Долгосрочные перспективы ресурсного обеспечения технически развитой цивилизации

[tydymbydym]

и что такого плохого

Ничего. С годами я приобретаю склонность к созерцанию. Иной раз хочется отрешиться от всей этой суеты, сидеть на берегу потока жидкого натрия и топить в нём ломы из плутония или обедненного урана, наблюдая за формой кругов...

[Алексей В.]

Так КВС к замкнутому циклу добавляет использование ядерной энергии дейтерия.
Зачем?

чтобы РАО было меньше хотя бы, а также для ЗЯТЦ просто нет топлива

Бром и иод у нас образуют галогениды - а галогениды очень себе коррозионная среда под облучением (бета-активные осколки у нас никуда не делись). Надо полагать, что коррозионная активность по крайней мере бромидов близка к таковой у хлоридов (хлор по свойствам ближе к брому, нежели к фтору, у которого нет в отличие от первых d-подуровня электронных оболочек, во втором периоде их нет еще). А AlexAV упоминал, что материалов устойчивых к коррозии хлоридов под облучением сейчас не существует. Вот и думайте.

у нас от одного взрыва поступает всего 50 граммов осколков, из кот. цезия-137 всего 1 грамм, соответственно примерно столько же брома и йода(брома по-моему даже ещё меньше). И всё это у нас растворяется в 400 000 тоннах натрия. И чего по вашему они смогут в таких условиях сделать 20 сантиметрам стали? Это просто смешно слушать.

При более низких температурах, надо думать вполне можно ожидать осаждение галогенидов из-за дальнейшего снижения их растворимости.

вот именно в холодных ловушках они таким образом и будут выделяться

Дале такая чудесная вещь как цезий . Близкий к натрию химизм - раз, во-вторых - целая палитра радионуклидов с самыми разными периодами полураспада. Цезий-137, весьма активный нуклид, хорошо так гаммой фонит - значит радиозащиты немеряно надо при переработке ( а еще нейтроны плохо поглощает), а еще цезий-135 с периодом полураспада 2 с лишним лимона лет - то есть он у вас никуда не девается, покуда его не выделишь. (причем в ксенон-136 только малая часть переходить будет - поток нейтронов-то прерывист).

а вы что натрий после КВС собрались что ли вручную перерабатывать? Чё за бред? Цезий же 135-й из-за большого периода полураспада будет малорадиоактивен, а значит и не опасен - проблема отваливается сама собой.

А есть и еще химически инертные осколки - вроде рутения-106

у рутения-106 период полураспада всего 1 год. То есть за скажем 10 лет его активность спадёт в 1000 раз. За 20 - в миллион. То есть высосанная из пальца проблема опять рассасывается сама собой. Чудеса, правда?😆🤣👍

[MenFrame]

чтобы РАО было меньше хотя бы

РАО проблема открытого цикла, для закрытого цикла это не проблема. Осколков мало, фон спадает быстро. Через несколько десятилетий уже можно выделять ценные элементы вроде платины, палладия, технеция, серебра и использовать для технического применения.

а также для ЗЯТЦ просто нет топлива

Топливом заложены  склады обогатительных фабрик. Да и в целом торий и уран распространенные элементы в земной коре.
В качестве же стартовых фертильных элементов будет использоваться плутоний из ОЯТ ВВР реакторов и  уран 235. А в дальнейшем БН реакторы будут сами обеспечивать плутонием новые реакторы.  То есть тут проблемы нет.

А вы здесь просто транслируете вранье снежинцев....

[Fall63]

а вы что натрий после КВС собрались что ли вручную перерабатывать? Чё за бред? Цезий же 135-й из-за большого периода полураспада будет малорадиоактивен, а значит и не опасен - проблема отваливается сама собой.

А причем тут это? Приведи пример субстанции которая будет селективно реагировать с металлическим цезием, переводя его в нерастворимую в натрии форму, но при этом не вступая в реакцию с самим натрием. А натрий он зараза такая все норовит на пару с цезием принять участие в реакции...

у нас от одного взрыва поступает всего 50 граммов осколков, из кот. цезия-137 всего 1 грамм, соответственно примерно столько же брома и йода(брома по-моему даже ещё меньше). И всё это у нас растворяется в 400 000 тоннах натрия. И чего по вашему они смогут в таких условиях сделать 20 сантиметрам стали? Это просто смешно слушать.

