На афтершоке много обсуждают атомную энергетику и ее будущее - быстрые реакторы, работающие на плутонии (тория в этом обзоре касаться не будем). Я хочу рассказать о малоизвестных аспектах замыкания.
Как известно, ядерная физика подарила нам возможность создать реактор, который при работе может превращать не поддерживающий цепную реакцию U238 в Pu239, т.е. сжигая делящийся материал нарабатывать новый. Более того, в специально сконструированном реакторе нарабатываться материала может больше, чем расходываться. Коэффициент, показывающий соотношение наработанного материала к затраченному называется Кв (воспроизводства). Теоретически, Кв может принимать значения вплоть до ~2, в реальных же быстрых реакторах, которые должны еще и электроэнергию вырабатывать он скорее всего попадет в диапазон 1.1-1.3 (современные варианты) 1.4-1.5 (перспективные).
Рассмотрим поподробнее, что такое воспроизводство топлива, на примере БН-1200. Итак, у БН-1200 кампания топлива (время между частичными перезагрузками) - 1 год, каждая ТВС находится в реакторе 4 лет, постепенно выгорая и еще один год во внутриреакторорном хранилище. После чего ТВС извлекается, отмывается и отправляется в бассейн выдержки. В бассейне ей придется простоять, судя по французкому опыту 3-4 года. После этого ее можно переработать, извлечь оставшийся и вновь наработавшийся плутоний. Кроме такой сборки есть еще сборки боковых экранов воспроизводства, которые имеет смысл извлекать каждый год, выстаивать еще 4 года и так же перерабатывать.
Вся эта информация позволяет нам прикинуть цикл плутония: каждый год мы загружаем Х кг. плутония в реактор и извлекаем 1 Х начиная со второго года работы и 1.2Х начиная с 5ого (для БН). Но извлекаем в виде сборок, для того, что бы засунуть обратно, мы должны еще подождать 4-5 лет, пока сборки "остынут" и еще где-то полгода на переработку и фабрикацию новых сборок.
Таким образом получается, что за первые 5 лет мы вложим в реактор 5Х плутония, затем за счет воспроизводства нам начнется возвращаться плутоний темпом 0.2Х в год. Получается, что при работе реактора размножителя плутония на следующий реактор мы накопим аж за 25 лет работы первого! Осталось добавить, что для БН-1200 Х=2.1 тонны плутония, а в целом необходимый инвертарь плутония на каждый пускаемый блок - ~10 тонн.
Рис. 1. Гибридный замкнутый цикл с БН-1200 и ВВЭР-1200.
Получившееся время удвоения топлива - 25 лет, характеризует темп, с которым мы можем строить новые блоки. Количество блоков, которое мы сможем построить за T лет будет равно N = A*2^(T/D), где N - количество, A - стартовое количество блоков, которое зависит от инвертаря плутония на момент начала строительства, а D - как раз время удвоения топлива.
Критично важной величиной становится величина стартового запаса плутония. Ситуация для России оценивается так:
- 92 тонны оружейного плутония находятся в боеголовках и стратегическом резерве
- 34 тонны мы должны по договору с США уничтожить путем сжигания в БН-800. (тема для отдельного большого поста, очень много нюансов)
- ~50 тонн плутония разного качества было выделено из ТВС разных реакторов
- ~100 тонн плутония находится в отработанном топливе РБМК и ВВЭР-1000, которое сейчас перерабатывать экономически нецелесообразно.
По поводу последнего хотелось бы отметить, что в современном реакторе с глубоким выгоранием нарабатывается плутоний, богатый четными изотопами (Pu-240, Pu-242, до 40%), которые не делятся и сильно ухудшают качество плутония, как топлива. Поэтому приходится последнюю цифру (100 тонн) половинить.
