ВНИМАНИЕ! На форуме началось голосование в конкурсе - астрофотография месяца СЕНТЯБРЬ!
troglodit888 и 2 Гостей просматривают эту тему.
Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [02:20:25] Прогнозы в энергетике .. вот кто может сказать чем закончиться у индусов опыты с реакторами типа PHWR куда они уже запихали более 200 ториевых сборок? А сейчас они клепают реактор - бридер PFBR, торий к которому успешно копают в песочке на берегу Бенгальского залива ??Ничем скорее всего. Ториевый цикл нейтронодефицитен. И ни PHWR, ни PFBR замкнуть цикл с торием не способны принципиально (т.е. при сколько-нибудь нормальных режимах КВ будет гарантированно меньше 1). Из уран-плутониевого цикла что-то получиться может. Можно что-то делать со смешанным уран-плутоний-ториевым циклом с быстрыми реакторами (правда непонятно зачем, дополнительный топливный цикл с переработкой ториевых топливных сборок экономики явно не улучшит). А чистый торий - малоперспективен (по фундаментальным физическим причинам). В PHWR он он сам по себе даёт лишь небольшую (пару десятков процентов) экономию природного урана. Для PFBR - годится только для бланкетов (в АЗ резко снижает КВ, чисто на торий-урановом топливе не выше 0,9, из-за меньшем выходе нейтронов на захват у U-233 по сравнению с плутонием и низким вкладом деления Th-232 по сравнению с U-238 быстрыми нейтронами, плюс неприлично высокая наработка U-232 из-за жёсткого нейтронного спектра происходит).Торий сильно хуже урана для ядерной энергетики. Откуда вообще возникла идея о каких-до достоинствах ториевого цикла вообще не понятно.
Прогнозы в энергетике .. вот кто может сказать чем закончиться у индусов опыты с реакторами типа PHWR куда они уже запихали более 200 ториевых сборок? А сейчас они клепают реактор - бридер PFBR, торий к которому успешно копают в песочке на берегу Бенгальского залива ??
Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [02:20:25]А сейчас они клепают реактор - бридер PFBRКстати их активный интерес к натриевым быстровикам как раз и говорит о том, что в тории они разочаровались. Торий теоретически может быть интересен для тепловых реакторов с хорошим нейтронным балансом и мягким нейтронным спектром (правда в силу нейтронодефицитности ториевого цикла здесь нужен или дополнительный внешний источник нейтронов, или дополнительный источник делящихся изотопов), но уж точно не для быстрых.Для быстрых реакторов лучшее топливо - уран с плутонием, без вариантов.
А сейчас они клепают реактор - бридер PFBR
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [09:07:34]Для быстрых реакторов лучшее топливо - уран с плутонием, без вариантов. Вопрос не в лучшем...вопрос стоит в том "что есть". Урана у индусов не очень а тория много. А насчет ...Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [09:07:34]в тории они разочаровались... в индийскоя ядерно программе предусматривается до 2020 г. построить 8 реакторов на тяжелой воде, и 4 реактора-бридера, а так же 6 легководных реакторов, доведя установленную мощность атомных реакторов с сегодняшних 5 ГВт до 20 ГВт к 2020 г. Так что если посмотреть на типы реакторов и баланс ядерного топлива то это не разочарование в чем либо а скорее сбалансированный подход.Реакторы на тяжелой воде типа CANDU могут выжигать ОЯТ от легководных реакторов типа ну а с бридерами и замкнутостью цикла .. тут все и так понятно.
Для быстрых реакторов лучшее топливо - уран с плутонием, без вариантов.
в тории они разочаровались.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [14:36:42]Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [14:02:23]Вопрос не в лучшем...вопрос стоит в том "что есть". Урана у индусов не очень а тория много.А насчет ...Проблема в том, что с торием топливный цикл нельзя полноценно замкнуть даже в быстрых реакторах. Т.е. без разницы много его или мало, если его сжечь невозможно. Для него нужны какие-то или очень экзотические схемы, или смешанный цикл, где недостающие нейтроны даёт уран. Правда во втором случае становится непонятно зачем нужен торий. Если у вас есть полноценный замкнутый цикл на уране (а без такого цикла от тория проку будет мало), то на ближайшие несколько столетий проблемы его нехватки нет.Дозамкнуть торий можно1)Плутоний, уран235 из ОЯТ тепловых урановых реакторов.2)Высоко обогащенный уран.3)Наработка урана 233 в бланкете БН
Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [14:02:23]Вопрос не в лучшем...вопрос стоит в том "что есть". Урана у индусов не очень а тория много.А насчет ...Проблема в том, что с торием топливный цикл нельзя полноценно замкнуть даже в быстрых реакторах. Т.е. без разницы много его или мало, если его сжечь невозможно. Для него нужны какие-то или очень экзотические схемы, или смешанный цикл, где недостающие нейтроны даёт уран. Правда во втором случае становится непонятно зачем нужен торий. Если у вас есть полноценный замкнутый цикл на уране (а без такого цикла от тория проку будет мало), то на ближайшие несколько столетий проблемы его нехватки нет.
Вопрос не в лучшем...вопрос стоит в том "что есть". Урана у индусов не очень а тория много.А насчет ...
Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [14:02:23]Так что если посмотреть на типы реакторов и баланс ядерного топлива то это не разочарование в чем либо а скорее сбалансированный подход.Все реакторы будут работать на уране. Водо-водяные и PFBR - тут вообще без вариантов, т.к. по-другому нельзя. Все тяжёловодники сейчас загружают низкообагащённым ураном тоже. Из-за невозможности замкнуть цикл на тории (физической) для них возможна только частичная замена части загрузки урана на торий, что даёт лишь довольно умеренную экономию. При такой загрузке в тяжеловоднике можно получить расход природного урана 80 кг/МВт год, против 105 кг/МВт год при работе на чистом уране. 20% снижение расхода урана - максимум что это позволяет добиться, на сколько это экономически оправдывает переработку ториевых ОЯТ - большой вопрос.
Так что если посмотреть на типы реакторов и баланс ядерного топлива то это не разочарование в чем либо а скорее сбалансированный подход.
Цитата: ВадимZero от 03 Сен 2017 [14:53:49]Дозамкнуть торий можно1)Плутоний, уран235 из ОЯТ тепловых урановых реакторов.2)Высоко обогащенный уран.3)Наработка урана 233 в бланкете БНИз всех трёх разумным может быть разве что третий. Правда из-за отсутствия нормальной технологии переработки ториевых ОЯТ сложно судить о его экономической оправданности.Первый вариант плох низким коэффициентом конверсии плутония в реакторах на тепловых нейтронах. Годится разве что как вариант утилизации избыточного плутония при отсутствии более разумных вариантов, т.е. если реакторов на быстрых нейтронах нет. По энергии даст не очень много.Второй - требует слишком много разделительной работы и поэтому попросту слишком дорогой.
