Ядерная энергетика будущего

[mbrane]

Не везде возможна аккумуляция

САТЭ – система аккумулирования тепловой энергии

для чего?

[MenFrame]

для чего?

Для для выработки электричества в часы пик.

[mbrane]

для чего?

Для для выработки электричества в часы пик.

Какого электичества в часы пик, если если электричество вырабатывается паром, а его параметры значительно выше нежели окружающая среда, а конвекцию, с издучательным переносом, и даже медленную при большом температурном градиенте но при  никто не отменил... Фазовый переход вода /пар один из самых емких  (по скрытой теплоте) среди всех фазовых переходов, ибо  водродных связей в воде немерянно.
 

[MenFrame]

если если электричество вырабатывается паром

http://mpei.ru/diss/Lists/FilesDissertations/199-Диссертация.pdf

Недавно были предложены схемы подземных водяных тепловых
аккумуляторов (ПВТА) для энергоблока с ВВЭР-1000. Показано, что ПВТА для блока с ВВЭР-1000 может иметь объем до 106 м3 (схема с промежуточным энергоаккумулирующим контуром, k=100%) и располагаться на глубине 700-900м. Дополнительные затраты на ПВТА составляют 15% стоимости блока, что в 4-5 раз меньше затрат на ГАЭС аналогичной мощности

[Kaiserfrogling]

Хотя основной искусственный источник С-14 - всё же активация азота: N-14 + n = C-14 +p.

И именно изза этой реакции все разговоры о быстронейтронниках на нитридном топливе это маниловщина

[MenFrame]

И именно изза этой реакции все разговоры о быстронейтронниках на нитридном топливе это маниловщина

И чем он страшнее остальных нестабильных изотопов нарабатываемых в ТВЭЛе?
Хотя в целом проблема надуманная ибо собираются использовать N15

[sharp]

И именно изза этой реакции все разговоры о быстронейтронниках на нитридном топливе это маниловщина

Дадим задачку искусственному интеллекту - уж он-то полюбому разберется, как организовать ядерный цикл оптимальным образом

[Kaiserfrogling]

Хотя в целом проблема надуманная ибо собираются использовать N15

-facepalm
N-15 в быстронейтроннике использовать нельзя, точнее - он его сделает медленнонейтронником

[MenFrame]

N-15 в быстронейтроннике использовать нельзя, точнее - он его сделает медленнонейтронником

Для тех кто не в теме..... Чем выше масса ядра элемента тем хуже он замедляет нейтроны. Это следствие классической физики обменов импульсом. Потому лучший замедлитель это водород, а худший свинец(из используемых) Азот 15 в этом плане смотриться чуть лучше, азота 14.

[Kaiserfrogling]

Чем выше масса ядра элемента тем хуже он замедляет нейтроны

АААА вот почему его предлагают использовать вместо кислорода-16 - чтобы сильнее нейтроны замедлять.
Ничего что азот-15 является нейтроннно-избыточным изотопом и с горячими нейтронами как раз сильно баунсит?

[sharp]

Чем выше масса ядра элемента тем хуже он замедляет нейтроны

АААА вот почему его предлагают использовать вместо кислорода-16 - чтобы сильнее нейтроны замедлять.
Ничего что азот-15 является нейтроннно-избыточным изотопом и с горячими нейтронами как раз сильно баунсит?

Сильно/несильно это художественная характеристика. Давайте в цифрах.

[MenFrame]

АААА вот почему его предлагают использовать вместо кислорода-16 - чтобы сильнее нейтроны замедлять.

Его предлагают использовать потому что нитридное топливо плотнее.

с горячими нейтронами как раз сильно баунсит

Что значит "баунсит"?

[AlexAV]

N-15 в быстронейтроннике использовать нельзя, точнее - он его сделает медленнонейтронником

Ничего подобного. Как замедлитель он мало отличается от O-16. Сечение упругого рассеяния там достаточно близко, а масса N-15 и O-16 отличается не сильно. Что касается неупругих процессов, то их порог для N-15 - 5270 кэВ (http://www.nndc.bnl.gov/nudat2/getdataset.jsp?nucleus=15N&unc=nds) и находится в области, где даже нейтронов делительного спектра очень мало, а в реакторе, даже с тяжелометаллическим теплоносителем, и вовсе практически нет. Там средняя энергия нейтронов 400-500 кэВ. Для совсем высокоэнергетических нейтронов  (>1МэВ) потери энергии в неупругих процессах на ядрах актиноидов идёт намного эффективнее, чем на лёгких ядрах (собственно из-за этого на чистом U-238 цепная реакция и невозможна, если убрать неупругое рассеяние, то шла бы , к сожалению или счастью нейтроны в неупругих процессах замедляются в уране-238 быстрее, чем успевают его делить).

