Ядерная энергетика будущего

[AlexAV]

А если теплообменником будет сама металлическая стенка КВС.

Поверхность маленькая. Таким образом будет сложно снимать большую мощность.

[MenFrame]

видимо всё-таки не абсолютно прозрачна,

Ну так нужно сначала выяснить коэффициент черноты.

Так что ваши объяснения типа "часть переотражается вперёд, часть назад" вряд ли прокатывают.

Вы уж определитесь....Прозрачна частично или абсолютно прозрачна. Если абсолютной прозрачности нет, значит факт переизлучения имеет место быть.

авторы писали, что "бОльшая часть нейтронов покинет зону реакции с энергией 1-2 кэВ"

Авторы которые создали термоядерную бомбу, на практике показали что 14мэвные нейтроны хорошо делят уран 238 в третьей ступени.

при сжатии дейтерия в 100-1000 раз и размере этого сжатого дейтериевого шарика в несколько сантиметров нейтроны вполне успеют замедлиться, т.к. пробег нейтрона в таком плотном веществе будет очень мал.

Приведите конкретные цифры, по возможному сжатию и конкретному пробегу.

[Fall63]

Кстати легкое удаление некоторых осколков само по себе создаёт большую проблему с безопасностью. Я об радиоактивных изотопах инертных газов. Когда инертные газы фиксированы в керамической матрице, то их значительная часть успевает распадаться внутри реактора или во время выдержки топлива перед поступлением на радиохимический завод. А в жидкосоливеке они будут выходить сразу. Для повышения КВ это хорошо... Но куда их потом девать? В атмосферу спускать?

А сколько того криптона-85 там будет? (все остальное - фигня, честно говоря) Ибо это далеко не углерод-14 - распадается быстрее, в экосистемах не скапливается. Не раздутая ли до размеров слона проблема?

специализированный реактор-дожигатель всякого трансуранового мусора, из которого делать нормальные ТВЭЛы сложно из-за слишком высокой активности и тепловыделения. Очень специализированная задача

Дожигать и конечный продукт - кюрий-248 остекловывать и откладывать на будущее. Наши далекие потомки (если конечно цивилизация к тому времени сохранится в каком-никаком индустриальном виде) будут добывать оттуда плутоний-244, с потенциальными применениями в технике  за пределами ядерного горючего в твэлах, где этот сравнительно долгоживущий нуклид может стать незаменимым.

[Алексей В.]

Посмотрел как ведут себя основные продукты деления и материалы бомбы

посмотрели про всё-всё, даже про серебро с платиной, а про уран то как раз забыли посмотреть😊

Довольно интересная фазовая диаграмма с эвтектикой при содержание тория 3.2%. Сам по себе торий, как видим, в натрии хорошо растворим, но из-за наличии эвтектики в холодной ловушке выделяться не будет.

а если больше 3,2%, то тогда будет выделяться, насколько я понимаю? Но это правда уже многовато.
Мда, не ожидал, что торий будет как хорошо растворяться в жидком натрии и это при его температуре плавления = 1755 градусов, неожиданно. Т.е. если кусок тория бросить в жидкий натрий, то он там растворится?

Вывод - не годится натрий в качестве теплоносителя КВС от слова совсем. Правильный теплоноситель хотя бы все компоненты бомбы и все осколки деления должен хорошо растворять, чтобы хотя бы неконтролируемые отложения нигде не возникали.

Что предложить - надо думать. Свинец... Но от оседания того же карбида тория это не очень поможет. По идее почти все (относительно только платиновых металлов нужно смотреть, не уверен) должно растворяться в смеси Na[AlSi3O8] + Fe2O3. Но уж очень высокотемпературный получается теплоноситель (выше 1100 градусов) и очень агрессивный. Какие материалы в этих условиях могут работать не очень понятно.

блин, тут дело ещё и в том, что натрий ещё и самый, наверное, доступный и дешёвый теплоноситель для КВС, а нужно его нам сотни тысяч тонн для каждого КВС. Если же гнаться за "волшебным" теплоносителем, кот. будет абсолютно всё растворять, то придётся расплачиваться в другом - к примеру, как вы уже сказали про Na[AlSi3O8] + Fe2O3 - это его агрессивность и слишком высокая температура(и это большая проблема, т.к. прочность обычной стали для КВС начинает уменьшаться после 550 градусов) + ещё и наверняка и гораздо бОльшая стоимость самого теплоносителя.
Так что ,по-моему, проще оставить натрий и придумать как бороться с "корками".
И я думаю, что для того, чтобы эти корки не засирали главные энергетические теплообменники нужно просто не допускать к ним грязного натрия. Для этого нужно отделить грязный натрий от чистого за счёт стакана-ловушки.