И сколько таких взрывов  будет прежде чем теплоноситель на очистку отправляется? Или он непрерывно очищается от металлических примесей (галогениды пока опустим)? Каким образом? Окислением всего теплоносителя, затем экстракция примесей из растворов реагентами или смолами, а потом опять электролиз солей натрия - и так дохрениллион раз? Не напасешься электролизного оборудования...

ЗЫ. У нас процiдурки как пrавило пrоводятся в пrоцiдурном кабинете, а не где поциентам удобнее всего. Так шо впредь обращения по ВАшему диагнозу за пределами процiдурного кабинета будут игнорироваться (Если шо не волнуйтесь - там пrоводятся консультации по схожим диагнозам, таким как безграничная любовь к жидкосолевым реакторам со схожими недостатками). Пrошу любить и жаловать!

[MenFrame]

И сколько таких взрывов  будет прежде чем теплоноситель на очистку отправляется?

В том то и дело очищать при низких концентрациях не выгодно, а при высоких коррозионной эффект уже будет заметен.

таким как безграничная любовь к жидкосолевым реакторам

Это кстати одно из самых интересных направлений с точки зрения экономики замкнутого цикла. Росатом в этом десятилетии собирается реактор малой мощности на жидких солях запустить. Для корпуса используется сталь на 80 из никеля.

[tydymbydym]

Для корпуса используется сталь на 80 из никеля

Это уже не сталь

[loky1109]

В общем, согласен с тем, что сейчас КВС - ещё довольно неотработанная технология.

КВС пока что даже рядом не "технология". Только концепция, идея.

[Алексей В.]

В ториевом, урановом бланкете нейтроны прекрасно размножаются. Так что это не проблема.

вопрос тогда такой: а для чего тогда вообще нужен сам термоядерный реактор в таком случае, не проще ли просто БН?

У вас что стенка будет целы час висеть, очевидно нет. Стенка упадет и сталь будет нагреваться от разогретого натрия и аргона.

стенка будет падать при этом будет распадаться на отдельные капли, а аргон будет проходить между каплями и в конечном итоге дойдёт до стали, но дойдёт уже охлаждённым и не будет там ничего сильно греть. Далее включатся форсунки формирующие натриевый дождь, кот. дополнительно его охладят. Я уже это вам объяснял.

Если вот если бы квс такие же мелкие толчки проводились то и проблем бы не было. А вы планируете тысячи мелких толчков в один собрать и надеетесь что суммарная энергия не преодолеет барьер стойкости материалов. Бетон вообще не любит динамических нагрузок, потому удар за ударом будет превращаться в песчаную смесь.

собрать в один? Вы что бредите что ли?
"У бензиновых двигателей после прохождения поршнем ВМТ давление и температура в цилиндре за счет сгорания топливо-воздушной смеси достигают максимума - давления порядка 3-6 МПа и температуры свыше 2500 К." , т.е. давление этого "толчка" = 30-60 атмосфер, что как раз примерно соответствует давлению внутри КВС во время взрыва. И авторы как раз и сравнивали это давление с давлением в ДВС. Так что тут мы не собираем 1000 толчков в один, а наоборот имеем 1 толчок, вместо 60 000 в час, пусть и несколько бОльшей продолжительности (несколько секунд). Главное ведь не размеры камеры сгорания ДВС и КВС, а давление, кот. создаются в них и они примерно равны.

Он является чушью не потому что невозможен, а потому что в нем заложены неадекватно позитивные ожидания не основанные не на чем.

во-первых, обоснованные, во-вторых, сильно позитивные ожидания даже если не подтвердятся, то станут просто позитивными ожиданиями, ну или на худой конец средними ожиданиями.

Концептуально же приемуществ нет

вы походите просто на слепого критикана, кот. даже очевидных преимуществ не видит. По отношению к БН это хотя бы коэффициент воспроизводства ДМ недостижимый для них вообще никогда.

