания неядерной энергетики. Некоторые месторождения несут следы эксплуатации их доисторическими людьми, которые, по-видимому, употребляли уголь для изготовления ювелирных изделий и чернили им лица во время погребальных церемоний.
Возможность использования угля в энергетике связана с тем фактом, что он легко окисляется, причем создается высокая температура с выделением удельной энергии, близкой к 0,0000001 мегаватт-дня на грамм. Это, конечно, очень мало, но запасы угля, по-видимому, велики и, возможно, исчисляются миллионами тонн.
Главным преимуществом угля следует считать его очень маленькую по сравнению с делящимися материалами критическую массу. Атомные электростанции, как известно, становятся неэкономичными при мощности ниже 50 мегаватт, и угольные электростанции могут оказаться вполне эффективными в маленьких населенных пунктах с ограниченными энергетическими потребностями.

...
:)
tnenergy
Jan. 4th, 2016 05:19 pm (UTC)
Кстати, говорят на Луне и вообще в солнечной системе с урановыми и ториевыми месторождениями не очень. Земля в этом плане имеет уникальную ситуацию.
есть же вариант - pa3_the_dog - Jan. 4th, 2016 11:24 pm (UTC) - Expand
millord
Mar. 16th, 2016 12:51 pm (UTC)
А почему те самые 3-5% обязательно нужно захоранивать.
Что мешает, сделать, допустим в скальном основании, где ни будь на севере, ёмкость, куда их сбрасывать помаленьку, так, чтобы быть недалеко от критической массы, но не превышая её, поддерживая тем самым цепную реакцию на заданном уровне, ну и греться за счёт этого?
tnenergy
Apr. 23rd, 2016 03:32 pm (UTC)
>чтобы быть недалеко от критической массы, но не превышая её, поддерживая тем самым цепную реакцию на заданном уровне, ну и греться за счёт этого?

Потому что цепная реакция экспоненциально неустойчивая, и добиться контролиемого энерговыделения можно только в более сложных, чем "куча" конструкциях. Второй момент - в ВВЭРах через топливо прокачивают порядка 15 кубометров воды в секунду для охлаждения, вода идет на скорости 10 метров в секунду, емпни. Очевидно, что в "куче" это не сделать, а значит мощность будет гораздо меньше.

Наконец, вам надо придумать какие-то барьеры распространения летучих и газообразных высокорадиоактивных продуктов деления.

Короче, итогом поиска разнообразных решений попроще стали современные реакторы нескольких распространенных типов.
(no subject) - millord - Apr. 24th, 2016 03:34 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Apr. 24th, 2016 05:15 pm (UTC) - Expand
(no subject) - millord - Apr. 24th, 2016 07:18 pm (UTC) - Expand
(no subject) - curonian - May. 23rd, 2016 09:14 am (UTC) - Expand
avpetrenko
Oct. 8th, 2016 01:12 pm (UTC)
Спасибо за статью! Интересно, а есть ли какие-то подробные исследования масштабируемости плутониевого цикла по сравнению с ториевым на значительные в масштабе цивилизации мощности вроде 10-100 ТВт? Реально ли это? Есть ли идеи как контролировать потоки в тысячи тонн плутония, чтобы даже несколько килограмм не пропали в неизвестном направлении? Действительно ли ториевый цикл в этом смысле гораздо безопаснее?
tnenergy
Oct. 8th, 2016 01:26 pm (UTC)
>Спасибо за статью! Интересно, а есть ли какие-то подробные исследования масштабируемости плутониевого цикла по сравнению с ториевым на значительные в масштабе цивилизации мощности вроде 10-100 ТВт?

Я думаю - нет, потому что не видны с ходу проблемы технологического характера, которые бы помешали тут. На такой масштаб потребуется от 9 до 90 тысяч тонн урана, при том, что геологически доступно (без моря) - ну, 12-18 млн тонн (ресурсы - 27 млн). Т.е. это сотни лет.

>Есть ли идеи как контролировать потоки в тысячи тонн плутония, чтобы даже несколько килограмм не пропали в неизвестном направлении?

Нет идей с гарантированной реализацией.

>Действительно ли ториевый цикл в этом смысле гораздо безопаснее?

Ториевый цикл ничем не отличается в плане безопасности - роль плутония тут играет U233 - делящийся материал, который получают из тория. Поклонники тория обещают, что он будет непригоден для создания ЯО, если профилировать наработку так, что бы было много U232 в этом уране, но это примерно то же самое, что и с энергетическим плутонием сейчас - имеет и свои очевидные минусы.
(no subject) - avpetrenko - Oct. 8th, 2016 04:34 pm (UTC) - Expand
( 62 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

October 2017
S M T W T F S
1234567
891011121314
15161718192021
22232425262728
293031    
Powered by LiveJournal.com