Итак, мы можем сказать, что на 2020 год в России будет ~150 тонн плутония. Это позволит построить ~20 реакторов БН-1200. Я сделал простенькую модель воспроизводства плутония, на чуть более оптимистичных установках, и получил, что развиваясь от 150 тонн 360ый блок БН-1200 (из известного расчета) мы сможем позволить себе на 74 год развития.
Более того, серьезные исследователи из Курчатовского института Н. Пономарев-Степной и В. Цибульский, эту модель построили гораздо более внимательно, и получили вот такой график (слева - 2100 год, а не 2010):
Ну что, есть идеи, как победить такой график?
Комментарии
>А откуда данные о КВ для БН-1200? Я вот, допустим, предполагаю, что этот показатель будет ближе к 1,3, а разработчик, "ОКБМ Африкантов", обещает КВ = 1,45 (на смешанном нитридном топливе). Кому верить будем?
Это он где обещает? Вон выше слайд зацените...
>И чё, эта ситуация навечно? Эксперименты по производству новых видов топлива не ведутся?
Так все учитывают эти тонны в расчетах.
>Кроме 100т. плутония там содержится ещё куча полезных для именно для быстрых реакторов изотопов
Например каких? И в каком количестве?
>На кой, простите, нам "французский опыт"?
На секундочку, самые большие профессионалы в переработке ОЯТ.
>Они работают с материалами "обычных" реакторов (разница принципиальная), а опыта эксплуатации промышленных БН-реакторов, как и опыта работы с полученным на них ОТ нет ни у кого в мире, кроме нас.
Ну да, названия "Феникс" , "Суперфеникс" вам ничего не говорят?
>И посмотрим, чего ещё будет с БРЕСТ-ОД-300.
Это не реактор-размножитель, Кв 1.05. Он просто работает всю жизнь на стартовой загрузке, перерабатывая его прямо на станции, в этом его фишка.
"Это не реактор-размножитель, Кв 1.05. Он просто работает всю жизнь на стартовой загрузке, перерабатывая его прямо на станции, в этом его фишка." - т.е. не надо таскать топливо на завод, перерабатывать и т.д. Похоже на оптимальный вариант. Ну, когда заработает ;-)
На своём сайте обещает.
"- 92 тонны оружейного плутония находятся в боеголовках и стратегическом резерве
- 34 тонны мы должны по договору с США уничтожить путем сжигания в БН-800. (тема для отдельного большого поста, очень много нюансов)
- ~50 тонн плутония разного качества было выделено из ТВС разных реакторов
- ~100 тонн плутония находится в отработанном топливе РБМК и ВВЭР-1000, которое сейчас перерабатывать экономически нецелесообразно."
"Итак, мы можем сказать, что на 2020 год в России будет ~150 тонн плутония." Где здесь что учтено?
Америций, кюрий, нептуний в разных "модификациях" и не в чистом виде,но, думаю что десятки тонн.
Названия "Феникс" , "Суперфеникс" говорят только одно: крайне топорная пародия на БН-350, провал, короче. А так, никто и не отрицает достижения французов на ниве переработки ОЯТ. Хотя, Areva, например, покупает ТВС из переработанного ОЯТ на уральском Маяке.
Ага, БРЕСТ - не размножитель, но в случае успеха - это и будет Прорыв.
>На своём сайте обещает.
Я вам дал слайд из презентации главного конструктора БН-1200, по совпадению работающего в ОКБМ им. Африкантова. А вы мне покажите, где у них на сайте 1.45 (практически невозможный на натриевом реакторе из-за среднего спектра).
>Где здесь что учтено?
Я не стал разбирать все боеголовки на стартовый плутоний. Весь энергетический (50 + 0.6*100 тонн - зачтен).
Вот. "~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе".
А боеголовки, дейстрительно, разбирать пока рано, простите.
>На секундочку, самые большие профессионалы в переработке ОЯТ
А я думал РФ самые большие профи в переработке, благодаря воу-ноу...