После взрыва горячий, натрий смешанный с материалом бомбы, должен как-то предать энергию тому натрию, который пойдёт в теплообменники парогенератора,  а в этом случае это практически неотделимо от того, что он должен смешаться с ним. Т.е. в теплообменнике в любом случае будет течь натрий загрязненный материалом бомбы.

во первых в стакане-ловушке будут свои собственные теплообменники и именно на них и будут откладываться все корки. Но их относительно мало и тепловая мощность, которую они снимают тоже мала. Предположим стакан имеет диаметр 15-20 метров и высоту 30 метров. Диаметр же основания КВС25 = 130 метрам. Т.е. площадь основания "стакана" будет составлять всего 1,3-2,4% от площади основания КВС. После взрыва основная часть тепловой энергии этого взрыва поглощается именно верхней частью защитной стенки (ЗС) натрия, т.к. после удара по ней ударной волной и торможения о корпус она падает вниз с высоты 250 метров, т.е. больше 10 секунд, пропуская в это время через себя весь разогретый взрывом аргон и испарённый натрий.
И именно 1,3-2,4% этого падающего с потолка натрия и окажется в стакане-ловушке, принеся с собой как раз эти 1,3-2,4% общей тепловой энергии взрыва. Если тепловая мощность КВС 35 ГВт, то тепловая мощность, кот. нужно будет снять с ловушки будет 455-840 МВт. Этой мощностью в принципе можно вообще пренебречь и просто сбросить в атмосферу.
Толщина защитной стенки 2 метра, значит после взрыва в стакане будет 4-х метровый слой грязного натрия общей массой 700-1250 тонн. Таким образом у нас будут грязными всего лишь 0,25-0,4% от всех 300 000 тонн натрия.
Вопрос - а корки насколько будут прочными? Может их можно будет смыть просто струёй натрия? А в самом натрии примеси будут в виде коллоидного раствора или суспензии?

[AlexAV]

посмотрели про всё-всё, даже про серебро с платиной, а про уран то как раз забыли посмотреть😊

Практически так же как вольфрам. Уран при умеренных температурах в натрие практически не растворим (https://www.sciencedirect.com/science/article/abs/pii/S1001804208600305).

[AlexAV]

А сколько того криптона-85 там будет? (все остальное - фигня, честно говоря) Ибо это далеко не углерод-14 - распадается быстрее, в экосистемах не скапливается. Не раздутая ли до размеров слона проблема?

Радиоактивное инертные газы как источник долговременного загрязнения в глобальном масштабе особой угрозы не представляют. Т.е. атомная энергетика никаких разумных масштабов неспособна создать глобально в атмосфере их концентрацию достаточно большую, чтобы её вообще кто-то заметил. Но это не значит, что они не могут создать серьёзные сложности. Помимо глобальных вопросов есть куда более локальные, но от того не менее важные - санитарные нормы для персонала АЭС и населения близлежащих населенных пунктов. И тут радиоактивные инертные газы очень даже могут стать проблемой. Причём при рассмотрение данного вопроса нужно учитывать не только Kr-85, но и более короткоживущие Xe-133 и Xe-135. Несколько часов вполне достаточно, чтобы газ успел распространиться по площадке ядерного объекта или его снесло ветром к близлежащему населенному пункту.

Относительно предельных допустимых выбросов исходя из норм облучения населения есть такие оценки (http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t37-3_1974/go,58/).

Постоянные выбросы:



Кратковременные:


Теперь посмотрим что даст наш жидкосолевой реактор. Расплав солей радиоактивные инертные газы не удерживает совсем и от туда они будут легко выходить. Соответственно их нужно удалять из реактора и что-то с ними делать. Первый вариант - поступаем как поступают сейчас на большинстве реакторов. Ставим трубу по выше и после прохождения фильтров (очищающих газ от цезия, иода и прочего) - выбрасываем в атмосферу.

Видите трубу на фотографии НВАЭС:



Она как раз для этого. Через неё сбрасывается (после очистки) воздух вытяжной вентиляции помещений станции. При очистке большая часть примесей задерживается, но не радиоактивные инертные газы. Все радиоактивные инертные газы, которые выходят из матрицы ТВЭЛов, в конечно счёте удаляются через неё. К счастью из керамической матрицы выходит не много, а первый контур реактора покидает ещё меньше. Для реакторов с ВВЭР они не должны превышать 690 ТБк/год = 51.1 Ки/сутки, РБМК - 3700 ТБк/год = 274 Ки/сутки (http://docs.cntd.ru/document/901862274). Это самый простой и дешёвый путь.

