proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
PRo Выставки
Testing&Control
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[26/02/2013]     Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем

А.О.Гольцев, д.т.н., проф., нач.лаб. НИЦ «Курчатовский институт» 

За последние 6-7 лет в научной атомной прессе, и особенно в наиболее демократичной её части, - Интернете появилось значительное число публикаций касающихся ближайших перспектив ядерной энергетики. Делаются прогнозные оценки, предлагаются варианты стратегий, принимаются решения, ведутся проектные проработки различных объектов ядерного энергетического комплекса, оппоненты критикуют принятые решения «Росатома» (на то и щука в озере…). Другими словами – идёт нормальный рабочий процесс.


Секрет состоит в том, что нужно уметь
подмечать непонятное и противоречивое
и уметь добираться до его сути
И.В.Курчатов

Но в том ли направлении идёт этот самый процесс? Давайте немного порассуждаем, учитывая информацию, представленную на диаграмме рис.1

                              Оценка энергоресурсов России


Рис.  1. Диаграмма П.Н.Алексеева
Источник данных:
по доказанным ресурсам органического топлива: нефть – 9,9 млрд. т, газ – 48 трлн. м3, уголь – 157 млрд. т [Бритиш Петролеум "Статистический обзор мировой энергетики 2005"];
по доказанным ресурсам природного урана  - 615 тыс. т [Федеральное Агентство РФ по недропользованию – Роснедра]

На этой диаграмме в процентах приведено содержание первичной энергии в основных ископаемых ресурсах, находящихся на территории России. Можно смело утверждать, что подобное распределение характерно и для всей Земли, всего человечества в целом. На первом месте стоит энергоресурс – U-238, за ним следуют уголь, природный газ, нефть и на последнем месте ядерный энергоресурс - U-235. Это пока единственный ископаемый ядерный энергоресурс.

Собственно U-238 на данной диаграмме впрямую энергоресурсом не является, это сырьё. Для того чтобы превратить это сырьё в энергоресурс, надо предварительно в каждое ядро U-238 добавить один нейтрон, превратив его в U-239, который в результате радиоактивного распада превратится в Np-239, а тот, в свою очередь, распадётся в Pu-239, который и будет уже настоящим, хотя и искусственным, ядерным энергоресурсом.

Заметим также, что эта диаграмма не полна. В неё необходимо добавить ещё и Th-232, такое же ядерное сырьё, как и U-238, и которого в земной коре существенно больше чем урана. Превращается он в искусственный ядерный энергоресурс - U-233 аналогичным образом: ядро Th-232, захватив нейтрон, превращается в Th-233, тот распадается в Pa-233, а затем в ядерное топливо - U-233. Если учесть это существенное дополнение, то суммарная доля всех органических энергоресурсов (уголь, газ, нефть) съёжится до величины, менее 5%, и основную, львиную долю будут составлять ядерные энергоресурсы, точнее их сырьё: U-238 и Th-232, что подтверждает ранее высказанную мысль.


Взгляд из пошлого

Нет, ребята, всё не так,
Всё не так ребята…
В.С.Высоцкий

Какие же ещё мысли навевает эта диаграмма? Если рассматривать перспективу не на десятки лет, а на сотни и тысячи, то вполне очевидно, что в том отдалённом будущем основным естественным энергоресурсом для человечества будет ядерное топливо, причем U-235 в этом топливе не будет, - его сожгут в ядерных реакторах в ближайшие 100-200 лет. Именно поэтому недальновидные люди утверждают, что естественных ядерных энергоресурсов (U-235) пренебрежимо мало по сравнению с естественными органическими. Действительно, если считается, что только запасов угля в России хватит на 400 лет, то невооружённым глазом видно, что ископаемого U-235 хватит на гораздо меньший срок и потому-то и говорят, что, мол, не надо развивать ядерную энергетику, поскольку её естественная топливная база мала.

Фактически, так оно и есть. Более полувека вся ядерная энергетика Земли «питается» естественным ядерным топливом, той самой «зелёной щепочкой» на диаграмме Алексеева. Это проедание осуществляется сейчас реакторами на тепловых нейтронах, которые не в состоянии освоить основную, «розовую» часть пирога. Это понимают все.

