Вход на сайт

МЕДИАМЕТРИКА

Облако тегов

Лирик о ЗЯТЦе.

Аватар пользователя krol_jumarevich

   На данном ресурсе поднимаются очень много интересных тем по самому широкому кругу вопросов. К сожалению, на данный момент, снизилось количество статей по ядерным технологиям. Особенно хочется отметить статьи Already Yet  и Лектор

    Хотя по образованию я не "физик", меня эта тема живо интересует. Потому я попробую написать статью, посвященную ЗЯТЦ (замкнутому ядерному топливному циклу). Если будут какие-то ошибки, прошу сделать скидку на то, что я скорее "лирик", взявшийся за несвойственную работу. Пишу больше для себя, но с надеждой, что и другим тоже будет интересно.

   Замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ) - это та технология, которая в самой ближайшей перспективе могла бы дать человечеству практически неиссякаемый источник энергии.

   Это не что-то эфемерное, как мираж на горизонте. Это даже не оазис, а целый новый континент, богатый живностью с плодородной, мягкой землей.

  Это не термоядерный управляемый синтез или еще что-нибудь, что может быть когда-нибудь, возможно (а может и нет) будет работать, если еще долго это исследовать и потратить много-много денег и времени. Нет!

   Эта технология уже работала в реальности. Цикл уже был замкнут и быстрый ректор работал на чистом МОХ-толиве, то есть, именно на плутонии. На том плутонии, который наработал сам с КВ (коэффициентом воспроизводства) 1,16-1,18. Время удвоения топлива - 31 год. Сделали это французы на своем реакторе Феникс (Phénix) и Суперфеникс (Superphénix). 

     Франция является единственной страной в мире, в которой когда-либо работал реактор-размножитель на быстрых нейтронах (РРБН) коммерческого масштаба (1200 МВт-эл.) с натриевым охлаждением и плутониевым топливом - «Суперфеникс» в Крез-Малвилле.  «Суперфеникс» работал только половину из того времени, когда он был официально подключен к сети, и был выключен в 1998 году со средним по времени эксплуатации фактором нагрузки менее 7%. Главной проблемой реактора были частые течи и возгорания натрия.

    Да, это был "одноногий, однорукий, одноглазый калека", который скрипел суставами, он кашлял, сквернословил и у него что-то периодически с грохотом отваливалось и это пугало окружающих. Но он ходил. Сам ходил!

    Он выглядел непрезентабельно, но по-факту это был слегка недоношенный новорожденный, которого жестоко и незаслуженно выкинули на помойку.

    Под влиянием комплекса причин политического, технологического и экономического характера французы упустили первенство и сейчас, мировыми лидерами в быстрой энергетике, являются русские. Мы двигались более плавно и планомерно, хорошо отработали технологию использования натриевого теплоносителя и только сейчас на реакторе БН-800 подходим к возможности загрузки в него 100%-ного МОХ-топлива. 

    ЗЯТЦ, если говорить грубо, состоит их двух технологий:

I. Технологического процесса переработки облучённого ядерного топлива с последующем производством МОХ-топлива. 

    На сегодня этот процесс достаточно отработан. Переработка отработавшего ядерного топлива с целью извлечения из него урана и плутония с последующим их превращением в готовый продукт для изготовления ТВЭЛов - важное звено замкнутого топливного цикла. Основой технологии переработки ОЯТ радиохимических заводов мира является ПУРЕКС-процесс, обеспечивающий высокую степень извлечения урана и плутония (>99,9%) с высокой степенью их очистки от продуктов деления. Содержание оксида плутония в MOX-топливе для быстрых реакторов составляет 12-16 весовых %. 

   Сегодня промышленные и полупромышленные установки для изготовления МОКС-топлива действуют во Франции (Кадараш, Маркуль - завод MELOX фирмы Cogema), Бельгии (Дессель), Великобритании (MDF,SMP), Японии (две установки небольшой производительности - PFFF и PFPF), России (ПО "Маяк" - опытно-промышленные установки "Пакет" и "Гранат")). МОКС давно и успешно применяют во многих ядерных державах для легководных реакторов типа PWR. МОКС-топливо используется в реакторах на тепловых нейтронах Франции (во Франции из 59 ядерных реакторов 20 работают на МОКС- топливе), Германии, Бельгии и Швейцарии. 