что азот-15 является нейтроннно-избыточным изотопом

N-15 - ядро с магическим числом нейтронов, поэтому является особо устойчивым (чуть менее, чем дважды магический O-16, но тем не менее) с малыми сечением захвата нейтронов, низкими сечениями и высокими порогами неупругих процессов. В этом плане для N-15 меньше замедляет быстрые нейтроны, чем N-14, про поглощение даже и говорить нечего. Хотя это и не особо существенно. Влияние азота на спектр нейтронов в быстром реакторе с нитридным топливом не очень большое.

И именно изза этой реакции все разговоры о быстронейтронниках на нитридном топливе это маниловщина

Проблемы конечно создаёт, но они всё же не носят критического характера. Опять же переход на топливо изготовленного с использованием азота обогащённого по азоту-15 их полностью решает (правда топливом обогащённым по азоту-15 есть вопросы относительно его стоимости, чистый азот-15 всё же достаточно дорогой).

Проблемы тут в сущности две.
1) Углерод-14 - изотоп сам по себе довольно неприятный в плане долгосрочной радиотоксичности РАО.
2) Данная реакция ведёт к наработке водорода в топливе в процессе работы реактора. А водород даже в малых количествах влияет на спектр нейтронов и, как следствие, реактивность реактора. Само по себе это влияние было бы не очень существенно (смягчение спектра из-за накопления водорода лишь немного увеличивало бы реактивность реактора к концу компании и слегка снижало бы КВ, ни то ни другое большой проблемой не является). Но тут как у Булгакова "Да, человек смертен, но это было бы ещё полбеды. Плохо то, что он иногда внезапно смертен, вот в чём фокус!" , т.е.  плохо не то что водород влияет на спектр нейтронов и реактивность, а в том, что влияет абсолютно прогнозируемо. Т.е. водород легко диффундирует через оболочки ТВЭЛов и сколько его там на самом деле будет - величина слабопредсказуемая. А вот непредсказуемые изменения реактивности реактора - это уже не очень хорошо. Это как минимум потребует иметь некоторый дополнительный запас реактивности и мешает реализации очень красивой концепции нулевого запаса реактивности реактора, что теоретически возможно, при условии КВа>1.

[AlexAV]

И чем он страшнее остальных нестабильных изотопов нарабатываемых в ТВЭЛе?

На стадии переработки - ничего. Жаловаться на несколько килограмм C-14, когда рядом 110 кг куда более радиотоксичного плутония - как-то не серьёзно.

А вот в плане долгосрочной радиотоксичности РАO... всё уже не так хорошо. У С-14 период полураспада как раз попадает в самый неприятный диапазон. Т.е. какой-нибудь I-129 с периодом полураспада 15,7 млн. лет светить будет по человеческим меркам вечно, вот только светит он так слабо, что чтобы создать уровень внутреннего облучения (щитовидной железы) хотя бы как естественный K-40 - его в иоде поступающем в организм должно быть не менее 0,1% по массе. Это совершенно нереальные концентрации и если даже все РАО будут стекать в океан раньше, чем он он распадётся - опасных его концентраций в окружающей среде не будет никогда, ни при каком объёме использования ядерной энергии. Т.е. такие очень долгоживущие радиоактивные изотопы по сути практически безопасны из-за очень низкой радиоактивности. С другой стороны Sr-90 с периодом полураспада 29 лет - имеет гигантскую радиотоксичность, но... почти полностью исчезнет за несколько столетий, а это вполне обозримый срок и давать гарантии, что с могильником, по крайней мере по естественным причинам, ничего за этот срок не случится - можно. Тоже не так страшно.

А вот С-14 с периодом полураспада 5700 лет удачно сочетает проблемы обоих. Он и достаточно радиотоксичен, чтобы представлять реальную угрозу (плюс легко вовлекается в биологические процессы, что тоже не хорошо), и живёт столько, что опасность будет представлять уже не исторически, а геологически долго. Давать гарантии сохранения могильника на десятки тысяч лет уже как-то тяжелее...

[AlexAV]

ибо собираются использовать N15

Проблемы это конечно полностью решает... Вот только чистый азот-15 (довольно редкий изотоп с содержанием в природном 0,37%) - продукт достаточно дорогой. Тут с экономикой и стоимостью такого топлива всё не так очевидно.