Все понимают также и то, что сделать это, при существующих технологиях, могут только реакторы на быстрых нейтронах, которых сейчас в мире ничтожно мало, по сути, всего один реально работающий реактор БН-600 на Белоярской АЭС (термоядерный синтез пока в расчёт не принимаем). И «Росатом» правильно делает, что начинает разворачивать работы по реакторам на быстрых нейтронах. Через несколько лет должен быть пущен реактор БН-800, запланировано строительство реактора БН-1200, под градом критики начал движение проект «Прорыв» (реактор БРЕСТ со свинцовым теплоносителем) и т.д. Всем стало ясно, что через несколько десятков лет велика вероятность роста цен на естественное ядерное топливо.

Но одними реакторами дело не ограничивается, поскольку замкнутый топливный цикл предполагает ещё и наличие комбинатов по переработке топлива. Этих комбинатов в России пока два: ПО «Маяк» на Урале и всё ещё достраивающийся завод РТ-2 в Сибири. Надо полагать, что, приняв это в учёт, «Росатом» планирует и соответствующее увеличение мощностей по переработке топлива.

А теперь, давайте немного пофантазируем и представим себе, как будет выглядеть атомная энергетика с замкнутым топливным циклом с реакторами на быстрых нейтронах (БН) через 200-300 лет.

Урана 235 уже не будет, его к этому времени уже сожгут в реакторах на тепловых нейтронах, и вся атомная энергетика будет работать на искусственном ядерном топливе Pu-U238-Pu  (может быть ещё U233-Th-U233), которое будет сжигаться и нарабатываться в реакторах БН. Если эти реакторы будут иметь небольшой, как у реактора Брест-300, коэффициент воспроизводства, то вполне очевидно,  что подавляющая часть парка атомной энергетики будет состоять из реакторов БН. Выгорание топлива в реакторе БН может достигать 10-15% тяжёлых атомов, это реальная величина, которая достигнута на реакторе БН-600. После этого топливо отправляется на переработку. Это означает, что при таких глубинах выгорания, для того чтобы полностью сжечь первоначально заложенный в ТВС уран, её надо будет 7-10 раз свозить на завод по переработке и обратно на АЭС. Можно представить себе величину транспортных потоков с облучённым топливом, если заводы по переработке будут находиться вне территории АЭС, а также связанные с этим технические и политические проблемы. Это также все понимают и поэтому многие проекты АЭС с реакторами БН, в частности Брест-300, прорабатываются в варианте расположения завода (цеха) по рефабрикации топлива на одной площадке совместно с АЭС.

Ещё раз обратимся к диаграмме Алексеева и прикинем, во сколько раз в будущем могут возрасти проблемы, связанные с радиоактивными отходами: высокоактивными, средне- и слабоактивными, ведь при каждой радиохимической переработке конструкционные материалы ТВС и связанные с переработкой химические компоненты автоматически переходят в разряд по крайней мере средне активных отходов. Если сейчас атомная энергетика, поедая «зелёную щепочку» урана-235, создала в этой сфере массу проблем, то ясно, что в будущем, поедая основную «розовую часть пирога» и используя при этом современные (традиционные) технологи по переработке топлива, атомная энергетика может создать проблем, на несколько порядков больше. Это если использовать традиционные технологии. А если не традиционные? Давайте еще немного пофантазируем.


Воспоминания о будущем

Это невозможно, – сказала Теория.
Это глупость, – напомнил Опыт.
Это безрассудство, – отрезала Гордость.
Попробуй, – шепнула Мечта

Все знают, что для создания и широкого применения ядерных энергетических установок потребовалось масштабное развитие целого ряда уникальных новых технологий, приборов и, главное, материалов, благодаря которым развитие атомной энер­гетики во всем мире получило мощный импульс. Это, во-первых.