II. Самого реактора на быстрых нейтронах, с натриевым теплоносителем и с зоной воспроизводства.

  Плюсы реактора:

- Нарабатывает топливо (плутоний) больше чем потребляет (урана 235/плутония) из дешевого и распространенного урана 238. КВ 1,16-1,18 на оксидном топливе. Этот пункт самый важный! Именно из-за этого пункта нужен весь этот сырбор.

- Получаемый из урана-238 плутоний, содержит изотопы 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. Из них 239Pu, 241Pu делятся тепловыми нейтронами, а изотопы 240Pu, 242Pu тепловыми нейтронами не делятся. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Pu, 242Pu, что повышает энергетическую ценность плутония и позволяет не производить дорогостоящее разделение изотопов.

- Реактор на натриевом теплоносителе имеет преимущество — возможность работы при низком давлении в корпусе реактора и первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать относительно малые объемы, то есть уменьшить диаметры трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокую температуру теплоносителя.

- Реактор  позволяет утилизировать оружейный плутоний, а также «сжигать» долгоживущие изотопы актиниды из облученного топлива тепловых реакторов.

- Ещё одно преимущество натриевого теплоносителя — низкая коррозионная активность по отношению к используемым в реакторе конструкционным материалам. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой, а количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии намного меньше, чем в других типах реакторов.

Для топлива, после достаточно длительной кампании, почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240, из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем).

   Минусы реактора, это в первую очередь минусы используемого теплоносителя, а во-вторую очередь сложности в использовании плутониевого толива. 

- Плутоний очень токсичен из-за своей радиоактивности, потому топливные сборки должны быть сверхнадежны и в них недопустима разгерметизация.

 Для практического осуществления стационарно текущей цепной реакции надо уметь этой реакцией управлять. Это управление существенно упрощается благодаря вылету запаздывающих нейтронов при делении. Самое важное, что в связи с сокращением доли запаздывающих нейтронов в плутониевом топливе значительно ухудшается управляемость реактора

  Не все нейтроны участвуют в цепной реакции. Некоторые из них поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы его активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем процессе деления атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентов эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении Кэф, равном единице, в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим. 
    При значении Кэф меньше единицы процесс деления ядер урана будет затухающим, а состояние реактора будет называться подкритичным. 
    При значении Кэф больше единицы интенсивность цепной реакции и мощность реактора будут нарастать, а состояние реактора будет называться надкритичным. 
    Скорость нарастания или спада цепной реакции деления характеризуется отличием коэффициента размножения от единицы: чем больше это отличие, тем выше скорость. Величину, характеризующую степень отклонения реактора от критического состояния (Кэф=1), называют реактивностью. 

    Подавляющее большинство нейтронов вылетает из ядра практически мгновенно (т. е. за время, на много порядков меньшее времени жизни поколения нейтронов в активной зоне), но несколько десятых процента нейтронов являются запаздывающими и вылетают из ядер-осколков через довольно большой промежуток времени – от долей секунды до нескольких и даже десятков секунд. Качественно влияние запаздывающих нейтронов можно пояснить так. Пусть коэффициент размножения мгновенно возрос от подкритического значения до такого надкритического, что k < 1 при отсутствии запаздывающих нейтронов. Тогда, очевидно, цепная реакция начнется не сразу, а лишь после вылета запаздывающих нейтронов.

   Тем самым процесс течения реакции будет регулируемым, если время срабатывания регулирующих устройств будет меньше сравнительно большого времени задержки запаздывающих нейтронов, а не очень малого времени развития цепной реакции. Доля запаздывающих нейтронов в ядерных горючих колеблется от 0.2 до 0.7%. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет приблизительно 10 с. При небольшой степени надкритичности скорость нарастания интенсивности цепной реакции определяется только запаздывающими нейтронами. Для 239Pu доля запаздывающих нейтронов примерно в три раза меньше, чем для 235U, что сильно усложняет задачу контроля

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у других поглотителей. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В.

  Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Бурная реакция натрия с водой в условиях радиоактивного натрия может иметь особо негативные последствия, поэтому обязателен промежуточный натриевый контур, давление в котором поддерживается большим, чем в первом контуре: в случае нарушения плотности между первым и промежуточным контурами невозможно перетекание радиоактивного натрия в промежуточный, а может иметь место только переток нерадиоактивного натрия из промежуточного в первый контур. Тем самым обеспечивается отсутствие радиоактивности в промежуточном контуре, а в случае нарушения плотности между вторым и промежуточным контурами контакт воды возможен только с нерадиоактивным натрием.

Оборудование первого и промежуточного натриевых контуров существенно отличается от применяемого при других теплоносителях. Так, в системе трубопроводов должны быть предусмотрены установки для очистки натрия от оксидов и гидридов, так называемые "холодные ловушки", обеспечивающие охлаждение некоторой части теплоносителя до температуры, при которой оксиды выпадают в осадок и могут быть отфильтрованы.

Важное требование к арматуре для жидких металлов — полное отсутствие утечек через сальники. Оно объясняется высокой стоимостью теплоносителя, а также тем, что протечка даже небольшого количества его опасна. 

- Ускорение износа материалов реактора. Поскольку использование МОКС приводит к повышению средней энергии нейтронов, что в свою очередь ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы деталей реактора, что может при определенных условиях создавать опасность аварии.

- Более высокие уровни выделения тепла и нейтронной радиации приводят к тому, что количество сложностей при транспортировке, хранении, и использовании МОКС-топлива возрастает.

- Перегрузка вслепуюВ отличие от тепловых реакторов, в быстром реакторе сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. 

    Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность).  При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования – менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки. 

    Как видно, если Пурекс-процесс с производством МОХ-топлива достаточно освоен, то самое слабое место в реакторах на быстрых нейтронах у французов - в технологии использования натриевого теплоносителя, а у русских атомщиков - в недостаточном опыте работы с кинетикой и управлением реакторов с ТВЭЛ-ами, сделанными со стопроцентным плутониевым топливом. 

   Если соединить наш опыт и опыт французских ученых, то уже при нашей жизни мы бы смогли увидеть победоносное шествие быстрой энергетики.

   Думаю, что французы были бы не против, но им мешает политическое давление третьей силы. И потому, каждый продолжает дуть в свою дуду и играть в своей песочнице.

   Хочется надеятся, что и без их помощи мы сможем завершить начатое. Ведь на кону стоит будущее мировой энергетики, а значит и будущее всего человечества!


Фонд поддержки авторов AfterShock

Комментарии

Аватар пользователя jamaze
jamaze(5 лет 10 месяцев)(17:23:12 / 27-05-2015)

Спасибо.

Но я бы не спешил с объявлением РБН основой ЗЯТЦ. БРЕСТ выглядит интереснее, и если взлетит - скорее это будет он. Правда ему до уровня отработанности технологий РБН еще лет десять минимум, а то и двадцать.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:34:23 / 27-05-2015)

Развитие семейства СВБР еще более перспективно, чем БРЕСТ, мне кажется.

Они уже опробованы на АЛП проекта "Лира".

Аватар пользователя Aleksey_L
Aleksey_L(4 года 5 месяцев)(17:30:02 / 27-05-2015)

Нах жабоедов...

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:35:23 / 27-05-2015)

Без американцев нормальные адекватные ребята.

После 1812г. поумнели.

Аватар пользователя Aleksey_L
Aleksey_L(4 года 5 месяцев)(17:51:53 / 27-05-2015)

Фиг его знает, как они там поумнели и пр. Я статью прочитал так: давайте-ка, лапотники, пойдем в пояс кланяться просвещенным французам, а такое у меня вызывает всегда аллергическую реакцию. МОКс наши допилят и без помощи френчей, в чем тогда смысл лобзаться с ними в десна?

Я не хочу конечно на Насобина ссылаться, он мутный тип, но бизнес им френчи разгромили это факт, и вся гниль и обратная сторона французского общества она на ладони в его истории. Пока пусть в карантине побудут, а там или ишак или падишах.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:56:30 / 27-05-2015)

Вы не правильно поняли.

Мы просто могли бы вместе, как добрые соседи.

Зачем делать лишнюю работу, если есть возможность обменяться технологиями с пользой для всех?