Дозамкнуть торий можно1)Плутоний, уран235 из ОЯТ тепловых урановых реакторов.2)Высоко обогащенный уран.3)Наработка урана 233 в бланкете БН
Требует, но ведь эту работу нужно провести над одной десятой частью топлива. При этом эффективность урана повышаеться в 10 раз, что уже позволяет рассматривать уран из морской воды как источник.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [14:56:24]Все реакторы будут работать на уране.Да но вопрос только КАКОМ уране. Для PHWR нужен менее обогащенный уран. Фактически он работает на природном уране. То есть топлива для него 1 - много и 2 - оно дешевле, так как обогащать надо меньше, фактически отсутствует стадии конверсии то есть превращение окиси-закиси урана в гексафторид урана , который используется в качестве сырья для разделения изотопов урана-238 и урана-235 по газодиффузионной технологии для получения обогащенного урана.
Все реакторы будут работать на уране.
Цитата: mbrane от 03 Сен 2017 [15:45:42]А куда вообще девать кучу урановых хвостов после высокого урана....то есть поменять шило на мыло - получить высокообогащенный враг ради переработки тория-... его вместе с торием сжечь (это если ставить в стороне проблемы с переработкой оят)...а урановые хвосты оставить.....ради чего?Идея в том, что на торий-урановом топливе в тяжеловодном реакторе можно получить КВ на уровне 0,9. А это позволяет используя 1 кг урана 235 сжечь где-то 10 кг тория. При использование же этого урана в реакторах на тепловых нейтронах в составе чисто уранового топлива позволяет вовлечь в цикл куда меньшее количества урана-238 (из-за существенно меньшего КВ). На сколько это оправданно экономически - большой вопрос. При наличие разумного быстрого реактор, обеспечивающего уже на уране КВ>1 — вообще не понятно зачем заниматься.
А куда вообще девать кучу урановых хвостов после высокого урана....то есть поменять шило на мыло - получить высокообогащенный враг ради переработки тория-... его вместе с торием сжечь (это если ставить в стороне проблемы с переработкой оят)...а урановые хвосты оставить.....ради чего?
Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [15:38:57]по газодиффузионной технологии для получения обогащенного урана.Сейчас чаще газоцентрифужный метод используют, он значительно более энергоэффективен.Цитата: snickers от 03 Сен 2017 [15:38:57]Для PHWR нужен менее обогащенный уран. Фактически он работает на природном уране.Да, PHWR может работать на природном уране. И это плюс. Но к нему сразу добавляется минус - нужна ещё дорогая тяжёлая вода. По сумме получается тоже самое, что и везде, т.е. себестоимость от ВВЭР отличается не сильно.
по газодиффузионной технологии для получения обогащенного урана.
Для PHWR нужен менее обогащенный уран. Фактически он работает на природном уране.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [16:27:11]Сейчас чаще газоцентрифужный метод используют, он значительно более энергоэффективен.Но все равно около 10-30% в минусе от стоимости без обогащение.Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [16:27:11]Да, PHWR может работать на природном уране. И это плюс. Но к нему сразу добавляется минус - нужна ещё дорогая тяжёлая вода. По сумме получается тоже самое, что и везде, т.е. себестоимость от ВВЭР отличается не сильно. Спорный вопрос, зависит от срока службы PHWR - реактора и реактора - ВВЭР, кроме того у PHWR есть еще плюс в виде замены "на ходу" топливных сборок. Ну и собственно запасы уранового топлива к PHWR по отношению к запасам топлива ВВЭР не соизмеримы. Природный уран состоит из смеси трех изотопов. Это U238 (99.2745%), U235 (0.72%) и U234(0.0055%). Для ВВР основное топливо это U235 (0.72%) причем его концентрацию надо повысить. А для реактора CANDU этой проблемы нет там используют природный уран. Да есть проблемы тяжолой воды. Но ее запасы как бы неисчерпаемы. Зато сравните запасы топлива по урану природный - U238 (99.2745%), для CANDU и U235 (0.72%) для ВВР. Рост цент на U235 (0.72%) просто неизбежен, что сделает выработку электроэнергии с таких реакторов просто экономически бессмысленной. Вот тут реальна фраза ---нефть уран кончиттьсоо...
Сейчас чаще газоцентрифужный метод используют, он значительно более энергоэффективен.
Да, PHWR может работать на природном уране. И это плюс. Но к нему сразу добавляется минус - нужна ещё дорогая тяжёлая вода. По сумме получается тоже самое, что и везде, т.е. себестоимость от ВВЭР отличается не сильно.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [17:24:14]Цитата: mbrane от 03 Сен 2017 [17:09:45]Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [16:08:38]Идея в том, что на торий-урановом топливе в тяжеловодном реакторе можно получить КВ на уровне 0,9. А это позволяет используя 1 кг урана 235 сжечь где-то 10 кг тория.Высокобогащенный это насколькотя понимаю 20%. Отлично ....для получения этого количества урана \(\frac{20-0.72}{0.72-0.2}=37.1\) кг урана, при этом образуется 36.1 кг хвостовуран с содержанием урана-235 0.2%. Куда его девать?На склад. Ну или сердечники бронебойных снарядов. а со склада куда? ....да и то я походу слишком малую концентрацию 20%- не добиться скорее всего воспроизводства 0.9 даже с учетом наработки делящегося плутония
Цитата: mbrane от 03 Сен 2017 [17:09:45]Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [16:08:38]Идея в том, что на торий-урановом топливе в тяжеловодном реакторе можно получить КВ на уровне 0,9. А это позволяет используя 1 кг урана 235 сжечь где-то 10 кг тория.Высокобогащенный это насколькотя понимаю 20%. Отлично ....для получения этого количества урана \(\frac{20-0.72}{0.72-0.2}=37.1\) кг урана, при этом образуется 36.1 кг хвостовуран с содержанием урана-235 0.2%. Куда его девать?На склад. Ну или сердечники бронебойных снарядов.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [16:08:38]Идея в том, что на торий-урановом топливе в тяжеловодном реакторе можно получить КВ на уровне 0,9. А это позволяет используя 1 кг урана 235 сжечь где-то 10 кг тория.Высокобогащенный это насколькотя понимаю 20%. Отлично ....для получения этого количества урана \(\frac{20-0.72}{0.72-0.2}=37.1\) кг урана, при этом образуется 36.1 кг хвостовуран с содержанием урана-235 0.2%. Куда его девать?
Идея в том, что на торий-урановом топливе в тяжеловодном реакторе можно получить КВ на уровне 0,9. А это позволяет используя 1 кг урана 235 сжечь где-то 10 кг тория.