Все продукты деления остаются в таблетке. Таблетка остается в ТВС. Всё предельно локализовано. Даже после переработки объемы не возрастают в миллионы раз. В КВС все продукты немедленно размазываются по по сотням тысяч тонн теплоносителя. Я не знаю, может и есть технологии, позволяющие очистить натрий до состояния чтобы он перестал был РАО. Но очень сомневаюсь. А это автоматически означает что эксплуатация КВС подобна езде не велосипеде - нельзя останавливаться под страхом падения.
Кстати, что насчет ремонта подобных циклопических конструкций? Сколько прекрасных научных работ можно написать по теме "замена первой стенки под слоем кипящего натрия без остановки установки"

ага, а таблетка и ТВС это прям такие нееб... надёжные барьеры? А, остановится охлаждение, произойдёт расплавление активной зоны и всё это тут же попадёт в теплоноситель. Так что эти барьеры просто "для честных людей". Ну и что с того, что там всё размазывается? При использовании холодных ловушек всё это добро без проблем или выпадет в осадок в отстойниках или же будет пропущено через фильтры. Шибаршов говорил, что "предполагается использовать упрощенные способы выделения ДМ из натрия и продуктов взрыва, поскольку к его качеству не предполагаются столь жесткие требования, как к оружейному материалу. При использовании уран-ториевого топливного цикла выделению ДМ поможет большая разница в плотностях урана и тория.". И скорее всего он имел ввиду именно холодные ловушки, т.к. это и есть по сути самый простейший способ очистки натрия.
А зачем чтобы натрий перестал быть РАО? Просто ради прикола? Он уже находится по сути в готовом хранилище РАО. Останавливается КВС без проблем - просто нужно выждать примерно дня 3, пока тепловыделение благодаря распаду натрия-24 не прекратится, охлаждая при этом сам натрий. Затем КВС можно просто оставить, ничего с ним после этого не случится.

Есть показатель ЕРОИ,  для атомных реакторов он один из лучших в отрасли...

https://ru.wikipedia.org/wiki/EROEI
ага, для ГЭС он каким-то немыслимым образом оказался равен 100. Для АЭС с центрифужным обогащением в том числе на быстрых нейтронах 50-75. У угля 80. Так у нас уже сейчас уже оказывается существуют энергоисточники, кот. окупаются за полгода-год. Бредовость этого практически очевидна.

Ничего. С годами я приобретаю склонность к созерцанию. Иной раз хочется отрешиться от всей этой суеты, сидеть на берегу потока жидкого натрия и топить в нём ломы из плутония или обедненного урана, наблюдая за формой кругов...

да вы экстремал!!!😆👍

[MenFrame]

а для чего тогда вообще нужен сам термоядерный реактор в таком случае, не проще ли просто БН?

Проще, но у термояда есть преимущества. Не нужен плутоний...Один термоядерный нейтрон порождает цепочку деления урана 238 до пяти ядер.
И в целом это просто альтернативная технология.

Я уже это вам объяснял.

Вы скажите, какая разница температур до и после взрыва?
 

а давление, кот. создаются в них и они примерно равны.

Я веть не случайно, предложил вам провести эксперимент над маленьким и большим камнем. А для того что бы вы поняли, в чем различие между малым термическим объектом и большим.   Маленький объект намного легче переносит динамические нагрузки.

По отношению к БН это хотя бы коэффициент воспроизводства ДМ недостижимый для них вообще никогда.

Я этого не отрицаю. И даже указывал это в коментах. Просто это важный, но не существенный факт.

Бредовость этого практически очевидна.

EROEI важный способ оценки. Который конечно не всегда хорошо оценивает именно коммерческую привлекательность.

[Алексей В.]

РАО проблема открытого цикла, для закрытого цикла это не проблема. Осколков мало, фон спадает быстро. Через несколько десятилетий уже можно выделять ценные элементы вроде платины, палладия, технеция, серебра и использовать для технического применения.

чего-то я не понял, как это не проблема? Куда же у вас деваются осколки в ЗЯТЦ? Осколков мало? По-моему, это в КВС их мало, т.к. только лишь 1-10% энергии там получается за счёт деления. В ЗЯТЦ же все 100% именно за счёт деления, кот. их и производит.

Топливом заложены  склады обогатительных фабрик. Да и в целом торий и уран распространенные элементы в земной коре.
В качестве же стартовых фертильных элементов будет использоваться плутоний из ОЯТ ВВР реакторов и  уран 235. А в дальнейшем БН реакторы будут сами обеспечивать плутонием новые реакторы.  То есть тут проблемы нет.