Оценим, что будет если также поступить на жидкосолевом реакторе, где топливо инертные газы не удерживает вообще. Путь есть реактор мощностью 1ГВт. При одном деление высвобождается энергия около 200 МэВ, соответственно в таком реакторе делится 51.89 мкмоль урана в секунду. Выход Kr-85 при деление (цифры для U-235, но для других изотопов они отличаются не радикально, поэтому для оценок подойдёт)- 5.9 10^-5, а период полураспада 10.739 лет, Xe-133 выход - 1.9 10^-5, период - 5.2475 суток, Xe-135 выход - 0.00178, период - 9.14 часов. Соответственно в этом случае будет производиться и выбрасываться в атмосферу активность Kr-85 - 8.8 Ки/сутки, Xe-133 -  2117 Ки/сутки, Xe-135 - 2.73 млн. Ки/сутки. Видно, что главным загрязнителем будет  Xe-135, причем объём его выбросов будет выражаться какой-то совсем неприличной цифрой, превосходящей ПДВ почти в 100 раз. В общем вариант никуда не годится. Такая станция никак не будет отвечать никаким, даже минимальным, стандартам экологической безопасности и безопасности труда. Работать такому никакие надзорные органы не позволят и правильно сделают.

Второй вариант - газ выделяемый из реактора изолируется и циркулирует в замкнутом контуре. В этом случае постоянные выбросы можно уменьшить и как-то вписать хоть в какие-то разумные цифры. Однако в этом случае нужно рассмотреть вопрос риска аварии, связанного с разгерметизацией этого контура. Нарушение герметичности газового контура  - не такая уж и редкая проблема, и в случае такого пришествия весь радиоактивный газ из контура может выйти очень быстро. Соответственно нужно оценить сколько активности будет содержаться в этом контуре. Сделать это относительно просто. Xe-133 и Xe-135 имеют относительно малый период полураспада и будут находиться там в стационарном состояние, когда поступление нового ксенона из реактора будет равно его потере из-за радиоактивного распада. Для Kr-85 это будет не обязательно так (период полураспада большой и на таком интервале времени его утечки из контура могут быть более значимы, чем его распад), но будем считать, что мы его удерживаем очень хорошо и он находится в таком же равновесии, как Xe-133 и Xe-135. В этом случае в газовом контуре будет содержаться  Kr-85 - 49.7 тыс. Ки, Xe-133 - 16 тыс. Ки, Xe-135 -  1.5 млн. Ки. Выброс при разгерметизации контура (прежде всего за счёт Xe-135) будет в 150 раз больше ПДВ. Это значит, что разгерметизация такого газового контура с удаляемыми из реактора газами будет очень серьёзной радиационной аварией. И при оценке опасности для персонала и населения его обязательно нужно учитывать.

Итого выводы.

- Отходящий газ в реакторе, где топливо не удерживает радиоактивные инертные газы, нужно тщательно изолировать. Активность уходящих от реактора ИРГ в этом случае столь велика, что их радиационной опасностью пренебрегать нельзя и их попадание в окружающую среду представляет опасность для персонала и населения.
- Нарушение герметичности газового контура с отходящими от реактора ИРГ будет являться серьезной радиационной аварией, представляющей угрозу для персонала станции и населения близлежащих населённых пунктов. Соответственно данный контур является очень ответственным объектов, техническое состояние оборудования которого должно тщательно контролироваться.

А это в свою очередь деньги, много денег. Плюс, видимо, придётся увеличивать радиус зоны безопасности вокруг АЭС с жидкосолевым реактором по сравнению с существующими и относить их подальше от населенных пунктов. Потому что контроль-контролем, но газ - вещь текучая и что завтра где-то не возникнет какая-то неплотность в газовом контуре с отходящими от реактора газами никто 100% гарантии не даст.

В общем, как видно, проблема есть и борьба с ней едва ли будет простой и дешёвой.

P.S. В качестве вишенки к этому торту. Продукт распада Xe-135 - это Cs-135, а он радиоактивный. Соответственно все поверхности и оборудование с которым будет соприкасаться газ отходящий от ЖСР будут загрязняться. Обслуживание газового оборудования в системе удаления и хранения газов отходящих от ЖСР в силу этого будет делом не слишком приятным. В общем проблема выделения ИРГ для ЖСР отнюдь не мелкая. Бороться с этим будет не так просто в техническом плане и совершенно точно очень не дешево. Когда весь этот Xe-135 и Xe-133 фиксирован в керамической матрице и не летает свободно - как-то проще.

[Алексей В.]