Цитата: mbrane от 03 Сен 2017 [17:55:58].да и то я походу слишком малую концентрацию 20%- В этом варианте обычно речь о 93% обогащение урана по U-235, который далее предполагается разбавлять торием до содержания в смеси 2.4%.Цитата: mbrane от 03 Сен 2017 [17:55:58]а со склада куда?Ну то что мы имеем сейчас - это "а пусть потомки лет через 100 и думают что с этим делать". Правда из всех материалов накапливаемых предприятиями ядерной энергетики - низко обогащённый уран всё же один из самых мало проблемных.
.да и то я походу слишком малую концентрацию 20%-
а со склада куда?
Цитата: anovikov от 03 Сен 2017 [19:23:09]О пугающем графике цен на уран - ну тут вы зря волнуетесь, опять же пишущие это абсолютно не разбираются в коммерческой стороне темы. Во-первых это был рост просто из-за мирового commodities boom в те далекие времена, потом цены отскочили обратно.http://www.indexmundi.com/commodities/?commodity=uranium&months=360Во-вторых в производстве электроэнергии цена урана как сырья составляет около 1% и совершенно не оказывает никакого влияния. Даже 10-кратное подорожание урана не сделает атомной энергетике ни тепло не холодно (и по этой причине я не исключаю её развитие в будущем в странах третьего мира, в развитых конечно нет). Вы это разберитесь в "уранах" сначала. ) На приведенном мной графике цена на что и на что цена на Вашей ссылке??
О пугающем графике цен на уран - ну тут вы зря волнуетесь, опять же пишущие это абсолютно не разбираются в коммерческой стороне темы. Во-первых это был рост просто из-за мирового commodities boom в те далекие времена, потом цены отскочили обратно.http://www.indexmundi.com/commodities/?commodity=uranium&months=360Во-вторых в производстве электроэнергии цена урана как сырья составляет около 1% и совершенно не оказывает никакого влияния. Даже 10-кратное подорожание урана не сделает атомной энергетике ни тепло не холодно (и по этой причине я не исключаю её развитие в будущем в странах третьего мира, в развитых конечно нет).
я лично предполагаю что или реакторы типа CANDU
http://tnenergy.livejournal.com/17606.htmlЦитатаТорий в ядерной энергетике: плюсы, минусы, подводные камни. 16 авг, 2015 в 23:32В мире людей, далеких от атомной энергетики существует почти конспирологическая идея о том, что ТОРИЙ - это то, что злобные атомные буратины скрывают от пушистых потребителей электричества. Дешевый, безопасный и не оставляющий радиоактивных отходов он мог бы привести атомную энергетику на вершины могущества, но по каким-то причинам не привел. Сегодня основой атомной энергетики является изотоп U235, извлекаемый из природного урана. Причина этого проста - это единственный природный изотоп, поддерживающий цепную реакцию деления, и естественно, что с него и началась атомная энергетика. Теоретический альтернативой U235 служат два искусственных изотопа - U233, получаемый трансмутацией сегодняшнеего героя Th232 и Pu239, получаемый трансмутацией U238. Процесс трансмутации и последующего использования искусственных изотопов в виде топлива называется замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ).Таким образом, первый момент, почему мы не видим сотни реакторов на тории, весело снабжающих мир электричеством - торий не является ядерным топливом. Он имеет смысл только в составе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), который полноценно так нигде и не был воплощен. Так же как и ЗЯТЦ на уране, торию будут нужны быстрые реакторы с коэффициентом воспроизводства больше 1, радиохимические перерабатывающие заводы и прочие фишки ЗЯТЦ.Фактически, Th232 - это конкурент U238 - вещество, которое можно превратить в ядерное топливо. Если говорить в общем у каждого из кандидатов в ядерное топливо есть свои плюсы и минусы В земной коре тория в несколько раз больше, чем урана. Это плюс торию. У тория нет проблем с минорными актиноидами, топливо на основе ториевого цикла становится не радиоактивным уже через несколько сот лет против сотен тысяч у уранового цикла. Это его главный плюс. Однако торий надо добыть, в то время как 3,5 млн тонн урана уже лежат на складах При трансмутации Th232->U233 образуется промежуточный Pa233, который довольно долго распадается и является нейтронным ядом. Это огромный минус, о нем мы поговорим ниже. Побочный изотоп U232, который будет нарабатываться в топливе с торием дает при распаде цепочку жестких гамма-излучателей, которые резко осложняют переработку ОЯТ.Понятно, что с таким гандикапом (пункт 3) и отсутствием ЗЯТЦ у тория не очень-то много шансов на реализацию, как минимум на сегодня. Да и в остальном у тория нет каких-то недостатков или преимуществ. Часто ему приписывают, например, что он не имеет проблем распространения ядерно-оружейных технологий. Это не так. Да, тут нет плутония, но есть U233, из которого отлично получаются ядерные бомбы.Но их надо быстро использоватьЦитатаТеперь давайте поговорим о пунктах 2 и 4 поподробнее, т.к. они являются определяющими для будущего тория.Итак, что за проблема минорных актиноидов? При работе ядерного реактора на обычном, человеческом топливе из 3-5% U235 и 95-97% U238 при поглощении нейтронами образуются разнообразные неприятные вещества - минорные актиноиды. К ним относят нептуний Np-237, изотопы америция Am-241, -243, кюрия Cm-242, -244, -245. Все они радиоактивны, и довольно неприятно - мощные гамма излучатели. Однако в свежем ОЯТ их будет совсем немного - несколько килограмм на тонну, против десятков килограмм продуктов деления (типа знаменитого Cs-137), которые еще более активны. В чем же проблема?Проблема в периоде полураспада. Самый длинный период полураспада продуктов деления как раз у Cs-137 - и он составляет ~30 лет. За 300 лет его активность уменьшится в 1000 раз, а за 900 - в миллиард. Это значит, что за исторически обозримое время можно перестать беспокоиться о коррозии ОЯТ и охранять его от нехороших любителей радиоактивности.А вот для минорных актиноидов периоды полураспада составляют тысячи лет. Это значит, что сроки хранения удлиняются с сотен лет до десятков тысяч. Такое время уже довольно сложно представить, зато можно представить, что при интенсивной работе атомной энергетики через несколько тысяч лет ОЯТом будет заставлена довольно большая территория, а самой популярной профессией будет “охранник хранилища ОЯТ”.Ситуация меняется, если вместо цикла с однократным использованием топлива (который существует сейчас) мы переходим к замкнутому циклу - нарабатывая из U238 или Th232 ядерное топливо и сжигая его в реакторе. С одной стороны объем ОЯТ по понятным причинам резко уменьшается, а вот с другой - количество минорных актиноидов будет расти и расти. Проблема уничтожения (путем трансмутации и расщепления) минорных актиноидов в ядерных реакторов с 70х является одной из существенных на пути к разворачиванию ЗЯТЦ.