Во-вторых, переход к новой структуре ядерной энергетики также должен потребовать развития новых технологий и материалов. В качестве наглядного примера можно привести цирконий, который ранее в технике широко не применялся, однако в связи с потребностями крупномасштабной ядерной энергетики было развито производство циркония и изготовление изделий из циркониевых сплавов. В будущем для существенного повышения КПД ядерных энергоустановок потребуется использование более высокотемпературостойких материалов, к которым относятся, уже давно разработанные композитные материалы (пироуглерод, карбид кремния, нитрид бора и пр.) и изделия на их основе, например микротвэлы ВТГР. Сейчас появились химически стойкие материалы, в том числе композитные: C-SiC, BN (нитрид бора), B4C, AlN, полученные при использовании термобарических технологий (температура до 2200оС ,  давление до 10 кбар). Эти  конструкционные материалы на основе композитов обладают: высокой механической прочностью, коррозионной, термической и радиационной стойкостью. Они давно уже используются в космической технике. Из них производятся газопроводы, сопла, тепловые экраны, выпускаются даже лопатки турбин, изготовленные из керамики.

В-третьих, переход к замкнутому топливному циклу, также должен потребовать разработки и внедрения новых технологий обращения с отработавшим ядерным топливом и захоронения радиоактивных отходов. Остановимся на этом поподробнее и сразу скажем, что под радиоактивными отходами мы сейчас будем понимать не радиоактивные продукты деления, а активированные нейтронами материалы активной зоны.

Зададим себе вопрос: «А что будет, если в качестве конструкционных материалов активной зоны использовать материалы с нулевым сечением поглощения нейтронов?». Для каждого читающего эти строки ответ очевиден: «Будут экономиться нейтроны, увеличится выгорание топлива, улучшатся экономические показатели и т.д. и т.п.». Но есть и второй не менее очевидный ответ: «Уменьшится количество радиоактивных отходов. Нечему будет активироваться».

Это гипотетический случай. Все вещества в природе имеют данный природой (или богом) изотопный состав. Некоторые изотопы имеют большое сечение поглощения, некоторые – маленькое, например у В10 – 3836 барн, а у В11 всего 0.0055 барн, хотя с химической точки зрения это одно и тоже вещество. Приведенный для наглядности пример не совсем корректен поскольку продукты реакции с нейтроном у этих изотопов разные, но в целом идея должна быть понятной, - использование в качестве конструкционных материалов активной зоны веществ, содержащих изотопы с малым сечением поглощения нейтронов, будет способствовать уменьшению радиоактивных отходов и упрощению способов обращения с ними. К этому обязательно следует добавить, что здесь требуется проведение экономических оценок, поскольку, с одной стороны, удешевляются процедуры обращения с радиоактивными отходами, а с другой, существенно удорожается производство изотопно-чистых материалов (получение веществ, обогащенных по какому-либо отдельному изотопу).

И, наконец, в четвёртых. Как было сказано выше, необходимость перехода к замкнутому топливному циклу должна потребовать разработки и внедрения новых технологий обращения с отработавшим ядерным топливом. Зададим себе другой вопрос. А если вообще отказаться от переработки? Отказаться от цепочки:  реактор – хранение – переработка – изготовление твэлов – реактор? Эта идея не нова. Она лежит в основе концепции жидко-солевых и растворных реакторов. Однако заметим, что, уж, коли, топливный цикл должен быть замкнутым, то и предлагаемый для будущего реактор должен быть бридером, т.е. с коэффициентом воспроизводства топлива, большим единицы. Реализовать такое в жидко-солевом или растворном реакторе очень сложно, - практически невозможно. Требуется создание очень дорогостоящей системы очистки топлива от шлаков, образующихся в процессе деления. Да и нуклидный состав активной зоны таких реакторов не способствует получению высокого коэффициента воспроизводства. Спектр нейтронов в таких реакторах всё-таки далёк от спектра быстрого реактора, в котором, как известно, достаточно просто получить коэффициент воспроизводства, больший единицы. Причём сделать это тем проще, чем меньше ядер замедлителя приходится на ядро урана, и чем более плотное топливо мы будем использовать. Именно поэтому в проекте реактора Брест-300 отказались от использования оксида урана (UO2) и заложили использование нитридного топлива (UN), плотность которого - 13 г/cм3. Но это не предел, самая высокая плотность у металлического урана - 18 г/cм3, в составе которого вообще нет лёгких ядер.

А теперь произнесем крамольную фразу: «Давайте рассмотрим реактор на быстрых нейтронах, металлическое топливо которого находится в расплавленном жидком состоянии!».