Аватар пользователя Aleksey_L
Aleksey_L(4 года 5 месяцев)(18:04:59 / 27-05-2015)

Наша польза в чем? В цифрах и деньгах. От текущего момента сколько мы выиграем, если получим готовую технологию по МОКСу? Сколько нас отделяет от внедрения своих разработок?

Пользу-то для френчей я вижу: готовый реактор на БН, против того сырца, который у них и который неизвестно допилят они или нет. 

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(18:06:59 / 27-05-2015)

Не по моксу, мокс у нас уже есть, а управлению кинетикой реактора на чистом плутонии. Это далеко не чепуха!

Аватар пользователя amfoed
amfoed(2 года 10 месяцев)(21:29:54 / 27-05-2015)

Согласен с Алексеем. Но не во французах дело.

Делиться таким бизнесом это надо быть идиотом. Кто сделает промышленный ЗЯТЦ реальностью - следующий мировой лидер лет на 100 минимум, а то и на сотни лет, пока другие источники энергии не освоят.

Допускать каких-то там французов нет смысла. Наоборот, им следует создавать больше и больше проблем.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(21:38:34 / 27-05-2015)

С одной стороны будущее нашей страны, с другой будущее всего человечества.

Я не космополит, так что сам не знаю какой выбор верный.

Аватар пользователя Mister
Mister(3 года 1 месяц)(17:39:54 / 27-05-2015)

ключик здесь "без американцев", а с этим проблема!

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:57:48 / 27-05-2015)

Да.

Аватар пользователя grr
grr(2 года 10 месяцев)(17:40:15 / 27-05-2015)

Спасибо за материал уважаемый krol_jumarevich.

Какое-то не очень приятное форматирование 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. Из них 9Pu и 241Pu..., возможно имелось ввиду
239Pu, 240Pu, 240Pu, 242Pu. Из них 239Pu и 241Pu...


А по самой статье можно сказать,- таки да, единственный подтвержденный источник энергии нового типа с ресурсом от 500 лет по самым осторожным оценкам до 5000 лет по самым радужным. Как-то так...

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:50:59 / 27-05-2015)

Спасибо, исправил.

Да, обеспечение Ураном-238 более чем достаточное.

Аватар пользователя grr
grr(2 года 10 месяцев)(17:52:35 / 27-05-2015)

Сама прелесть в том, что уран уже ДОБЫТ, только бери да пользуйся.

З.Ы.

Там еще и ториевый конь не валялся ;).

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:59:04 / 27-05-2015)

Нехай ториевый конь поспит, тут с ураном непочатый край работы.

Аватар пользователя gloombal
gloombal(3 года 5 месяцев)(18:08:09 / 27-05-2015)

Да уж поболее. Простая арифметика - в природном уране 99% 238, 1% 235, то есть на весь произведенный 235 приходится в сто раз больше произведенного 238.

Атомная энергетика по установленной суммарной мощности топчется почти на одном уровне начиная с чернобыля, то есть грубо говоря 30 лет. Стало быть за одно это время 238 накопилось уже на 3000 лет (при сохранении нынешнего уровня мощностей). Еще на 1000 лет (грубо) накопилось с начала ядерной программы до чернобыля. Итого на 4000 лет готового топлива УЖЕ есть.

Конечно, установленная мощность будет расти (надеюсь), но и уран тоже как-бы продолжают активно добывать, а ведь в перспективе есть еще и торий. Так что это реально тысячи и тысячи лет.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(18:13:03 / 27-05-2015)

Да, ваш расчет довольно нагляден. 

Аватар пользователя grr
grr(2 года 10 месяцев)(22:27:37 / 27-05-2015)

Простая арифметика - в природном уране 99% 238, 1% 235

Ну если уж до конца придираться, то таки 0.7%, так что 238 приблизительно в 137 раз больше чем 235, но в общем и целом благостной картины это ни как не меняет :). Так что, предположим, что мы будем жечь 238 так же как 235 (это очень грубо) и допустим плато по урановой энергетике налось гдето в 70 (тоже очнень грубо), то есть к текущему моменту 45 лет, и того накоплено урана 238 на 6204 года (45*137) при текущем уровне потребления.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(22:34:38 / 27-05-2015)

При полном переходе цивилизации на электричество, атом будет давать где-то 80-90% энергии, а не как сейчас 5-7% (вроде, не точно) в среднем по Земле.