не топливом, а сырьевым материалом, из которого и будет производиться топливо в реакторе.
Проблема тут как раз есть и немаленькая из-за того, что плутония сейчас в мире слишком мало для глобальной энергетики, а нарабатывается он слишком медленно(период удвоения = 20 лет) и чтобы нам наработать нужное его кол-во потребуется не меньше 100 лет и вряд ли они у нас есть в распоряжении, т.к. мы даже ещё не начали.
Кстати, КВС помог бы гораздо ускорить этот процесс за счёт своих термоядерных нейтронов и сделал бы процесс перехода мировой энергетики на ЗЯТЦ более реальным.

А причем тут это? Приведи пример субстанции которая будет селективно реагировать с металлическим цезием, переводя его в нерастворимую в натрии форму, но при этом не вступая в реакцию с самим натрием. А натрий он зараза такая все норовит на пару с цезием принять участие в реакции...

никак по ходу. Авторы хотели просто оставить всё как есть и копить цезий до равновесной концентрации. Если при каждом часовом взрыве в натрий будет попадать 1,5 г. цезия, то равновесная его концентрация будет 572 кг, которой не достичь даже за весь срок службы КВС, т.к. даже в предположении, что цезий бы не распадался и пополнялся каждый час на 1,5 грамма ему бы потребовалось бы 43,5 года, чтобы его набралось 572 кг. В реальности же ещё больше, т.к. он распадается.

И сколько таких взрывов  будет прежде чем теплоноситель на очистку отправляется? Или он непрерывно очищается от металлических примесей (галогениды пока опустим)? Каким образом? Окислением всего теплоносителя, затем экстракция примесей из растворов реагентами или смолами, а потом опять электролиз солей натрия - и так дохрениллион раз? Не напасешься электролизного оборудования...

через 100-1000.
насчёт очистки я не в курсах, сам уже здесь узнал про холодные ловушки в БН для чистки от растворимых при 550 градусах в натрии примесей. Кот. же не растворимые просто сами оседают или можно пропустить через фильтр. Самые главные тут скорее всего именно холодные ловушки.

(Если шо не волнуйтесь - там пrоводятся консультации по схожим диагнозам, таким как безграничная любовь к жидкосолевым реакторам со схожими недостатками). Пrошу любить и жаловать!

<<<Что-то удержит, но не всё. Тот же иод этой массой удерживается не очень хорошо, сразу пойдёт в атмосферу, а I-131 - один из главных факторов поражения населения при радиационной аварии (вообще увеличение частоты заболеваний щитовидной железы - единственный достоверно установленный факт вредного воздействия аварии на Чернобыльской АЭС на здоровье населения, а это как раз I-131). Вообще меньшее количество барьеров безопасности - серьёзный вопрос к жидкосолевым реакторам. Т.е. обычно продукты деления удерживаются топливной матрицей и оболочкой твэлов, а их выход даже в теплоноситель первого контура минимален. Это делает разгерметизацию реактора или течь в теплообменнике (довольно частая нештатная ситуация) - явлениями неприятными, но в целом не особо опасными. А в жидкосолевом реакторе весь коктейль плавает уже в самом  теплоносителе первого контура, что делает достаточно рядовую нештатную ситуация с его течью - достаточно опасным событием с потенциально большим выходом активности в среду.
В общем то что для обычного реактора — авария 4-го уровня (плавление АЗ без нарушения герметичности корпуса), для жидкосолевика — штатный режим работы. И это вызывает определённые вопросы...>>>

у йода-131 всего лишь 8 суток период полураспада это первое. Второе, у КВС в отличие от АЭС нет никакой "трубы", через которую этот йод попадёт в атмосферу и авторы об этом говорили. Т.е. КВС в данном плане абсолютно герметичен и безопасен, лучше всяких топливных матриц.

[Алексей В.]

Проще, но у термояда есть преимущества. Не нужен плутоний...Один термоядерный нейтрон порождает цепочку деления урана 238 до пяти ядер.
И в целом это просто альтернативная технология.

кстати, ведь этот нейтрон потом нужно будет вернуть обратно для производства трития.
Насчёт того, что не нужен плутоний - на порядки было бы проще обойтись именно плутонием, а не колдовать с термоядом. К тому же КВС мог бы организовать его производство(и ему не нужен тритий для этого).

Вы скажите, какая разница температур до и после взрыва?

градусов 250-300 по-моему.

Маленький объект намного легче переносит динамические нагрузки.

в связи с чем?