В этом случае можно организовать процесс удаления шлаков из жидкого топлива. Действительно, если продукты деления, в среднем вдвое меньшие по массе, чем атомы топлива (уран, плутоний и прочие трансураны),  будут образовывать какие-либо химические соединения, то эти соединения будут меньше по удельному весу, чем расплавленный уран, и, значит, они будут всплывать вверх, т.е. в нижней части топлива шлаков будет меньше, а в верхней больше. При этом, наверняка, изотопы инертных газов (Kr, Xe), а также летучие изотопы, типа цезия, будут вообще уноситься с поверхности расплавленного топлива. Топливо будет как бы самоочищаться, но это пока предположение. Нужны экспериментальные исследования по поведению изотопов, являющихся продуктами деления в жидком U-Pu топливе.

 Эта идея также не нова. В 1960-х гг. в LANL (США) экспериментировали с жидким топливом (эвтектика Pu-Fe) на реакторе LAMPRE (Los Alamos Molten Plutonium Reactor Experiment). Тогда эта разработка не получила продолжения по причине большой опасности выхода расплава топлива в контур охлаждения при аварийном разрушении оболочек твэлов, были большие опасения в долговременной стойкости оболочек твэлов с расплавленным топливом.

Однако, прогресс в области получения композитных материалов позволяет надеяться на то, что будет разработан материал, способный длительное время (несколько лет) гарантированно удерживать расплавленное уран-плутониевое топливо. Эти слова не являются пустым звуком. В 2006 г. в НПО «Луч» были проведены испытания тигля, изготовленного из композитного материала на основе нитрида бора. В течение нескольких суток в тигле находился расплавленный уран. В отчете об испытаниях, среди прочего, написано:
•         изменения веса тигля не обнаружено,
•         материал тигля не смачивается   расплавом урана.

Для нас это означало то, что остаётся лишь доказать, по выражению Я.В.Шевелёва, «теорему существования» реактора, в котором в качестве конструкционного материала активной зоны будет использоваться композитный материал нитрид бора, а точнее, изотопно-чистый - B11N15, а в качестве топлива – уран-плутониевая смесь, находящаяся в расплавленном (жидком) состоянии. То есть, будет ли этот реактор критическим, будет ли он бридером и если будет, то каковы будут его физико-технические характеристики.


Предположения

Кабы реки и озера
Слить бы в озеро одно,
А из всех деревьев бора
Сделать дерево одно…

С.Я.Маршак

1.      В качестве топлива в предлагаемом реакторе рассматривалось металлическое топливо с изотопным составом урана и трансуранов, соответствующим составу отработавшего топлива РБМК. То есть, другими словами, в реактор предполагается загружать отработавшее топливо РБМК, которое очищено от продуктов деления и восстановлено из диоксида до металла.  Процентное содержание делящихся изотопов в таком топливе почти такое же, как и в естественном уране.

2.      Предполагается, что образующиеся в процессе выгорания продукты деления будут под действием различных процессов (архимедова сила, термодиффузия и пр.) удаляться из расплавленного топлива. Сейчас мы не знаем, как, с какой скоростью, и какие именно продукты деления будут удаляться из жидкого топлива. Всё это ещё предстоит выяснить в будущих экспериментальных исследованиях. В данной работе мы проводили вариантные расчёты, в которых доля осколков, остающихся в топливе, варьировалась в пределах 5¸100%.

3.      Предполагается, что активная зона реактора должна иметь традиционную цилиндрическую форму. Структура собственно активной зоны рассматривалась трёх видов:
а)      активная зона реактора в виде «ванны» с жидкометаллическим теплоносителем, в которой находятся твэлы-«тигли» с расплавленным топливом,
б)      активная зона реактора в виде «ванны» с расплавленным топливом, через которую проходят каналы с жидкометаллическим теплоносителем,
в)      твэлы-«тигли» собраны в кластеры и активная зона подобна активной зоне реактора РБМК, но вместо графита используется композитный материал нитрид бора (B11N15).

4.      В качестве материала оболочек твэлов и конструкционного материала активной зоны рассматривался изотопно-чистый композитный материал B11N15. В расчётах предполагалось, что в процессе облучения никаких ядерных превращений в этом материале не происходит.