[snickers]

 238U способен делиться под влиянием бомбардировки нейтронами, для того что бы его использовать и создают все эти реакторы типа БРЕСТ и БН и мокс-топливо. Ведь если откинуть все и посмотреть суть, нам всего лишь нужен источник нейтронов для сжигания 238U урана.
По сути в вот этой штуке как на картинке
На данный момент источник нейтронов как я понимаю это 235U которого в природе мало. И реактор типа ВВЭР имеет КН плутония - 0,17/0,18
CANDI - 0,32/0,36 ну а такая экзотика как газографитовый реактор и того меньше - 0,10. А каков КН для ректора типа БН? Скажем в районе - 1,2 . Что выходит из сего? Ведь уран U235 по разным расчетам закончиться лет через 30-50 максимум. Как видим сейчас никто не рвется строить реакторы на быстрых нейтронах. По факту к 2035-2040 году все нынешние ВВЭР и аналоги закончат свой срок службы как впрочем и подойдет к исчерпанию к ним топливо. А реакторы типа БН... ну да будет в единичных экземплярах. А теперь смотрим сколько лет нам надо что бы вернуть нынешний уровень генерации .. КВ 1,2 то есть как минимум что бы наработать топливо на второй реактор надо "прокрутить" 5 циклов на первом реакторе. А это десяток лет а то и больше...То есть по одному реактору БН800 например  в 15 лет в среднем при мощность 800МВт... То есть это все НИ О ЧЕМ.  Так игра в песочнице.
Все это приводит к предположению что АЭС просто списывают. В противном случае уже прямо сейчас необходим переход на реакторы типа БРЕСТ и БН пока есть "спички" то есть уран U235.
...........

[MenFrame]

А каков КН для ректора типа БН?

КВ(коофицент воспроизводства) наверное?

Скажем в районе - 1,2

На оксидном топливе 1,26 на нитритдном 1.4. Реакторы меньшей мощности имеют больше КВ, для 600 мегаваттного бридера теоретически можно иметь 1,6 на оксиде. Возможно именно поэтому Индия собирается строить серию бридеров средней мощности. http://www.atomic-energy.ru/news/2017/11/28/81250

наработать топливо на второй реактор надо "прокрутить" 5 циклов на первом реакторе.

В принципе стартовые компании в БН можно и с урана начать. Даже если это будет уран из морской воды за 1000$ кг это будет разовое вложение в первые две топливные компании. Учитывая что таких компаний для БН будет в районе 15 сильно стоимость энергии вырости не должна.

[EvilShurik]

На самом деле рассуждения о том, что мол, коэффициент размножения плутония из урана-238 1,2 мал, и мол, нужны десятилетия для удвоения количества энергоблоков - поскольку для "избыточных" просто не будет топлива, неверны.
Реакторы БН первоначально пускали исключительно на высокообогащённом, около 20%, уране. С плутонием в промышленной энерговыработке экспериментировать начали недавно, сначала на БН-600, потом неудачно французы на "Суперфениксе", сейчас начинают осваивать уран-плутониевое топливо на БН-800.
Так вот, при увеличении цены на уран становится выгодно добывать его из ныне не учитываемых источников. Вплоть до морской воды.
Поэтому, неважно что плутония не хватит якобы, для реакторов БН, которые для преодоления нехватки энергии нужно будет массово строить. Поскольку у нас есть дорогой природный уран, то есть и делящийся изотоп урана. Пускать можно на нём. А затем, получаем во всей массе построенных реакторов БН плутоний и проблема делящегося изотопа решена! Можно жечь пару-другую тысяч лет накопленный отвальный уран-238, и прекратить добычу дорогого природного урана, например, из морской воды, где его немеряно, но и добыча обходится раз в десять выше нынешней цены. Главное, чтобы КВ был больше 1 и реактор себя топливом будет обеспечивать, пока есть хоть какой уран!

[AlexAV]

А реакторы типа БН... ну да будет в единичных экземплярах. А теперь смотрим сколько лет нам надо что бы вернуть нынешний уровень генерации ..

Для стран с развитой ядерной энергетикой, где ОЯТ не считают отходом, который нужно немедленно закопать навечно (например Россия) ситуация в этом плане лучше.  ОЯТ того же ВВЭР содержат где-то 10 кг/тонну плутония.И наработана этих ОЯТ сейчас уже огромное количество, у нас в стране около 20 тыс.т и каждый год свежие добавляются. Они уже содержат плутония достаточно для полного замещения существующих энергоблоков быстрыми реакторами. ВВЭР и РБМК за делятилетия работы уже наработали плутоний (не для всей планеты конечно, а конкретно для России) для своего замещения БН. Он уже есть и лежит на складах либо в выделенном виде, либо в составе ещё непереработнных ОЯТ, его не нужно будет дополнительно нарабатывать (по крайней мере для замещения АЭС в современном объёме).

[AlexAV]

Для первоначальной загрузки одного БН-1200 нужно 50,4 т топлива (в расчёте на тяжёлый металл), содержащего 11% плутония. Т.е. приблизительно 5,5 тонн плутония для запуска одного реактора.