Pu-240 и Pu-242 очень хорошо делятся быстрыми нейтронами, примерно так же, как и Pu-239. Это в реакторах на тепловых нейтронах указанные изотопы будут вредить, а в реакторе на быстрых нейтронах эти изоторпы будут хорошо работать.
Но нейтронов при таком делении не появляется: с т.з. энергетики их наличие ничего не меняет, с т.з. Кв - ухудшает ситуацию.
Нет, насколько я помню это не так. Четные изотопы делятся без выделения нейтронов, иначе бы все эти пляски вообще не нужны были.
Будет выход нейтронов. Что при делении Pu238, 240, 242, что при делении урана-238 и тория-242. Но на уране-238 и тории-242 не создашь критмассу, а вот на Pu238, 240, 242 создать можно в отсутствии замедлителя, поскольку деление тоже пороговое, но компенсируется большим выходом нейтронов.
А можно носом ткнуть в какой-нибудь источник? Везде четные изотопы - пороговые, они делятся только быстрыми нейтронами, при делении энергии их нейтронов не хватает для продолжения цепочки. Как при этом поможет замедлитель, он только ухудшает ситуацию?
Вот ссылка http://www.tarusa.ru/~alik1/sgs/VOLUME17/NUMBER2/v17n2p7.pdf
Смысл в том, что четные изотопы конечно же пороговые, но выход нейтронов очень большой, поэтому сцр на четных изотопах плутония возможна. Но если добавить замедлителя, тогда энергия части нейтронов уйдет под порог и нейтронов для сцр не хватит. Как раз показан рост критмассы на четных изотопах при добавлении замедляющего отражателя (upd: ай, а это из другой статьи :) ).
Некорректно выразился. Правильно будет: критмасса с замедляющим отражателем больше критмассы с незамедляющим.
Вообще-то решение есть - гибридный термоядерный реактор. При термоядерой реакции возникает приличный нетронный поток, который может как запускать реакцию в U238 или тории, так и нарабатывать плутоний. Кетайцы уже выполнили критерий Лоусона, так что...
По термоядерному реактору - отдельная песня. Эта идея о "гибридности", например, родилась при жизни Курчатова. А Велихов до сих пор говорит о её "новаторской революционности". Так столько милых технических проблем, к решению которых даже и близко не подобрались... ;-)
Ну, например. На "итере" катушки со сверхпроводимостью. Маленький момент - сверхпроводимость очень легко разрушается излучением... ;-) Поток нейтронов там на порядок более плотный и энергии на порядок больше, чем в БН-нах. Так что проблемы с материалами конструкций, например, там и близко не решены. Кста, ИТЕР и строят, чтобы проводить такие исследования... Я могу долго продолжать... ;-)
вангую,что атомная энергетика-тупиковая ветвь энергетики
На Западе давно это поняли. Только "ватники" х..ней маються)).
на твоём ублюдочном западе рукожопые инженеры до сих пор юзают полувековой давности центрифуги,тратя в десятки раз больше энергии и ресурсов
ты реально клоун-дебил)
кал))
лизнул лёхе сраку?
поздравляю, ты дешёвка
"ни с того, ни с сего"
ты снова солгал и встав в третью позицию(хехе) пытаешься себя обелить,не понимая ни пикселя в проблеме ядерной энергетике
получил по щщям и обижаешься теперь
впредь буду знать,как ты себя определил,кусок говна
Ты следи за разлетом какашек))
это твоя судьба следить за полётами чужих каках,жополиз алексовский))
Ну наверное кто-нибуть начал спорить... А я - не буду, ибо вы правы. :)
Речь немного о другом - энергетика на основе рчистого распада (урана/плутония/тория) это увы тупик. Фактически - мы опасно близко подошли к потолку ее возможности в плане генерации.
Трудно не согласиться, но не более тупик чем энергетика на основе сжигания ископаемых углеводородов.
Перемога туды её в качель! А что делать...
Судя по комментам, ответ на вопрос получен: запуск ЗЯТЦ не только на плутонии, но и на У-235. Прекрасно.
Страницы