Аватар пользователя grr
grr(2 года 10 месяцев)(09:10:33 / 28-05-2015)

де-то 80-90% энергии, а не как сейчас 5-7%

Ну тогда лет на 500 точно хватит)). Мне кажется тут еще имеет вес и то что пока нет многих технологий потребления такой энергии, наша цивилизация заточена под нефть и уголь, новые "электрические" технологии пока еще очень мало используются ИМХО, в частности из-за высокой дороговизны электричества и большой стоимости инфраструктуры.

Аватар пользователя gloombal
gloombal(3 года 5 месяцев)(12:39:23 / 28-05-2015)

Ну вот как раз это вряд ли. У атома есть один недостаток - очень низкая маневренность мощностей, так что все равно нужно что-то высокоманевренное для сглаживания пиков энергопотребления. Но вот цифра в 50% всей энергии мне кажется вполне реалистична.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(12:34:50 / 29-05-2015)

Я подумал что, пики будут сглаживаться с помощью синтетического топлива (метанол), которое как раз и будет нарабатываться из электричества от АЭС в периоды между пиками, чтобы потом их и сгладить.

Аватар пользователя Скорпион
Скорпион(4 года 2 недели)(17:43:31 / 27-05-2015)

Картинки красивые, и это радует...      :-)))

Аватар пользователя dimashi
dimashi(4 года 7 месяцев)(17:46:52 / 27-05-2015)

Для такогого (интересующегося подобными вещами) дилетанта как я, вполне доходчиво все описано. Благодарю)

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:52:06 / 27-05-2015)

Яж такой же дилетант и потому пишу понятно для других дилетантов. 

Аватар пользователя eprst
eprst(5 лет 7 месяцев)(18:11:58 / 27-05-2015)

Это очень развито сейчас. Дилетанты просвещают дилетантов, а как оно на самом деле? Куды котится мир!

Аватар пользователя украинец Абдулла

а как же газпром? зарезать штоли?

Аватар пользователя Rashad_rus
Rashad_rus(5 лет 9 месяцев)(19:16:59 / 27-05-2015)

А если вместо теплоносителя будет не натрий, а свинец - в таком случае сам теплоноситель и будет нехреновенькой защитой(свинец неплохо поглощает радиацию и его стабильных изотопов достаточно много), неагрессивен, относительно малотоксичен, не огнеопасен, с водой так бурно как натрий не реагирует, даже перегретым, а окисные плёнки, которые могут осесть на трубах - несложно будет смыть слабым раствором азотной кислоты, не требует излишней гермитизации сальников, но... перед работой его нужно будет прогревать до жидкого состояния.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(19:25:34 / 27-05-2015)

Да, все так. Только КВ топлива будет ниже и запуск реактора труднее, так как температура плавления свинца выше натрия.

Аватар пользователя Rashad_rus
Rashad_rus(5 лет 9 месяцев)(20:01:56 / 27-05-2015)

Да, но безопасность тоже будет выше, да и скорость циркуляции теплоносителя будет можно снизить... хотя... можно использовать что-то более плавкое и менее "поглотябельное" к нейтронам, сплав Розе, к примеру...

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(20:23:24 / 27-05-2015)

Да, в чем-то проигрываем, в чем-то выигрывает.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(23:54:24 / 12-08-2015)

Только заметил пост... В целом все верно, только фотография куска Wendelstein-7X наверное лишняя :)

По поводу  "Только КВ топлива будет ниже и запуск реактора труднее, так как температура плавления свинца выше натрия."


Запуск сложнее, а КВ выше, т.к. спектр нейтронов жестче. 

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(09:28:30 / 13-08-2015)

Разве при свинцовом теплоносителе КВ выше чем при натриевом?

Свинец же вроде больше нейтронов поглощает.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(18:06:31 / 13-08-2015)

>Разве при свинцовом теплоносителе КВ выше чем при натриевом?

При прочих равных - да, выше. Не факт, правда, что можно прочие сделать равными.