И вот тут Th232 на коне. В его ЯТЦ не будут образовываться МА, а значит нет и проблем с хранением ОЯТ “вечно”, и проблем с обращением с этими очень сложными и неприятными субстанциями в ходе переработки уранового ОЯТ. Таким образом торий получает важное преимущество - ЗЯТЦ на нем чем-то может быть проще.И тут же компенсирует его своими неприятными ядерно-физическими особенностями. Наработка ядерного топлива из U238->Pu239 и Th232->U233 происходит через генерацию промежуточных изотопов Np239 и Pa233 соответственно. Оба они являются “нейтронными ядами”, т. е. паразитно поглощают нейтроны, только вот период полураспада Протоактиния в 10 раз больше, т.е. содержание в топливе его в 1000 (2^10) раз больше. Это вызывает заметные проблемы при попытке сделать “классический” быстрый реактор на U233 и Th232. Из этой проблемы под руку с ториевым циклом ходит идея жидкосолевого реактора - емкости с расплавом “ядерной” соли FLiBe = LiF + BeF2 и добавленными туда фторидами Th232 и U233. Такой реактор управляется с помощью контроля утечки нейтронов из активной зоны, и фактически не имеет никаких исполнительных механизмов внутри АЗ, а главное - постоянно очищается радиохимическим способом от Pa233 и продуктов распада U233. Идея ЖСР - святой грааль ядерной инженерии, но одновременно кошмар материаловедов - в этом расплаве быстро образуется вся таблица Менделеева в буквальном смысле, и сделать материал, который будет удерживать такую смесь без коррозии в условиях высокой температуры и радиации пока не получается.Таким образом можно резюмировать: пока у атомной индустрии нет ни особых потребностей, ни возможностей по строительству ториевой энергетики. Экономически это выглядит так - торий не интересен, пока стоимость килограмма урана не превысит 300$, как это сформулировано в выводах отчета МАГАТЭ по ториевому циклу. Даже индусы, в условиях ограничения поставок урана (и отсутствия его ресурсов внутри страны) сделавшие в 80х ставку на ториевый ЗЯТЦ сегодня постепенно сворачивают усилия по его запуску. Ну а нашей страны есть только интересно наследие из эпохи, когда плюсы и минусы тория были непонятны - склады с 80 тысячами тонн монацитового песка (ториевой руды) в Красноуфимске, но нет больших экономически оправданных месторождений тория и планов по его освоению для ядерной энергетики. И ещё http://tnenergy.livejournal.com/71367.htmlНе забывайте читать комментарии, попадаются интересные.
Торий в ядерной энергетике: плюсы, минусы, подводные камни. 16 авг, 2015 в 23:32В мире людей, далеких от атомной энергетики существует почти конспирологическая идея о том, что ТОРИЙ - это то, что злобные атомные буратины скрывают от пушистых потребителей электричества. Дешевый, безопасный и не оставляющий радиоактивных отходов он мог бы привести атомную энергетику на вершины могущества, но по каким-то причинам не привел. Сегодня основой атомной энергетики является изотоп U235, извлекаемый из природного урана. Причина этого проста - это единственный природный изотоп, поддерживающий цепную реакцию деления, и естественно, что с него и началась атомная энергетика. Теоретический альтернативой U235 служат два искусственных изотопа - U233, получаемый трансмутацией сегодняшнеего героя Th232 и Pu239, получаемый трансмутацией U238. Процесс трансмутации и последующего использования искусственных изотопов в виде топлива называется замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ).Таким образом, первый момент, почему мы не видим сотни реакторов на тории, весело снабжающих мир электричеством - торий не является ядерным топливом. Он имеет смысл только в составе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), который полноценно так нигде и не был воплощен. Так же как и ЗЯТЦ на уране, торию будут нужны быстрые реакторы с коэффициентом воспроизводства больше 1, радиохимические перерабатывающие заводы и прочие фишки ЗЯТЦ.Фактически, Th232 - это конкурент U238 - вещество, которое можно превратить в ядерное топливо. Если говорить в общем у каждого из кандидатов в ядерное топливо есть свои плюсы и минусы В земной коре тория в несколько раз больше, чем урана. Это плюс торию. У тория нет проблем с минорными актиноидами, топливо на основе ториевого цикла становится не радиоактивным уже через несколько сот лет против сотен тысяч у уранового цикла. Это его главный плюс. Однако торий надо добыть, в то время как 3,5 млн тонн урана уже лежат на складах При трансмутации Th232->U233 образуется промежуточный Pa233, который довольно долго распадается и является нейтронным ядом. Это огромный минус, о нем мы поговорим ниже. Побочный изотоп U232, который будет нарабатываться в топливе с торием дает при распаде цепочку жестких гамма-излучателей, которые резко осложняют переработку ОЯТ.Понятно, что с таким гандикапом (пункт 3) и отсутствием ЗЯТЦ у тория не очень-то много шансов на реализацию, как минимум на сегодня. Да и в остальном у тория нет каких-то недостатков или преимуществ. Часто ему приписывают, например, что он не имеет проблем распространения ядерно-оружейных технологий. Это не так. Да, тут нет плутония, но есть U233, из которого отлично получаются ядерные бомбы
Теперь давайте поговорим о пунктах 2 и 4 поподробнее, т.к. они являются определяющими для будущего тория.Итак, что за проблема минорных актиноидов? При работе ядерного реактора на обычном, человеческом топливе из 3-5% U235 и 95-97% U238 при поглощении нейтронами образуются разнообразные неприятные вещества - минорные актиноиды. К ним относят нептуний Np-237, изотопы америция Am-241, -243, кюрия Cm-242, -244, -245. Все они радиоактивны, и довольно неприятно - мощные гамма излучатели. Однако в свежем ОЯТ их будет совсем немного - несколько килограмм на тонну, против десятков килограмм продуктов деления (типа знаменитого Cs-137), которые еще более активны. В чем же проблема?Проблема в периоде полураспада. Самый длинный период полураспада продуктов деления как раз у Cs-137 - и он составляет ~30 лет. За 300 лет его активность уменьшится в 1000 раз, а за 900 - в миллиард. Это значит, что за исторически обозримое время можно перестать беспокоиться о коррозии ОЯТ и охранять его от нехороших любителей радиоактивности.А вот для минорных актиноидов периоды полураспада составляют тысячи лет. Это значит, что сроки хранения удлиняются с сотен лет до десятков тысяч. Такое время уже довольно сложно представить, зато можно представить, что при интенсивной работе атомной энергетики через несколько тысяч лет ОЯТом будет заставлена довольно большая территория, а самой популярной профессией будет “охранник хранилища ОЯТ”.