5.      Поскольку мы предлагаем реактор для будущего, то ядерная энергоустановка с таким реактором должна иметь высокий термический КПД, т.е. реактор должен быть высокотемпературный. Безопасность такого реактора также должна быть на высоком уровне (опасности там и так хватает, всё-таки расплавленное топливо), поэтому желательно, чтобы давление в активной зоне было минимально, поэтому в качестве теплоносителя рассматривался жидкий металл – натрий, свинец и литий, стопроцентно обогащенный по Li7. При этом также считалось, что в процессе облучения никаких ядерных превращений в теплоносителе не происходит.

Информация к размышлению

Все мозги разбил на части,
Все извилины заплёл…
В.С.Высоцкий

Проведённые расчёты показали, что варианты активных зон в виде бассейна с топливом или бассейна с теплоносителем (варианты а) и б) пункта №3, см. выше) будут обладать достойными нейтронно-физическими характеристиками в равновесном режиме выгорания, за исключением, одной – плотностного эффекта реактивности. Величина эффекта реактивности при потере теплоносителя очень большая, в ряде случаев он может достигать 10 и более процентов DК/К. Для реактора будущей атомной энергетики это неприемлемо!

Кроме этого, у такого реактора есть и ещё один, не сразу осознаваемый недостаток, – большая величина надкритичности в равновесном режиме, причём величина этой надкритичности будет тем меньше, чем меньше будет отношение объёма топлива к объёму теплоносителя, т.е., чем теплее будет спектр нейтронов, однако «потепление» спектра будет увеличивать плотностной эффект реактивности!

Выход лежал на поверхности. Если активная зона реактора будет иметь канальную структуру (типа РБМК), то при этом будут «убиваться сразу два зайца»:

-     уменьшается плотностной эффект реактивности, поскольку «теряться» будет только часть «замедлителя» - теплоноситель,

-     уменьшается величина надкритичности в равновесном режиме выгорания до необходимой нам величины.

Тогда ячейка активной зоны будет иметь вид, показанный на рис.2, а принципиальную схему реактора можно представить такой, как на рис.  3.





Рис.  2. Принципиальный вид ячейки активной зоны


Рис.  3. Принципиальный схема реактора-бридера с жидким U-Pu топливом.

Расчеты показали, что реактор будет критичным в равновесном режиме выгорания даже в том случае, если из топлива за счёт различных процессов (архимедова сила, термодиффузия и пр.) будет уноситься более 50-70% продуктов деления. Если топливо самоочищаться не будет (все 100% шлаков остаются в топливе), то в равновесном режиме выгорания реактор будет подкритичным, вне зависимости от величины начального обогащения топлива (см. рис.4). При этом, интересно, что наиболее консервативной характеристикой рассмотренного реактора, на которую практически не влияют ни размер ячейки, ни количество остающихся в топливе шлаков, является изотопный состав топлива в равновесном режиме выгорания, точнее, процент содержащихся в топливе делящихся изотопов, который от варианта к варианту колеблется в пределах 10¸12%. Кроме этого, вариантные расчёты реактора, охлаждаемого разными жидкометаллическими теплоносителями, показали, что для такого реактора Na не годится (слишком низка температура кипения), надо ориентироваться, либо на Pb, либо на Li.



Рис.  4.  Изменение коэффициента размножения ячейки при её выгорании (облучении) в реакторе. Энергонапряжённость топлива - 120 МВт/тU.

Рассмотрено два варианта вывода такого реактора в равновесный режим выгорания:

1.      Как видно из рис. 4 (розовая кривая), в начале выгорания размножающие свойства ухудшаются, а затем начинают возрастать, выходя на плато. С точки зрения начального периода работы реактора, это означает, что в нулевой момент времени из свежих ТВС собирается критическая загрузка, которая по мере выгорания топлива должна наращиваться такими же ТВС. После того, как размножающие свойства начнут возрастать, в твэлы–тигли надо начинать добавлять естественный уран, компенсируя тем самым рост реактивности. В этом случае, в начальный момент времени мощность реактора будет небольшой и будет расти по мере наращивания количества ТВС. Такой способ вывода можно предложить для пуска первого опытного реактора.

2.      Для пуска серийного реактора рассмотрена полномасштабная стартовая загрузка, состоящая из 264 ТВС-доноров (обогащение топлива 7-10%) и 133 ТВС-акцепторов, содержащих отвальный уран. Тепловая мощность реактора должна составлять порядка 4000 МВт. Основные характеристики реактора в стартовом состоянии даны в таблица 1, а картограмма стартовой загрузки показана на рис. 5.