Когда весь этот Xe-135 и Xe-133 фиксирован в керамической матрице и не летает свободно - как-то проще.

а нельзя его так же после улавливания "зафиксировать" в каком-нибудь скажем герметичном баллоне? Что керамическая матрица гораздо безопаснее что ли будет? Или матриц много в этом их безопасность? Ну так и баллонов можно тоже много наделать.
За год при мощности тепловой в 3 ГВт сгорает 1 тонна урана-235 или 4225 моль, значит образуется по вашим данным выхода на 1 деление всего 0,25 моля Kr-85 или всего лишь 5,6 литра газа при н.у., Xe-133 - 0,08 моля объёмом 1,8 литра, Xe-135 - 7,5 молей объёмом 168 литров.
Последние 2 газа быстро распадутся. В чём проблема изолировать такой малый объём радиоактивных газов?

Вы уж определитесь....Прозрачна частично или абсолютно прозрачна. Если абсолютной прозрачности нет, значит факт переизлучения имеет место быть.

на сколько я понял из графика на рис. 5.2 от 0 до 10 нс происходит нагрев только вещества внутри бомбы и в воздух вообще ничего не выходит. Значит корпус бомбы пока что абсолютно непрозрачен.
Далее, 10-20 нс излучение начинает уже выходить в воздух, но пока ещё не особо активно, т.е. можно сказать, что корпус частично прозрачен для излучения.
20-40 нс - основная фаза выноса излучения в воздух, значит корпус условно можно назвать абсолютно прозрачным.

Авторы которые создали термоядерную бомбу, на практике показали что 14мэвные нейтроны хорошо делят уран 238 в третьей ступени.

Наверное, в дейтрид литии не такая высокая степень сжатия, поэтому нейтроны и выходят не замедлившись. Авторы КВС говорили, что оптическая толщина дейтерия должна быть хотя такой, чтобы нейтроны не выходили из дейтерия не замедлившись, т.е. это одно из условий протекания реакции горения дейтерия. Дейтрид лития без этого вполне обходится, но не дейтерий.

По идее почти все (относительно только платиновых металлов нужно смотреть, не уверен) должно растворяться в смеси Na[AlSi3O8] + Fe2O3. Но уж очень высокотемпературный получается теплоноситель (выше 1100 градусов) и очень агрессивный. Какие материалы в этих условиях могут работать не очень понятно. 

так может его то как раз и использовать, но не в качестве теплоносителя, а в качестве растворителя корок? Итак, стакан-ловушка у нас поработала несколько, не знаю, дней, недель, образовались везде по её внутренней поверхности корки нароста. Наполняем ловушку Na[AlSi3O8] + Fe2O3, всё растворяется, сливаем. Или можно поливать эти корки этой смесью, не знаю.
Кстати, если уж примеси так любят везде оседать, то пусть лучше оседают в нужном месте. Для этого можно грязный натрий пропускать через батарею пластин. Скажем у нас есть стопка пластин каждая 1*1 метр и между ними расстояние 1 см. Итого, 1 м3 такой пластинчатой батареи будет иметь суммарную площадь абсорбции = 200 м2. При пропускании натрия между пластинами все примеси будут на них оседать и если они скажем образуют слой на пластине толщиной в 1 мм, то в 1 м3 батареи будет содержаться 200 литров смеси остатков от бомб. Из этих 200 л - можно сделать как минимум 1 новую бомбу.
Это если нарастание корок происходит подобно тому, как нарастает лёд на крыльях самолёта. Если же по другому, то можно и что-нибудь другое ,наверное, придумать.
И ещё, теплообменники, в которые заливается грязный натрий из стакана-ловушки должны быть однозначно одноразовыми с возможностью автоматизированной замены. Также ,возможно, лучше бы для них подошла схема при которой в бассейне с грязным натрием теплообменники были бы погружёнными в этот натрий.
Правда, мне не известно как будет происходить нарастание корки - есть ли смысл и возможность их очистки на месте или сразу же их проще направить на переработку.

[Сергей Н]

Второй вариант - газ выделяемый из реактора изолируется и циркулирует в замкнутом контуре.

Зачем? Сколько газа выделяется за сутки - микрограммы? Гораздо надежнее закачивать его в баллоны затем разделять. Это выглядит в сто раз безопаснее чем хранение газа в работающих ТВЭЛах, которые периодически извлекают и ставят обратно в реактор.

[AlexAV]

а нельзя его так же после улавливания "зафиксировать" в каком-нибудь скажем герметичном баллоне?