Ситуация меняется, если вместо цикла с однократным использованием топлива (который существует сейчас) мы переходим к замкнутому циклу - нарабатывая из U238 или Th232 ядерное топливо и сжигая его в реакторе. С одной стороны объем ОЯТ по понятным причинам резко уменьшается, а вот с другой - количество минорных актиноидов будет расти и расти. Проблема уничтожения (путем трансмутации и расщепления) минорных актиноидов в ядерных реакторов с 70х является одной из существенных на пути к разворачиванию ЗЯТЦ.И вот тут Th232 на коне. В его ЯТЦ не будут образовываться МА, а значит нет и проблем с хранением ОЯТ “вечно”, и проблем с обращением с этими очень сложными и неприятными субстанциями в ходе переработки уранового ОЯТ. Таким образом торий получает важное преимущество - ЗЯТЦ на нем чем-то может быть проще.И тут же компенсирует его своими неприятными ядерно-физическими особенностями. Наработка ядерного топлива из U238->Pu239 и Th232->U233 происходит через генерацию промежуточных изотопов Np239 и Pa233 соответственно. Оба они являются “нейтронными ядами”, т. е. паразитно поглощают нейтроны, только вот период полураспада Протоактиния в 10 раз больше, т.е. содержание в топливе его в 1000 (2^10) раз больше. Это вызывает заметные проблемы при попытке сделать “классический” быстрый реактор на U233 и Th232. Из этой проблемы под руку с ториевым циклом ходит идея жидкосолевого реактора - емкости с расплавом “ядерной” соли FLiBe = LiF + BeF2 и добавленными туда фторидами Th232 и U233. Такой реактор управляется с помощью контроля утечки нейтронов из активной зоны, и фактически не имеет никаких исполнительных механизмов внутри АЗ, а главное - постоянно очищается радиохимическим способом от Pa233 и продуктов распада U233. Идея ЖСР - святой грааль ядерной инженерии, но одновременно кошмар материаловедов - в этом расплаве быстро образуется вся таблица Менделеева в буквальном смысле, и сделать материал, который будет удерживать такую смесь без коррозии в условиях высокой температуры и радиации пока не получается.Таким образом можно резюмировать: пока у атомной индустрии нет ни особых потребностей, ни возможностей по строительству ториевой энергетики. Экономически это выглядит так - торий не интересен, пока стоимость килограмма урана не превысит 300$, как это сформулировано в выводах отчета МАГАТЭ по ториевому циклу. Даже индусы, в условиях ограничения поставок урана (и отсутствия его ресурсов внутри страны) сделавшие в 80х ставку на ториевый ЗЯТЦ сегодня постепенно сворачивают усилия по его запуску. Ну а нашей страны есть только интересно наследие из эпохи, когда плюсы и минусы тория были непонятны - склады с 80 тысячами тонн монацитового песка (ториевой руды) в Красноуфимске, но нет больших экономически оправданных месторождений тория и планов по его освоению для ядерной энергетики.
По себестоимости же производства энергии ВВЭР
Цитата: anovikov от 03 Сен 2017 [20:01:40]ЦитатаБольше, хотя действительно не слишком много. Для ВВЭР расход природного урана около 135 кг/МВт год (эл). Себестоимость энергии около 2,6 руб./кВтч = 4,5 ц/кВтч. Стоимость урана сейчас около 20 $/фунт = 44 $/кг. Итого доля природного урана в стоимости 0,68 ц/кВтч или 15%. Не слишком много, но всё же совсем не 1%.Гм, выгорание в ВВЭР 50 МВт*сут/кг. Обогащение 3-5%, возьмём 4% как среднее. Обогащение природного урана 0.72%. КПД 32% (как у РБМК, не помню сколько у ВВЭР). Итого из килограмма урана выходит 50000*24*0.32/4*0.72=69120 квтч энергии на $3179. Стоит килограмм 44 бакса. Выходит 1.384%. Я не учёл КПД обогащения - часть урана остаётся в отвале - но обогащение обеднённого урана около 0.2%, то есть в худшем случае, затраты на уран достигают 1.9% цены энергии.Если бы было 15%, на пике цен 10 лет назад производство электроэнергии вообще не окупалось бы, это явный абсурд.Да, в арифметике ошибся. Природный уран - 1,5%. Это полная топливная составляющая около 15% (с обогащением). Цифры за 2015 год. 2.6 руб. - из статьи за 2017 (http://peretok.ru/articles/generation/15906/).
ЦитатаБольше, хотя действительно не слишком много. Для ВВЭР расход природного урана около 135 кг/МВт год (эл). Себестоимость энергии около 2,6 руб./кВтч = 4,5 ц/кВтч. Стоимость урана сейчас около 20 $/фунт = 44 $/кг. Итого доля природного урана в стоимости 0,68 ц/кВтч или 15%. Не слишком много, но всё же совсем не 1%.Гм, выгорание в ВВЭР 50 МВт*сут/кг. Обогащение 3-5%, возьмём 4% как среднее. Обогащение природного урана 0.72%. КПД 32% (как у РБМК, не помню сколько у ВВЭР). Итого из килограмма урана выходит 50000*24*0.32/4*0.72=69120 квтч энергии на $3179. Стоит килограмм 44 бакса. Выходит 1.384%. Я не учёл КПД обогащения - часть урана остаётся в отвале - но обогащение обеднённого урана около 0.2%, то есть в худшем случае, затраты на уран достигают 1.9% цены энергии.Если бы было 15%, на пике цен 10 лет назад производство электроэнергии вообще не окупалось бы, это явный абсурд.
Больше, хотя действительно не слишком много. Для ВВЭР расход природного урана около 135 кг/МВт год (эл). Себестоимость энергии около 2,6 руб./кВтч = 4,5 ц/кВтч. Стоимость урана сейчас около 20 $/фунт = 44 $/кг. Итого доля природного урана в стоимости 0,68 ц/кВтч или 15%. Не слишком много, но всё же совсем не 1%.
по энергетике в США за 2017 год, прекрасно видно что с АЭС не все так хорошо.
А запасы топлива к нему?
энергия АЭС дорожает
Предлагаю тематику БН, ЗЯТЦ, тория и ядерной энергетики вообще обсуждать здесь.
Цитата: Kaiserfrogling от 30 Июл 2017 [10:39:26]На данный момент с ЗЯТЦ еще хуже чем с термоядомНе... уж точно лучше.- Реактор способный работать на МОX существует и с очевидностью даёт положительный выход энергии (термоядерного реактора способного давать инженерный положительный выход энергии - нет и даже не строится, ИТЭР будет иметь только плазменный коэффициент усиления мощности около 5, при учёте всех прочих систем весь комплекс в целом всё равно будет потреблять больше электроэнергии, чем мог бы произвести если бы даже на нём был установлен комплекс турбин и генераторов (что делать не планируется));- Возможность расширенного воспроизводства плутония обоснована теоретически и подтверждена экспериментально;- Методы выделения из ОЯТ урана и плутония известны, часть из них опробована в промышленности, друга подтверждена на уровне лабораторных испытаний;Т.е. с проблемы ЗЯТЦ сейчас уже полностью перешли из области технической реализуемости в область экономической окупаемости и безопасности (где ещё действительно остались проблемы и вопросы). Термоядерная же энергетика этим и близко похвастаться этим не может.