Таблица 1.  Характеристики реактора-бридера с жидким U-Pu топливом в стартовом состоянии
Коэффициент реактивности по температуре топлива, 1/К
-1.222E-05
Коэффициент реактивности по температуре B11N15, 1/К
-4.489E-06
Коэффициент реактивности по плотности теплоносителя, 1/(г/см3)
 2.752E-02
Эффект реактивности при потере теплоносителя, DК
-2.505E-02
Эффект реактивности при расхолаживании реактора, DК
 6.136E-02
  
Тепловая мощность, МВт
4300
Расход лития через активную зону, кг/сек
2560
Температура лития на входе в реактор, К
600
Температура лития на выходе из реактора, К
1100
Отдельно по каналам с разными ТВС
 ТВС акцептор
ТВС донор
Коэффициент размножения в ячейке К *
0.48672
1.15055
Среднее энерговыделение в одном твэле-тигле ТВС *, Вт/см
1560.7
6900.1
Расход теплоносителя через ТВС, кг/сек
2.15
8.61
Температура лития на выходе из канала, К
1093.4
1100.2
Максимальная температура топлива в ТВС, К
1123.0
2056.2
Падение давления лития при проходе канала, бар
0.076
0.974
* На середине высоты активной зоны



Рис.5. Ориентировочная картограмма стартовой загрузки активной зоны реактора-конвертера с расплавленным топливом тепловой мощностью 4300 МВт. Боковые отражатели (или бланкет) не показаны. Жёлтый цвет – ячейки с ТВС-донорами (264 штуки), зелёный – ячейки с ТВС-акцепторами (133 штуки).








Что дальше?

Если Вам кажется, что дела налаживаются, значит, Вы что-то проглядели.
Следствие Закона Мэрфи

По большому счёту, задача данной работы заключалась в расчётном исследовании нейтронно-физических характеристик реактора с топливом, находящемся в жидком состоянии. Но если быть до конца откровенным, то данная работа должна рассматриваться как очень малая, но, тем не менее, важная часть большой поисковой работы, конечной целью которой является выработка концепции большой ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом, в которой отсутствует стадия химической переработки облучённого ядерного топлива (или она сведена к минимуму) и, соответственно, стадия изготовления тепловыделяющих элементов.

В ней доказана возможность создания ядерного реактора с «бесконечной» кампанией*. Один раз запустив такой реактор и выведя его в равновесный режим выгорания, в дальнейшем можно не беспокоиться о его топливообеспечении. Такой реактор может подпитываться естественным или отвальным ураном, или отработавшим топливом реакторов традиционных типов.

Основной неопределённостью, которая может явиться камнем преткновения, является неопределённость в количестве продуктов деления, остающихся в жидком топливе при его облучении в реакторе. Ликвидировать эту неопределённость можно только одним способом, - провести комплекс экспериментальных работ по поведению химических элементов, могущих быть отнесёнными к продуктам деления, в жидком урановом топливе.

Тем не менее, уже сейчас можно с большой долей уверенности утверждать, что  такой реактор выводится в равновесный режим выгорания даже в том случае, если в топливе будет оставаться до 50% образующихся в нём шлаков. Это второй принципиальный вывод данной работы.

Наша уверенность в достоверности этих выводов базируется:

-        на логической непротиворечивости разработанных нами расчётных моделей,

-         на многолетнем опыте применения использованных нами программных средств и баз данных по ядерно-физическим и теплогидравлическим константам,

-         на перекрёстном сопоставлении результатов, получаемых разными вычислительными программами, а также на оценке этих результатов при помощи простейших аналитических методов. 

Второе, что необходимо сделать, чтобы «закрыть» эту проблему: требуется провести реакторное испытание композитного материала на основе нитрида бора в реакторе с жёстким спектром нейтронов и изучить поведение расплава U-Pu при долговременном контакте с этим материалом.

И последнее, что мне хотелось бы отметить в заключение данной статьи.