Баллон может легко разгерметизироваться, а газ от туда легко выйти. А вот чтобы газ полностью вышел из керамической матрицы - её нужно или расплавить или растворить. Т.к. керамики на основе диоксида урана и, особенно, диоксида тория весьма инертные и тугоплавкие (растворяются только в концентрированных кислотах, а плавятся только при температуре выше 2875 градусов (для оксида урана) и 3050 для диоксида тория), то вероятность что что-то спонтанно случится с керамической матрицей куда как менее вероятное событие, чем с баллоном.

Ну так и баллонов можно тоже много наделать.

Нет, не в количестве, а в том, что из керамики газ фиксированный в дефектах решётки высвободить само по себе дело не тривиальное. При минимальном соблюдение правил обращения с отработанным топливом вероятность его самопроизвольного плавления почти равна нулю. Ну а то, что кто-то притащит на станцию несколько тонн концентрированной азотной кислоты и станет его там растворять - ситуация вообще фантастическая.

А вот баллон может потечь спонтанно, сам и в любой момент (коррозия, усталость металла, деградация уплотнителей кранов, последнее вероятнее, благо есть от чего, полимеры от радиации довольно сильно деградируют).

За год при мощности тепловой в 3 ГВт

Оценки в моём сообщение выше для 1 ГВт тепловой, для 1 ГВт электрической естественно все цифры там нужно умножить приблизительно на три.

В чём проблема изолировать такой малый объём радиоактивных газов?

А вы их ещё выделите. Вот работает у вас система удаления летучих осколков. В колонне очистки через расплав продуваются десятки-сотни кубометров в час инертного газа (скажем азота), на выходе эти же самые сотни кубометров с примесью всего относительно летучего (иода, соединений халькогенов и т.д., ну и естественно ИРГ). Затем всё это проходит через систему фильтров, где иод с халькогенами осаждается, ну а инертные газы на то и инертные, что фильтрами практически не задерживаются. И вот у Вас в системе удаления летучих осколков циркулирует азот с примесью нескольких ppb ИРГ. Ну и как их оттуда выделять?

Не будет системы выделения осколков вообще? А тогда зачем Вам жидкосолевик с его проблемами? Возможность улучшить нейтронный баланс за счёт непрерывного удаления хотя бы части осколков - единственное его преимущество, всё остальное - недостатки. И даже в этом случае ИРГ будут течь из реактора в воздух реакторного зала (они и на ВВЭР чуть-чуть подтекают, несмотря на тройной барьер (керамическая матрица, герметичная оболочка ТВЭЛов, корпус реактора с герметичным замкнутым первым контуром), а тут вообще будут течь катастрофически, меньше, чем в предыдущем случае окажется в газовом контуре удаления летучих осколков, но всё равно много). Далее воздух из реакторного зала с ничтожный примесью ИРГ выкачивается вытяжной вентиляцией. Ну что с этим зараженным воздухом делать? А его будут сотни кубометров в час. Выделять из него инертные газы, которых там ppm-ные количества не вариант вообще, это технически невозможно.   

[AlexAV]

Зачем? Сколько газа выделяется за сутки - микрограммы? Гораздо надежнее закачивать его в баллоны затем разделять. Это выглядит в сто раз безопаснее чем хранение газа в работающих ТВЭЛах, которые периодически извлекают и ставят обратно в реактор.

Вот есть у Вас азот с 100 ppb радиоактивного ксенона. Ну и как его отделять так, что на этой процедуре не обанкротиться (не забываем, что такой газ, несмотря на малое по объёмной доле содержание радиоактивных изотопов все равно будет страшно радиоактивным, а впадение продуктов распада этих изотопов (тоже радиоактивных) будет загрязнять всё что с этим газом будет соприкасаться).

[AlexAV]

Наверное, в дейтрид литии не такая высокая степень сжатия, поэтому нейтроны и выходят не замедлившись. Авторы КВС говорили, что оптическая толщина дейтерия должна быть хотя такой, чтобы нейтроны не выходили из дейтерия не замедлившись, т.е. это одно из условий протекания реакции горения дейтерия. Дейтрид лития без этого вполне обходится, но не дейтерий.

О чём тут спорить не понимаю. В литературе есть данные о спектре нейтронов выходящих с поверхности устройства при термоядерном взрыве. Просто возьмите и посмотрите. Вот пара табличек из В.М. Лоборев и др. "Физика ядерного взрыва".



Видно, что около половины испускаемых термоядерным устройством нейтронов являются быстрыми (т.е. с энергией более 100 кэВ). Причём спектр этих быстрых нейтронов очень жесткий. 62% испускаемых быстрых нейтронов имеют достаточную энергию, чтобы индуцировать деление ядер Th-232 и U-238, где-то 26% имеют энергию достаточную, чтобы индуцировать  (n, 2n) реакции (более 6 МэВ) и даже достаточно много нейтронов, которые могут индуцировать (n, 3n) реакции.