На данный момент с ЗЯТЦ еще хуже чем с термоядом
Переработка ОЯТ и возврат делящихся материалов в цикл - вещь весьма затратная. Собственно высокая стоимость данного процесса и его низкая технологическая отработанность и мешает во многом широкому использованию вторичных делящихся материалов. Просто эту статья расходов в части энергии довольно сложно колличественно оценить. По большей части это один из главных вопросов в части того, есть ли у ЗЯЦ будущее или нет.
А к CANDU его больше? Невозможность использовать эффективно ничего кроме редкого U-235 - общая проблема
Себестоимость лучше смотрите у тех, кто пока умеет - Росатом или китайцы.
а за какие деньги например Росатом строит блок на Ростовской АЭС? Бюджетные? А тогда каким боком они к экономике относятся? Это называется - освоение бюджета)
а за какие деньги например Росатом строит блок на Ростовской АЭС? Бюджетные?
Но судя по темпам их строительства.... все печально.
Невозможность использовать эффективно ничего кроме редкого U-235 - общая проблема и для CANDU, и для ВВЭР и для РМБК и любого другого реактора с тепловым спектром нейтронов. Без разницы.
а сколько 238 урана (через нейтронный захват) выгорает в CANDU ?
Цитата: pkl от 12 Ноя 2017 [14:46:50] Предлагаю тематику БН, ЗЯТЦ, тория и ядерной энергетики вообще обсуждать здесь.Процитирую сюда то, что на форуме было сказано интересного про ЗЯТЦ.
А как перспективка с использованием термоядерного реактора как нейтронного источника для наработки в бланкете из соединений природного тория U-233 для ядерных реакторов и U-232 для применения в радиоизотопных источниках энергии, а также их сжигания в этом термоядерном реакторе для получения энергии тут же не отходя от кассы?P.S. В данном случае реакция слияния ядер не используется как источник энергии, а как источник нейтронов, поэтому её упоминание здесь не входит в противоречие с темой.
Цитата: crazy_terraformer от 03 Сен 2017 [23:36:41]http://tnenergy.livejournal.com/74321.htmlЦитатав ИЯФ довольно активно прорабатывается аванпроект то термоядерному источнику нейтронов для запитки гибридного подкритичного реактора (как в ADS, только нейтроны от открытой ловушки с плазмой), причем планируется использование композитного топлива из урана235 и тория232 с постепенной трансмутацией U233.ЦитатаСхема предлагаемого гибридного реактора. Открытая ловушка на базе ГДМЛ дает 2 мегаватта нейтронной мощности, которые умножаются в подкритичной сборке до 50-60 мегаватт тепловых. Возможно этот проект получит финансирование Правительства и тогда можно ожидать шага вперед в области термоядерных реакторов на базе открытых ловушек.Кое-что про ГДМЛ читаем здесь http://tnenergy.livejournal.com/8007.html мало конечно, но кто хочет, тот найдёт ещё.лениво искать но если там твэл вообще не вытаскивается, а тория три копейки, так что бы КВ существенно не упал, то наверное возможно иначе - швах http://energyfromthorium.com/2006/07/11/nuclear-cross-sections-and-what-you-can-learn-from-them/
http://tnenergy.livejournal.com/74321.htmlЦитатав ИЯФ довольно активно прорабатывается аванпроект то термоядерному источнику нейтронов для запитки гибридного подкритичного реактора (как в ADS, только нейтроны от открытой ловушки с плазмой), причем планируется использование композитного топлива из урана235 и тория232 с постепенной трансмутацией U233.ЦитатаСхема предлагаемого гибридного реактора. Открытая ловушка на базе ГДМЛ дает 2 мегаватта нейтронной мощности, которые умножаются в подкритичной сборке до 50-60 мегаватт тепловых. Возможно этот проект получит финансирование Правительства и тогда можно ожидать шага вперед в области термоядерных реакторов на базе открытых ловушек.Кое-что про ГДМЛ читаем здесь http://tnenergy.livejournal.com/8007.html мало конечно, но кто хочет, тот найдёт ещё.
в ИЯФ довольно активно прорабатывается аванпроект то термоядерному источнику нейтронов для запитки гибридного подкритичного реактора (как в ADS, только нейтроны от открытой ловушки с плазмой), причем планируется использование композитного топлива из урана235 и тория232 с постепенной трансмутацией U233.
Схема предлагаемого гибридного реактора. Открытая ловушка на базе ГДМЛ дает 2 мегаватта нейтронной мощности, которые умножаются в подкритичной сборке до 50-60 мегаватт тепловых. Возможно этот проект получит финансирование Правительства и тогда можно ожидать шага вперед в области термоядерных реакторов на базе открытых ловушек.
ЦитатаНо вот насчет урана вы не правы. Основная проблема в не стоимости а запасах топливаТак говорят при цене в 5-10 раз выше нынешней будет рентабельно извлечение из морской воды, а там его завались. Ну будет 7-14% цены энергии в топливе а не 1%, велика разница.Аналогично и с литием для аккумуляторов.Я кстати это исследование постил в разные энергетические темы здесь раз 10 уже. Но консерваторы кажется, никогда не удосужились прочитать, там же хула на углеводородицу.Кстати, о ресурсоёмкости: на ватт солнечной панели нужно 5.3 грамма кремния, ватт вырабатывает в течение 35 лет с постепенным падением мощности на 20% и средней нагрузкой 15% - 39 квтч энергии. То есть, из килограмма кремния вырабатывается всего в 9 раз меньше энергии, чем из килограмма урана.
Но вот насчет урана вы не правы. Основная проблема в не стоимости а запасах топлива
ЦитатаИз-за невозможности замкнуть цикл на тории (физической) для них возможна только частичная замена части загрузки урана на торий, что даёт лишь довольно умеренную экономиюНаверное это уже всплывало выше.Голландцы работают над ториевым солевым реактором,где солевой расплав будет и топливом и теплоносителем.https://www.newscientist.com/article/2145535-thorium-could-power-the-next-generation-of-nuclear-reactors/https://articles.thmsr.nl/petten-has-started-world-s-first-thorium-msr-specific-irradiation-experiments-in-45-years-ff8351fce5d2Цитата. Идея ЖСР - святой грааль ядерной инженерии, но одновременно кошмар материаловедов - в этом расплаве быстро образуется вся таблица Менделеева в буквальном смысле, и сделать материал, который будет удерживать такую смесь без коррозии в условиях высокой температуры и радиации пока не получаетсяГолландцы используют сплав TZM(титан,цирконий,молибден)
Из-за невозможности замкнуть цикл на тории (физической) для них возможна только частичная замена части загрузки урана на торий, что даёт лишь довольно умеренную экономию
. Идея ЖСР - святой грааль ядерной инженерии, но одновременно кошмар материаловедов - в этом расплаве быстро образуется вся таблица Менделеева в буквальном смысле, и сделать материал, который будет удерживать такую смесь без коррозии в условиях высокой температуры и радиации пока не получается
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [18:16:53]Правда из всех материалов накапливаемых предприятиями ядерной энергетики - низко обогащённый уран всё же один из самых мало проблемных.С точки зрения хранения да... С точки зрения энергетиеского ресурса - увы... при 93% обогащении - отвальных хвостов 180 кг... Как-то попадалась статья Дитмара...Он даже при текущем состоянии оценивал как крайне рискованную ситуацию в энергетической сфере ( с учетом всех доступных энергоресурсов) - то есть по его оценке получалось , что за время исчерпания ресурсов в мире невозможно выйти на полное энергообеспечение с помощью бридеров....Я так понимаю вредя удвоения лет около 5 (наработка - выдержка - переработка)
Правда из всех материалов накапливаемых предприятиями ядерной энергетики - низко обогащённый уран всё же один из самых мало проблемных.