По отношению к БН это хотя бы коэффициент воспроизводства ДМ недостижимый для них вообще никогда.
Я этого не отрицаю. И даже указывал это в коментах. Просто это важный, но не существенный факт.

как это "важный", но одновременно "не существенный" факт? Вы себе противоречите. Он был бы несущественным, если бы у нас было бы больше времени для размножения плутония. КВС же позволит гораздо быстрее обеспечить плутонием или ураном-233 реакторы типа БН в глобальном масштабе, так что параметр очень важен на самом деле.

[MenFrame]

кстати, ведь этот нейтрон потом нужно будет вернуть обратно для производства трития.

Так это не проблема, поскольку в урановом или ториевом бланкете нейтроны хорошо размножаются.

Куда же у вас деваются осколки в ЗЯТЦ? Осколков мало?

Осколки не являются проблемой. Они быстро распадаются через бэта распад. Активность их очень быстро снижаеться.

(период удвоения = 20 лет)

Это опять циферка из книжки снежинцев. Период удвоения может варьироваться в зависимости от энерго напрежонности активной зоны и уровня воспроизводства. То есть снежинцы взяли самые пессимистичные цифры.

и чтобы нам наработать нужное его кол-во потребуется не меньше 100 лет

По последним оценкам Магатэ запас извлекаемого урана с себестоимостью до 250$ составляют около 8 миллионов тон. Это 56 тон эран 235. Если взять коэффициент конверсии урана в плутоний 0,5..получается 28 тысяч тон плутония. Для старта одного реактора БН-1200 нужно 11 тон плутония. То есть запаса плутония из ОЯТ хватит на 2,5 тысячи реакторов БН-1200, а это 3 тераватта мощности. Это почти мощность современной электо энергетики. Какие нахрен сто лет?

градусов 250-300 по-моему.

Ну вот у вас и получается колебание температуры корпуса на эти самые 250-300 градусов.

в связи с чем?

Камешки уже погрели?

как это "важный", но одновременно "не существенный" факт? Вы себе противоречите.

Важный с точки зрения хоть какого то преимущества КВС. Не существенный с точки зрения реальных потребностей в росте энергетики на основе ядерных технологий.

[loky1109]

в связи с чем?

По причине неизбежной неоднородности структуры.

[Проходящий Кот]

Для корпуса используется сталь на 80 из никеля

Это уже не сталь

Вам шашечки или ехать?

[Проходящий Кот]

.....

а также для ЗЯТЦ просто нет топлива

Топливом заложены  склады обогатительных фабрик. Да и в целом торий и уран распространенные элементы в земной коре.
В качестве же стартовых фертильных элементов будет использоваться плутоний из ОЯТ ВВР реакторов и  уран 235. А в дальнейшем БН реакторы будут сами обеспечивать плутонием новые реакторы.  То есть тут проблемы нет.

А вы здесь просто транслируете вранье снежинцев....

Вообще-то уран и торий нужен и для ЗЯТЦ и для КВС. Они здесь ---- ПРЯМЫЕ КОНКУРЕНТЫ.

[mbrane]

Вам шашечки или ехать?

ехать с шашечками ...  для начала уточни - мировое производство никеля и сравни с потребностями

[Алексей В.]

Осколки не являются проблемой. Они быстро распадаются через бэта распад. Активность их очень быстро снижаеться.

а в ВВЭР они не распадаются таким же образом что ли? Основную проблему как раз составляют осколки со средним временем полураспада, а не те, кот. "быстро распадаются".
по моему в БН возможно ещё и дожигание долгоживущих осколков прямо во время работы реактора, а в ВВЭР такое не прокатывает?

(период удвоения = 20 лет)
Это опять циферка из книжки снежинцев. Период удвоения может варьироваться в зависимости от энерго напрежонности активной зоны и уровня воспроизводства. То есть снежинцы взяли самые пессимистичные цифры.

и объяснили почему, т.к. после чернобыля пошла мода на низконапряжённые реакторы, для них как раз и будет период удвоения = 20 годам.

По последним оценкам Магатэ запас извлекаемого урана с себестоимостью до 250$ составляют около 8 миллионов тон. Это 56 тон эран 235. Если взять коэффициент конверсии урана в плутоний 0,5..получается 28 тысяч тон плутония. Для старта одного реактора БН-1200 нужно 11 тон плутония. То есть запаса плутония из ОЯТ хватит на 2,5 тысячи реакторов БН-1200, а это 3 тераватта мощности. Это почти мощность современной электо энергетики. Какие нахрен сто лет?