Т.е. при описании процессов взаимодействия нейтронов, испускаемых термоядерным устройством, с веществом учёт пороговых ядерных процессов обязателен. Их влияние будет достаточно существенным.

[Алексей В.]

Второй вариант - газ выделяемый из реактора изолируется и циркулирует в замкнутом контуре.

третий вариант - периодически полностью перекачивать весь газ из замкнутого контура в баллоны, чтобы не "ложить все яйца в одну корзину", а на его место закачивать свежий, чистый азот.

[Mercury127]

а почему в левой табличке два раза указан интервал 6,36 - 8,18 МэВ, причем с разными долями?

[AlexAV]

а почему в левой табличке два раза указан интервал 6,36 - 8,18 МэВ, причем с разными долями?

Судя по всему опечатка. Пропустили строку 2.35-4.06 и дважды повторили 6.36-8,18 МэВ. Т.е. колонке слева там второй строкой снизу нужно добавить 2.35-4.06, остальное сместить на одну позицию вверх убрав одно 6,36 - 8,18 МэВ. Колонка справа - полностью верная.

[Сергей Н]

Вот есть у Вас азот с 100 ppb радиоактивного ксенона. Ну и как его отделять так, что на этой процедуре не обанкротиться (не забываем, что такой газ, несмотря на малое по объёмной доле содержание радиоактивных изотопов все равно будет страшно радиоактивным, а впадение продуктов распада этих изотопов (тоже радиоактивных) будет загрязнять всё что с этим газом будет соприкасаться).

 Это похоже на аварийную ситуацию. Если она произошла или рассматривается как весьма вероятное событие, тогда на территории где такое возможно надо запретить какую либо "атомную" деятельность. Как в Германии.

[AlexAV]

Это похоже на аварийную ситуацию.

Так беда в том, что циркулировавшие огромного количества загрязненного радионуклидами газа - практически неотъемлемая часть функционирования жидкосолевого реактора (по крайней мере с системой непрерывного извлечения части осколков, а иначе зачем он вообще нужен).

Вообще как тут правильно заметили выше, жидкосолевой реактор в штатном режиме похож на обычный реактор в состояние аварии 4-го уровня по шкале INES. В общем Б - это безопасность. Для каких-то специальных задач на площадке радиохимического завода - может быть (уничтожитель малых актиноидов, на разработчик чего-то там). А вот относительно его перспектив как массового энергетического реактора уже исходя из этого вопросов куда больше. 

P.S. Это не только моё мнение. Неплохое интервью по вопросу: http://atominfo.ru/newso/v0966.htm

Высказывается такое мнение, и я с ним согласен: "У нас по ОПБ запроектной аварией считается расплавление активной зоны. В ЖСР зона изначально расплавлена, и мы эксплуатируем реактор в состоянии запроектной аварии".

[MenFrame]

"У нас по ОПБ запроектной аварией считается расплавление активной зоны. В ЖСР зона изначально расплавлена, и мы эксплуатируем реактор в состоянии запроектной аварии".

Это просто игра словами. Так же как и "что русскому хорошо то немцу смерть" Так же и для ЖСР штатный режим работы, это не тоже самое что для другого типа реактора.

ЖСР в теории дает энергию с очень хорошей экономикой, так что те проблемы которые есть нуждаются в решениях, а не в поводе бояться и других пугать. А то веть ВВР он смотрите паровая бомба, а БН натриевая бомба....  И не чего, практика показывает что проблемы решаемы.

Что касается утилизации радиоактивных газов то не вижу тут большой проблемы. Отсасывайте газы в баллоны, баллоны храните в вентилируемом помещении(с трубой) где они будут медленно терять свою активность. Даже если какие то будут терять герметизацию, естественная вентиляция будет выносить это все в атмосферу. То есть средний вариант между надежно хранить, и отправлять все в трубу.

[AlexAV]

Отсасывайте газы в баллоны, баллоны храните в вентилируемом помещении(с трубой) где они будут медленно терять свою активность. Даже если какие то будут терять герметизацию, естественная вентиляция будет выносить это все в атмосферу. То есть средний вариант между надежно хранить, и отправлять все в трубу.

Когда у Вас в баллонах непрерывно в квазистационарном состояние находится 150 ПДВ активности, которая может при неблагоприятном стечение обстоятельств за секунды поступить в атмосферный воздух- это очень серьёзная проблема проблема с безопасностью.