Моё мнение - атомная энергия будет производиться только в странах третьего мира, где земля дёшева. Никто не пойдёт на риск ещё одной запроектной аварии (если бы авария вроде чернобыльской произошла в среднем месте ЕС или США, с их ценами на землю, ущерб был бы больше чем стоимость всей атомной энергии произведенной за время существования атомной энергетики). Но нет и никакой нужды. Нет ресурсной проблемы - вокруг выше крыши даровой энергии, которую научились получать, теперь осталось только масштабировать, при выработанных технологиях, большом потенциале эффекта масштаба, и готовом платежеспособном спросе.Главной проблемой тут будет преодоление сурового кризиса в ресурсных странах - население которых должно будет придумать себе другую картину мира и научиться работать.
Цитата: Кремальера от 03 Сен 2017 [21:08:07]ЦитатаПравда из всех материалов накапливаемых предприятиями ядерной энергетики - низко обогащённый уран всё же один из самых мало проблемных.Самый безпроблемный материал-это монацит.,на который выше указал terraformer.Все Приазовье им завалено,вон mbrane подтвердит.И сепарация не дорогая,я запрашивал инфу по оборудованию у майнинговой Тайландской конторы Dove-на круг там ложится 50-60 тыс. гринов.Ну да сам монацит -вообще без проблем собирается - хоч под мариуполем, хоч в рио га копакабана... ТОлько после этого все примущества и заканчиваются... В Красноуфимске лежит десятки тысяч тонн монацита - переработатьь его на ториевый конценттрат и редкоземы ну [----] как дорого
ЦитатаПравда из всех материалов накапливаемых предприятиями ядерной энергетики - низко обогащённый уран всё же один из самых мало проблемных.Самый безпроблемный материал-это монацит.,на который выше указал terraformer.Все Приазовье им завалено,вон mbrane подтвердит.И сепарация не дорогая,я запрашивал инфу по оборудованию у майнинговой Тайландской конторы Dove-на круг там ложится 50-60 тыс. гринов.
Цитата: AlexAV от 03 Сен 2017 [14:56:24]При такой загрузке в тяжеловоднике можно получить расход природного урана 80 кг/МВт год, против 105 кг/МВт год при работе на чистом уране. 20% снижение расхода урана - максимум что это позволяет добитьсяСейчас в тяжеловодниках, 50% энергии приходиться на плутоний. Если скажем торий разбадяжить обогащенным ураном, то думаю плутоний-ториевый вклад можно довести до 70-80%
При такой загрузке в тяжеловоднике можно получить расход природного урана 80 кг/МВт год, против 105 кг/МВт год при работе на чистом уране. 20% снижение расхода урана - максимум что это позволяет добиться
Цитата: mbrane от 12 Ноя 2017 [18:53:24]а сколько 238 урана (через нейтронный захват) выгорает в CANDU ?CANDU на природном уране (обогащение 0,71%) обеспечивает выгорание до 8,2 МВт сут/кг (т.е. выгорает где-то 0,82% массы топлива), при этом в отработанном топливе остаётся около 0,2% неиспользованного урана-235. Соответственно приблизительно 44% даёт деление урана-238 (в основном в через плутоний-239 конечно).
Сравним солнечную энергию с атомной в рамках китайского примера.Один доллар вложенный в фотовольтаику с учетом деградации панелей даст 0,7 ватт средней мощностиОдин доллар вложенный в АЭС даст 0,5 ваттЗа период эксплуатации в 30 лет и КИУМ 12,5% доллар вложеный в фотовольтаику даст 23 мегават/часаЗа период эксплуатации АЭС в 60 лет КИУМ 85% доллар вложенный в АЭС даст 223 мегават/часаВычтем ОПЕКСДопустим у фотовольтаики он 10%, тогда на КАПЕКС приходиться 20,7 мегават/часаУ АЭС ОПЕКС 50%, тогда на КАПЕКС приходиться 111 выработанных мегават/часаИтого доллар вложенный в АЭС в 5,36 эффективней фотовольтаики. Здесь конечно не учтен кредит. Но его считать смысла нет, ибо получатель процента по нему не какой работы не выполняет.
Случайно попала на глаза формула распада калия40. Калий 40 = аргон + позитрон + электронное нейтрино. Вероятность такого распада невелика но .. но кто и что мешает навалить куча калия40 в сильное магнитное поле которое бы собирало позитроны... по сути антиматерию?Если ее тут же реализовать.. получим энергию. Главное, что бы ее было больше, чем идет на поддержание магнитного поля ... ну и пошло на собирание собственно самого калия 40 так как он не очень распространен. 0,0117 % от общей масса калия. Но с другой стороны его период полураспада 1,248·10^9 лет. Собрав единожды сей реактор...
ЯДЕРНАЯ РЕЛЯТИВИСТСКАЯ ЭНЕРГЕТИКАhttp://www.cftp-aem.ru/Data/NNC%20RK%204.pdfЦитатаЗначительный рост средней энергии нейтронов, вызывающих деление в модели центральнойобласти АЗ, с ростом энергии пучка, - указывает навозможность использования ОЯТ без его сложной и«грязной» радиохимической переработки - в качестве топлива ЯРТ-реактораЦитатаПротонный ускоритель мощностью 10 МВт(Ер = 10 ГэВ и ток 1 мА), в соответствии с оценкамитаблицы 4, при КУМ ~ 20 обеспечит стартовую мощность ЯРТ-реактора ~ 200 МВт. При достиженииравновесной концентрации 239Pu в АЗ, мощностьустановки может достичь значений в диапазоне1300÷2600 МВт
Значительный рост средней энергии нейтронов, вызывающих деление в модели центральнойобласти АЗ, с ростом энергии пучка, - указывает навозможность использования ОЯТ без его сложной и«грязной» радиохимической переработки - в качестве топлива ЯРТ-реактора
Протонный ускоритель мощностью 10 МВт(Ер = 10 ГэВ и ток 1 мА), в соответствии с оценкамитаблицы 4, при КУМ ~ 20 обеспечит стартовую мощность ЯРТ-реактора ~ 200 МВт. При достиженииравновесной концентрации 239Pu в АЗ, мощностьустановки может достичь значений в диапазоне1300÷2600 МВт
Цитата: ВадимZero от 19 Сен 2017 [20:44:11]Цитата: Проходящий Кот от 19 Сен 2017 [20:38:28]А если урана уже нет?Куда он денеться? Океан по сути являеться возобновляемым источником урана. Кроме него еще торий есть который имеет в четверо большую распостраненность в природе.О тории уже говорено переговорено - пока это пустая фантазия....Добыча урана из океана - тоже из таких же фантазий...Хотя в обоих случаях есть экспериментальные учтановки, не показавшие коммерческой эффективности.