в 2017 была ещё оценка всего в 6 млн., за 3 года значит выросло на 2 млн. тонн. 56 тыс. тонн соответствует 0,7% урана-235. Но это не правильно, т.к. примерно 0,25% пойдёт в отход с обеднённым ураном. Т.е. можно рассчитывать только на 36 тыс. тонн урана-235. При начальном обогащении в 3,6% мы получаем в ОЯТ 9,5 кг/т плутония, т.е. на 36 кг урана-235 получаем 9,5 кг плутония. Из 36 тыс. т. урана можно получить 9,5 тыс. т. плутония. Потом ещё правда можно будет выделить и обогатить уран-235 из ОЯТ кот. там остаётся в концентрации около 1% итого можно получить около 11 тыс. тонн плутония. Т.е. на 1000 БН-1200 или 1,2 ТВт эл. мощности.
И это если плутоний выделенный из ОЯТ не использовать никуда больше, кроме БН.
Но авторы ориентировались на 2,5..5 млн. тонн доступного урана, т.е. по их данным получилось бы 375-750 ГВт.
Далее, грубо говоря, чтобы получить 11 тонн плутония нужно сжечь примерно 36 тонн ДМ (уран-235+ часть плутония). При тепловой мощности ВВЭР-1200 3200 МВт нужно примерно 30 лет, чтобы сжечь 36 тонн ДМ. Т.е. получается, что за время своей работы современный блок АЭС способен наработать плутония больше, чем для одного себе подобного по мощности блока БН.

Ну вот у вас и получается колебание температуры корпуса на эти самые 250-300 градусов.

ерунда, если нужно будет, то можно будет избежать каких-либо колебаний вообще легко, без особых проблем. Контакт натрия с корпусом мимолётен и ничего он там не успеет нагреть или охладить.

Маленький объект намного легче переносит динамические нагрузки.

в связи с чем?
По причине неизбежной неоднородности структуры.

при чём тут неоднородность структуры? Скорее маленький объект хорошо переносит высокочастотные периодические нагрузки(ДВС), в КВС же периодичность как раз низкочастотная.

В качестве же стартовых фертильных элементов будет использоваться плутоний из ОЯТ ВВР реакторов и  уран 235. А в дальнейшем БН реакторы будут сами обеспечивать плутонием новые реакторы.  То есть тут проблемы нет.
Вообще-то уран и торий нужен и для ЗЯТЦ и для КВС. Они здесь ---- ПРЯМЫЕ КОНКУРЕНТЫ.

по-моему, если использовать КВС именно для производства плутония для БН, а БН только для производства энергии, но не для размножения плутония, то было бы гораздо лучше. Сами же БН были бы с Кв=1, что уменьшило бы энергонапряжённость реактора, увеличило бы его безопасность и снизило стоимость. И не надо было бы сжигать 36 тонн ДМ и производить 1000 тонн ОЯТ для получения стартовых 11 тонн плутония для БН-1200.

[Алексей В.]

кстати, Шибаршов говорил не про БН, а про ВВЭР на тепловых нейтронах и не про плутоний, а про уран-233.

<<<По предварительным оценкам, в 100-килотонном взрыве за счет образующихся нейтронов можно наработать в ториевом бланкете ~20 кг урана-233. Для быстрого развертывания в России атомной энергетики на основе торий-уранового цикла (с коэффициентом воспроизводства kв~1 в тепловых реакторах) достаточно производить в год 40 тонн урана-233, для чего, например, проводить по 6 взрывов в сутки в нескольких КВС. Для уран-плутониевого цикла на ВВЭР (kв<1) взрывов потребуется больше.>>>

т.е. именно торий-урановый ВВЭР с Кв=1 в качестве реактора с ЗЯТЦ был бы даже лучше, чем БН.

[MenFrame]

Основную проблему как раз составляют осколки со средним временем полураспада, а не те, кот. "быстро распадаются".

Осколки проблемы не представляют. Проблема там в актинидах, типа плутония, кюрия, америция. Они фонят долго, фонят жесткими квантами, хотя не так интенсивно как осколки. А бэта распад осколков большой опасности не представляет. В быстром спектре БН актиниды либо делятся, либо трансмутируют до делящихся изотопов.