ЖСР в теории дает энергию с очень хорошей экономикой

На чём основана эта теория? Из-за невозможности использовать нормальную сталь реактор будет очень дорогим. Четыре контура вместо двух (опять дорого). Требует много дефицитного бериллия, ресурсы которого очень ограниченны. Расплавленная АЗ не удерживает ряд осколков, причём среди них есть особо опасные (иод). А это сразу большая угроза серьёзного радиационного пришествия (а значит ограничения на расстояние от реактора до населенного пункта). С другой стороны сейчас нет никакой вменяемой технологии извлечения из расплава самых существенных нейтронных ядов (лантаноиды, по крайней мере из торий-содержащих расплавом, с чисто урановыми лучше). Не очень хороший спектр нейтронов для деления U-235 (в среднем по спектру жидкосолевика с FLiBe он даёт только около 1.7 нейтронов на захват), соответственно в чистом Th-232 - U-233 цикле он ещё как-то будет работать (если лантаноидные осколки научиться убирать из соли, что никто пока толком делать не умеет),  а в цикле Th-232 - равновесная смесь всех изотопов урана (U-233+U-234+U-235+U-236) уже никак. А значит уран образующийся из тория тут неизбежно придётся обогащать для очистки от тяжёлых изотопов урана. Для сравнения в спектре тяжеловодника U-235 даёт 2 нейтрона на захват и в результате он в принципе может работать в цикле с равновесным изотопным составом урана без его очистки от тяжёлых изотопов. Т.е. при использование тория в жидкосолевике и топливный цикл получается сложнее, чем у тяжеловодника. А хорошего что?

P.S. Да, ещё. Литий во FLiBe должен быть практически чистым Li-7, с ничтожными допусками по концентрации Li-6 (это сильнейший поглотитель нейтронов), не более 0.0001% . Технология обогащения лития существует, но она на много дороже получения той же тяжелой воды. А это опять же вопрос цены реактора.

[MenFrame]

Когда у Вас в баллонах непрерывно в квазистационарном состояние находится 150 ПДВ активности, которая может при неблагоприятном стечение обстоятельств за секунды поступить в атмосферный воздух- это очень серьёзная проблема проблема с безопасностью.

Ну если все в один балон закачать то конечно. Если же будет массив касет, то разгерметизация отдельных касет будет уже предсказуемым явлением и частью рабочего процесса.

Из-за невозможности использовать нормальную сталь реактор будет очень дорогим.

А сколько сейчас в себестоимости ВВР реактора занимает сама сталь? Поскольку это сосуд работающий пот давлением хранящий в себе тонны радиоактивной воды к нему очень большие требования к техническому исполнению, проверкам испытаниям. А ЖСР давление атмосферное, сам реактор компактный.

Не очень хороший спектр нейтронов для деления U-235 (в среднем по спектру жидкосолевика с FLiBe он даёт только около 1.7 нейтронов на захват)

Для сравнения в спектре тяжеловодника U-235 даёт 2 нейтрона на захват

Это что то новенькое. ЖСР вроде как единственная схема на Тории которая дает КВ выше единицы. А тут выясняется что спектр не такой. Если у нас нейтрон тепловой, то есть энергия маленькая у нейтрона. Значит разница в итоговое возбуждение ядра  будет минимальна. Соответственно непонятно откуда вообще такая разница?
И еще не понятно как отделение урана 235, ото всей топливной композиции позволяет нам повысить КВ? Даже если вы правы и нейтронов дает он меньше, то при отделении он их вообще не будет давать. В чем смысл разделения?

А хорошего что?

Отсутствие этапа фабрикации и рефабрикации.
Высокий КИУМ
Высокий КПД
Высокий КВ

[AlexAV]

Ну если все в один балон закачать то конечно. Если же будет массив кассет, то разгерметизация отдельных касет будет уже предсказуемым явлением и частью рабочего процесса.

Скажем взрыв в помещение. Теракт, например (такого рода угрозы тоже всегда учитываются при оценке безопасности). Радиоактивный газ даже во множестве баллонов - это всё ровно очень большая угроза безопасности. По хорошему вблизи населенного пункта значимая активность вообще не должна храниться в форме из которой она может легко распространиться в окружающей среде, т.е. газообразной, летучей или водорастворимой.

Кстати ИРГ в плане "выделили, а что с эти делать дальше?" не единственный материал, который будет создавать проблемы. Тот же иод (иод-131 из всех осколков вообще самый опасный изотоп для здоровья человека). Выделить из расплава его не проблема, уловить тоже. Но вот как его дальше-то безопасно хранить? У йода мало водонерастворимых соединений, устойчивых на воздухе при радиационном облучение ещё меньше (иодиды относительно легко окисляются, отдавая свободный иод, особенно под действием ионизирующего излучения в присутствии воды и кислорода). Единственно, что по сути предложено - связывать его в иодид серебра с последующей его фиксацией в стеклянной матрице. Серебро, сами понимаете, вещь не самая доступная. В общем тоже то ещё удовольствие.