Цитата: Проходящий Кот от 19 Сен 2017 [20:38:28]А если урана уже нет?Куда он денеться? Океан по сути являеться возобновляемым источником урана. Кроме него еще торий есть который имеет в четверо большую распостраненность в природе.
А если урана уже нет?
Цитата: Rattus от 19 Окт 2017 [13:44:00]А вот, похоже, что-то действительно полезное для энергетики появилось наконец:https://indicator.ru/news/2017/10/17/nasos-dlya-zhidkogo-metalla-1200-gradusov/ну в общем-то и БН-600(БН-800) первый-второй контуры жидкометаллические (хотя натрий очень легкоплавкий), так шо перекачивать жидкие металлы (натрий, свинец) с помощью МГД-насосов умели и ранее... Но возникали проблемы высокотемпературной коррозии, которые индидидуальны для каждого конструкционного материала и рабочей среды.
А вот, похоже, что-то действительно полезное для энергетики появилось наконец:https://indicator.ru/news/2017/10/17/nasos-dlya-zhidkogo-metalla-1200-gradusov/
Цитата: Skipper_NORTON от 19 Окт 2017 [19:09:31]В ветряки и солнечные батареи я тоже не верю, но что мешает строить АЭС на БН ?Отсутствие вменяемых количеств цемента, арматуры, циркония и гафния.
В ветряки и солнечные батареи я тоже не верю, но что мешает строить АЭС на БН ?
Цитата: Скеп-тик от 19 Окт 2017 [20:27:41]Отсутствие вменяемых количеств цемента, арматуры,Это добро не куда не исчезнет.Цитата: Скеп-тик от 19 Окт 2017 [20:27:41]циркония и гафния.А вот это для быстрых реакторов вообще не нужно.
Отсутствие вменяемых количеств цемента, арматуры,
циркония и гафния.
Цитата: MenFrame от 20 Окт 2017 [12:40:48]Ну так ЗАЯЦ находится в процессе внедрения.Ну это всё же слишком оптимистично. Я бы сказал, что скорее в процессе НИОКР. Всё же пока существует целый ряд проблем (как технических, так и политических) которые мешают внедрению.Первое - реактора который позволял бы полноценно замкнуть этот цикл по сути пока и нет. Безбланкетные варианты БН на оксидном топливе обеспечить КВ > 1 не могут в принципе, даже для нитрида в этом плане есть вопросы. Реализовать реактор с бланкетом технически не проблема, однако здесь возникает проблема с соглашением по утилизации плутония (которое ограничивает это). Само это соглашение недавно мы разорвали, но вот только это действие пока напоминает ритуальное битьё тарелок, чем какой-то принципиальный шаг. Т.е. вышли то вышли, но вот ничего вопреки него тоже не делаем. В принципе в безбланкетном варианте в теории всё сходится у реактора с тяжёлометаллическим теплоносителем (свинец обеспечивает заметно более жёсткий спектр нейтронов, чем натрий, что позволяет получить КВ>1 даже в однородной АЗ), т.е. БРЕСТ, но этого реактора пока по сути нет, он пока на стадии строительства опытного реактора. Это из области проблем политических.Есть и технические. Главным образом связанные с переработкой ОЯТ. Освоенный PUREX c его модификациями здесь мало кого удовлетворяет. Как из-за образования большого количества отработанных растворов в процессе, с которыми непонятно что делать, так и из-за ограничений при работе с "горячим" топливом (а дать ему полежать и остыть - значит терять ценный Pu-241, что ведёт к снижению реального КВ в цикле, ну и кроме того нарабатывать большое количество америция, являющегося одним из наиболее проблемных радиоактивных отходов). Сейчас пробуют освоить пироэлектрохимические методы, но это опять же всё на стадии НИОКР, т.е. до промышленного внедрения пока не дошло.Самое же главное - экономика замкнутого цикла пока не ясна. И пока он реально не будет внедрён в опытно-промышленную эксплуатацию (т.е. будет реактор, который будет же полностью работать на плутонии из собственных ОЯТ) - и не узнаем. Себестоимость сколько-нибудь достоверно может быть определена только на основание практической эксплуатации. И здесь может получиться всё что угодно, от "практически на уровне ВВЭР или чуть лучше" до "совсем никуда не годится". Сказать что будет точно пока нельзя, слишком мало данных.Т.е. исследования действительно идут, но говорить именно о внедрение пока рано.
Ну так ЗАЯЦ находится в процессе внедрения.
Цитата: MenFrame от 20 Окт 2017 [14:48:42]БН позиционируеться как реактор который будет сжигать не только свои актиниды, но еще тоже самое добро от четырех водоводяных.Какая разница-то, все равно от топлива в активной зоне требуется строго определенный изотопный состав. Кроме того, AlexAV выше вам подробно расписал, как в реальности дела обстоят, вникните немного.
БН позиционируеться как реактор который будет сжигать не только свои актиниды, но еще тоже самое добро от четырех водоводяных.
Цитата: MenFrame от 20 Окт 2017 [14:48:42]БН позиционируеться как реактор который будет сжигать не только свои актиниды, но еще тоже самое добро от четырех водоводяных.Совершенно верно . Если на ВВЭР топливо обогащенный уран, а не MOX. Во франции к примеру ОЯТ MOX уже не перерабатывают, из-за сильного обогащения четно-четными актинидами
Цитата: sharp от 20 Окт 2017 [15:06:23]все равно от топлива в активной зоне требуется строго определенный изотопный состав. Для БН как раз не требуется, в быстром спектре все хорошо горит.Цитата: mbrane от 20 Окт 2017 [15:26:29]Если на ВВЭР топливо обогащенный уран, а не MOX."Прорыв" предпологает мокс и в ВВЭР тоже.
все равно от топлива в активной зоне требуется строго определенный изотопный состав.
Если на ВВЭР топливо обогащенный уран, а не MOX.
Цитата: snickers от 12 Ноя 2017 [15:26:12]Ясно так же что время реакторов типа ВВЭР сочтено.. произошла трогедия всиленскава масштаба...школота закрыла ВВЭР...почтим минутой молчания
Ясно так же что время реакторов типа ВВЭР сочтено..