т.к. после чернобыля пошла мода на низконапряжённые реакторы, для них как раз и будет период удвоения = 20 годам.

Напряженность зоны не сильно влияет на период удвоения, больший вклад вносит КВ. Тот в свою очередь зависит от мощности реактора(оптимально 600Мв эл), от плотности топлива (оксид, нитрид, метал), от теплоносителя натрий или свинец, от частоты перегрузки топлива и времени его выдержки.  Так что КВ можно поднимать, а значит и увеличивать время удвоения. Китайцы к примеру строят два 600 Мватных и разрабатывают для них металлическое топливо. Такой реактор будет иметь КВ на уровне 1,8 а то и больше. То есть удвоения можно достичь за 15 лет а то и меньше. У БН 1200 на нитриде планируют достичь 1,45

примерно 0,25% пойдёт в отход с обеднённым ураном.

Это в среднем по палате. Такие низкие цифры извлечения связаны во первых с низкой ценой урана, во вторых с отсталыми технологиями обогащения. Россия сегодня обладает наиболее совершенными газоцентрифужными обогатительными технологиями, которые позволяют снизить содержание 235U в хвостах до 0,1% и менее.

Т.е. получается, что за время своей работы современный блок АЭС способен наработать плутония больше, чем для одного себе подобного по мощности блока БН.

Вообще да, наработка плутония в ВВР имеет ряд минусов. Потому такой сценарий можно рассматривать сугубо если не будет дефицита плутония. Это возможно в случае если уран из морской воды будет относительно доступен.
  Потому в условиях дефицита плутония первые загрузки БН можно проводить обогащенным ураном. Скажем если половина запасов пойдет в БН, то это 24 тысячи тон. Это где то 1200 реакторов БН или 1,44 тераватта мощности. Плутоний от ВВР даст еще , 0.6 тераватта. То есть 2 Твата в сумме. То есть половина современных мощностей. Ну и самое главное...Для первых двух топливных компаний можно использовать уран из нетрадиционных источников, даже если он будет заметно дороже, для БН это не критично.  То есть быстрые реакторы можно масштабировать в любом количестве.

Контакт натрия с корпусом мимолётен и ничего он там не успеет нагреть или охладить.

У вас температура в реакторе меняется до и после взрыва? Какая температура будет у аргона когда спадет натриевая стенка?
А то создается впечатление что взрыв не приводит к росту температуры в реакторе.

а БН только для производства энергии, но не для размножения плутония, то было бы гораздо лучше.

Тогда это уже будет ядерный реактор, в котором термояд будет сугубо источником нейтронов. Подобный вариант Сахаров предлагал.

Сами же БН были бы с Кв=1, что уменьшило бы энергонапряжённость реактора,

Энергонапряженность и Коэффициент Воспроизводства вещи разные.

т.е. именно торий-урановый ВВЭР с Кв=1 в качестве реактора с ЗЯТЦ был бы даже лучше, чем БН.

Нет, выбор в пользу тория связан сугубо с тем что торий термоядерными нейтронами плохо делиться(но нейтроны размножает) Как следствие на один взрыв фиксированной мощности в случае тория можно получить в 5 раз больше топлива.

[Алексей В.]

Осколки проблемы не представляют. Проблема там в актинидах, типа плутония, кюрия, америция. Они фонят долго, фонят жесткими квантами, хотя не так интенсивно как осколки. А бэта распад осколков большой опасности не представляет. В быстром спектре БН актиниды либо делятся, либо трансмутируют до делящихся изотопов.

т.е. осколки только в открытом цикле создают проблему? А в закрытом значит они просто пережигаются? А актиниды когда начинают создавать проблемы? Очевидно ведь не во время работы БН, а когда компания заканчивается, а длится она там раза в 3 дольше, чем в ВВЭР.

Напряженность зоны не сильно влияет на период удвоения

при прочих равных влияет очень даже, т.к. чем больше напряжённость, тем больше разделится ядер в единицу времени, а значит и наработается.

Рекорд для быстрых реакторов 2,6 КВ

это каким ещё волшебным образом? Ведь число вторичных нейтронов при делении плутония нейтроном 1 МэВ = 3,03, а число нейтронов на один поглощенный нейтрон вообще = 2,8 (из-за поглощения без деления), из которых 1 используется для поддержания цепной реакции, т.е. теоретический максимум = 1,8. А поглощение конструкционными материалами и теплоносителем? Скорее всего там ещё применялся бериллий для размножения нейтронов, так что это не совсем "честный" рекорд.