Это что то новенькое. ЖСР вроде как единственная схема на Тории которая дает КВ выше единицы.

С точностью наоборот. Сейчас хорошо, в деталях, так что просто придраться некуда, показана возможность работы тория в режиме самообеспечения делящимся изотопом:

1) В гетерогенном реакторе с тяжеловодным замедлителем в двух областях. В области сверхплотных решёток (соотношение тяжелая вода-топливо около 1) и в области сверхредких (соотношение тяжелая вода-топливо около 25). Тяжеловодный гетерогенный реактор в обоих этих областях может иметь КВ>1 как в чисто Th-232 - U-233 цикле (когда все малые актиноиды и тяжёлые изотопы урана после каждого цикла убирают), так и в полноактиноидном (в цикле возвращаются  все актиноиды, включая тяжёлые изотопы урана, нептуний и плутоний) (ну и уж тем более в цикле, где возвращаются только все изотопы урана, в тепловом спектре нептуний - просто нейтронный яд, т.е. цикл с возвратом всех изотопов урана более благоприятен, чем полноактиноидный).

2) В гетерогенном реакторе с легководным замедлителем в области сверхплотных решеток. В этом случае возможна работа только в Th-232 - U-233 цикле, в полноактиноидном КВ>1 никогда не достигаются.

Смотрите:
https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/18811248.2007.9711334
https://www.researchgate.net/publication/267330364_Actinide_closed_water_cooled_thorium_breeder_reactor
https://www.researchgate.net/publication/267330415_All_Heavy_Metals_Closed-Cycle_Analysis_on_Water-Cooled_Reactors_of_Uranium_and_Thorium_Fuel_Cycle_Systems

Есть очень старая советская работа, где говорится, что КВ>1 возможен в гетерогенном графитовом реакторе. Но не факт, что этот вывод достоверен. С 50-х ядерные константы уточнялись и это нужно перепроверять.

Для жидкосолевых реакторов пока показана возможность КВ>1 только в Th-232 - U-233 цикле (и то только при условие извлечения осколков на лету). Из-за довольно большой потери нейтронов за счёт поглощения FLiBe КВ>1 достигается только при большой концентрации тория. В этой области медианная энергия поглощаемого нейтрона составляет величину около 178 эВ и ровненько попадает в область, где U-235 делится не очень хорошо (у U-233 такого выраженного провала нет). Выход нейтронов на захват и вероятность деления U-235 очень важный параметр полноактиодного цикла и цикла с равновесным изотопным составом урана. С учётом этого скорее всего полноактиодный цикл и цикл с равновесным изотопным составом урана на жидкосолевом реакторе вообще работать не могут. Только чисто Th-232 - U-233 цикл (что требует очистки урана после каждого цикла от всех тяжёлых изотопов).

В общем лучшие условия для сжигания тория достигаются в реакторе со сверхплотной решёткой и тяжеловодным замедлителем (правда не очень понятно, можно ли такой реактор сделать технически, тут имеет смысл посмотреть в сторону ВВЭР-СКД, но залитого тяжелой водой, где нужное соотношение вода/топливо можно достигать не за счёт уменьшения шага решетки, а за счёт снижения плотности теплоносителя). Там даже в полноактиноидном цикле выгорание более-менее приличное (при сохранение КВ>1) можно получить вплоть до 36 МВт сутки/кг.

Похуже, но приемлемые в тяжеловоднике со сверхредкой решеткой (что-то типа чуть переделанного CANDU). Там правда выгорания получаются скромными. Около 12 МВт сутки/кг в полноактиноидном цикле и около 25 МВт сутки/кг в чисто  Th-232 - U-233 цикле.

По жидкосолевикам пока показана возможность работы с КВ>1 только в чистом Th-232 - U-233 цикле и только при условии непрерывного извлечения осколков. Судя по спектру нейтронов в этом режиме в полноактиноидном цикле (и цикле с равновесным изотопным составом урана) он просто не сможет работать вообще. В общем даже просто в ядерно-физическом аспекте жидкосолевик для тория хуже тяжеловодника. Т.е. в самых интересных с точки зрения экономики вариантах цикла (таких которые не требуют обогащения получаемого из тория урана для его очистки от тяжелых изотопов урана) он, судя по всему, вообще работать не может. А гетерегенный реактор с тяжеловодным замедлителем - вполне.