>
Свинец же вроде больше нейтронов поглощает.

Нет, не больше.  

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(17:49:34 / 18-08-2015)

Да, вы правы, свинец меньше нейтроны замедляет.

Не пойму только зачем чистый свинец используют, когда можно использовать свинцово-висмутовый теплоноситель?

Ведь у него при прочих равных, температура плавления его намного ниже, а тот же полоний не такой уж и страшный.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(18:05:49 / 18-08-2015)

>Не пойму только зачем чистый свинец используют, когда можно использовать свинцово-висмутовый теплоноситель?

>Ведь у него при прочих равных, температура плавления его намного ниже, а тот же полоний не такой уж и страшный.

Я, конечно, не знаю мотивов Орлова, но скорее всего он думал и о "не таком страшном полонии" и о том, что висмут-то недешев. Его добывается порядка 8-10 тысяч тонн в год, а в гигаваттный реактор надо залить 2000 тонн эвтектики, в которой будет 55% висмута.  

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(18:09:00 / 18-08-2015)

У меня в блоге, кстати, интересная дискуссия про торий: http://tnenergy.livejournal.com/17606.html - и комментарии. 

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(21:12:46 / 18-08-2015)

Спасибо, очень интересно.

Только можете обьяснить, почему мировой энергетическим мейстрим предпочитает синицу в руке(ЗЯТЦ) журавлю в небе(Термояд)? 

Я просто не понимаю их логики!

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(21:23:24 / 18-08-2015)

Мировой энергетический мейнсрим предпочитает корову в стойле (углеводороды + ГЭС + АЭС с открытым ЯТЦ) и цыпленка, из которого пытаются вырастить бройлера (ВИЭ). ЗЯТЦ сейчас только Францией, Китаем, Россией, Индией, Кореей серьезно рассматривается, я УТС вообще на запасном пути, как абсолютно нерентабельный в текущих условиях.

Аватар пользователя украинец Абдулла

Сплав Вуда — тяжелый легкоплавкий сплав, изобретенный в 1860 году английским инженером Барнабасом Вудом.Температура плавления 68,5 °C, плотность 9720 кг/м³.

Состав:

Аватар пользователя Rashad_rus
Rashad_rus(5 лет 9 месяцев)(20:05:22 / 27-05-2015)

Не, не годится, кадмий токсичен.

Аватар пользователя Ещё не решил.
Ещё не решил.(3 года 9 месяцев)(21:17:19 / 27-05-2015)

Эти БНы мне оставляют вопрос. Странно, уйти от ВВЭР, обосновывая это тем, что Натрий выгоднее растворов с Бором 10 под давлением в плане плотности, текучести и теплоёмкости, принеся в жертву безопасность. 

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(21:40:16 / 27-05-2015)

Урана-235, на котором работают ВВЭРы катастрофически мало.

Аватар пользователя Ещё не решил.

Вы не поняли вопроса. Почему жидкий натрий, а не раствор с бором?

Плотность жидкого натрия 928 кг/м3

Плотность раствора борной кислоты в воде с добавлением бора 10, зависит от температуры, явно выше данных значений. По поглощению нейтронов натрий курит в сторонке.

Вот суть моего вопроса.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(22:25:09 / 27-05-2015)

Вода замедляет быстрые нетроны превращая в тепловые на которых КВ ниже 1, а натрий не замедляет. 

Аватар пользователя Ещё не решил.

? а разве натрий не теплоносителем выступает?

Вот доктор Алан Эдвард Уолтер (статья хороша, если не читали, то советую) считает, что к чертям натрий, воду и пр., русские всех снова сделали, теперь уже в БН со своим свинцовым теплоносителем.

Аватар пользователя krol_jumarevich
krol_jumarevich(2 года 11 месяцев)(06:46:52 / 28-05-2015)

Натрий - теплоноситель.

Почитайте про быстрые реакторы и зачем там именно натрий, это интересно.

Аватар пользователя Ещё не решил.

Почитал, понял.

Хорошо, если и вправду в нашей стране ушли от такого капризного теплоносителя как натрий в сторону свинцового.

Лидеры обсуждений

за 4 часаза суткиза неделю

Лидеры просмотров

за неделюза месяцза год

СМИ

Загрузка...