Потому в условиях дефицита плутония первые загрузки БН можно проводить обогащенным ураном.

вариант так себе, т.к. число вторичных нейтронов на один захват нейтрона 1 МэВ для урана-235 = 2,41, для плутония же 2,8, т.е. Кв автоматически упадёт на 0,39 и если вы говорили, что у БН он 1,45, то будет 1,06, т.е. размножения плутония практически не будет вообще. Так что стартовый плутоний будет нужен по любому, если мы хотим расширенное воспроизводство организовать.

наработка плутония в ВВР имеет ряд минусов.

а что тут сложного? Просто ОЯТ нужно переработать и выделить наработанный Pu. Или с этим проблемы?

У вас температура в реакторе меняется до и после взрыва? Какая температура будет у аргона когда спадет натриевая стенка?
А то создается впечатление что взрыв не приводит к росту температуры в реакторе.

Температура в самом объёме КВС нас не особо волнует, главное же температура стальной стенки, так ведь?
Скорее всего она будет равна температуре разогретого взрывом натрия, т.е. 550 градусов, т.к. это горячее озеро будет довольно долгое время после взрыва находиться внутри полости КВС и разогреет и всю остальную полость до этой температуры. Далее когда формируется защитная стенка, происходит взрыв и охлаждённый до 250-300 гр. натрий ударной волной отбрасывает к стенке, но контакт длительным не будет(по крайней мере у потолка, у боковых стенок если они вертикальные, то может и будет на несколько секунд пока натрий будет падать). У потолка сразу же как весь натрий затормозится, то он начнёт падать, при этом сплошная по началу стенка в процессе падения разделится на капли, между кот. будет проходить наверх горячий аргон. Я думаю, что пройдя 2 метра натрия аргон охладится до температуры, близкой к температуре самого натрия, ну или немного больше.

создается впечатление что взрыв не приводит к росту температуры в реакторе.

в реакторе да увеличивается на некоторое время после взрыва, но между этим горячим объёмом аргона и стальной стенкой есть 2-х метровый слой охлаждённого натрия, через который высокая температура до стенки не дойдёт и даже когда он начинает падать, то горячий аргон сначала должен пройти через плотный дождь из жидкого натрия, где он сильно охладится. Далее, есть ещё и форсунки с натрием, кот. могут омывать стальную стенку если будет нужно (хотя вряд ли). Так что стальная стенка будет практически всегда(скорее всего) при постоянной температуре.

Тогда это уже будет ядерный реактор, в котором термояд будет сугубо источником нейтронов. Подобный вариант Сахаров предлагал.

скорее не источником нейтронов, а источником стартового плутония или урана-233.

Сами же БН были бы с Кв=1, что уменьшило бы энергонапряжённость реактора,
Энергонапряженность и Коэффициент Воспроизводства вещи разные.

БН вообще сложнее, энергонапряжённее и дороже, чем ВВЭР. Из-за малых сечений деления для быстрых нейтронов приходится обогащать гораздо сильнее топливо и усиливать теплосъём с гораздо меньшей активной зоны, чем в ВВЭР. Всё из-за того, что число нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон для урана-235 и плутония равен 2,07. Т.е. размножать топливо практически не возможно, даже просто Кв=1 не удастся сделать из-за потерь. Для урана-233 этот показатель равен 2,28, т.е. размножать всё равно не получится, но может быть получится сделать Кв близким к 1. А наработку ДМ мы в таком случае оставляем КВС, он с этой задачей справится гораздо лучше, чем БН. К примеру, если ВВЭР-1200 с тепл. мощн. 3200 МВт чтобы наработать 11 тонн плутония нужно 30 лет, КВС такой же мощности потребовалось бы всего 2,5-3 года. КВС25 же с эл. мощностью 12 ГВт и 32 ГВт тепловой за эти 2,5-3 года наработал бы плутоний для 10 БН-1200, а за 30 лет - для 100 БН-1200 суммарной эл. мощностью 120 ГВт.

Нет, выбор в пользу тория связан сугубо с тем что торий термоядерными нейтронами плохо делиться(но нейтроны размножает) Как следствие на один взрыв фиксированной мощности в случае тория можно получить в 5 раз больше топлива.

в 5 раз больше топлива? Что за бред?