Все сегодняшние проектно-конструкторскими работы в области ядерных энергоисточников являются, по сути, продолжением и развитием тех идей и конструкторских решений, которые были выдвинуты 50-60 лет назад, на заре атомной эры, продолжается их улучшение и «шлифование». Но ведь эти решения были приняты совсем в другой обстановке, в момент становления атомной отрасли, первоочередной задачей которой было создание «ядерного щита». Сейчас обстановка несколько другая. Долговременной основной задачей атомной энергетики становится задача «самообеспечения» себя ядерным топливом на тысячелетнюю перспективу. А мы эту задачу пытаемся решить на основе технологий, созданных для совсем других целей. Странно, не правда ли? Да, 60 лет назад проект LAMPRE (реактор с расплавленной активной зоной) в США показал, что  это направление бесперспективно. Но это было тогда, сейчас совсем другая ситуация. Сейчас и уровень знаний другой и цели другие. В моих разговорах с разного рода специалистами, достаточно ответственными товарищами, в их ответах сквозило какое-то неверие в возможный положительный результат идеи интегрирования ядерного реактора и переработки топлива в одной установке. И в то же время!

Сейчас строят ИТЭР, установку термоядерного синтеза. В этой установке и нейтроны  14 МэВ, и неустойчивость плазмы, температура которой миллионы градусов, и тритий, проблемы «первой стенки» (японцы разрабатывают каких-то роботов, которые должны ползать внутри и менять элементы этой стенки)! Проблем масса, но десятки тысяч людей, участвующих в этом проекте уверены, что эта архисложная конструкция будет работать. А к реактору с жидким расплавленным топливом, где должны работать простые законы физики, отношение скептическое. Странно, не правда ли?



*    Абстрагируясь, естественно, от вопросов радиационной стойкости конструкционных материалов активной зоны.
.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.53
Ответов: 13


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 29 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2013
Вектор рассуждений правильный, но хотел бы дополнить автора. Очевидно, что будущее ядерной энергетики будет отвечать следующим критериям. Оно будет сформулировано в какой нибудь очередной инициативе а-ля Gen IV+ или Gen V.Основные критерии будут скорей всего: отказ от идеологии твердотопливных гетерогенных реакторов, воспроизводство топлива и высокие температуры, позволяющие реализовать производство водорода и органики из воздуха помимо обычного производства электроэнергии. КПД машин ~50%. Так же, если фантазировать о будущем, необходимо уделить более серьезное внимание Ториевой тематике, которая уже сейчас получает значительное развитие. Все вышесказанное возвращает нас к работам того же самого ORNL конца 40-ых середины 50-ых годов прошлого века, когда шел интенсивный поиск различных комбинаций топлива, материалов замедлителей и теплоносителей для атомной энергетики. В итоге цепочки подобных размышлений я подошел не к жидкому топливу в тигелях, а все таки к вариантам гомогенных реакторов U-Pu и Th-U топливных циклов на жидких солях F, Cl (скорей F) и такого близкого направления как гомогенный жидкометаллический реактор, где микрочастицы топлива находятся во взвешанном (практически гомогенном состоянии) с жидкометаллическим теплоносителем. Вторая тема слабо развита, по первой активно проработан был LFTR (уран-ториевый бридер на тепловом спектре), данная идеология может быть успешно реализована, с моей точки зрения, при концептуальной замене замедлителя (в оригинальном проекте был использован графит). Интересной и заслуживающей внимания идей так же может быть БН на стоячей волне, который прорабатывает концептуально компания TerraPower, хотя я пока слабо представляю себе ТВС сроком службы 50-60 лет. Я бы рекомендовал автору, в качестве продолжения темы сравнить весь спектр подобных технологий ведь их не мало. Ведь есть же у Курчатника опыт работ по жидким солям и по Моцарту, который получает в Америке новое существование в виде концепта WAMSR. Я кстати ругаю Прорыв как раз за зашоренность исполнителей и выбор сложного пути при наличии большого количества проработанных концептов альтернатив реакторов. В этом плане я все время говорю, посмотрите на Китайцев. Они молодцы. Они сейчас собирают все технологии. У нас хотят БН на натрии, у немцев лицензию ввязли на высокотемпературную газовую машину, у Американцев забирают практически готовую документацию на LFTR. Это означает, что люди хотят учиться, получать, преумножать, развивать и сохранять знания. А мы уперлись в свинец и точка. В общем автору спасибо, что возможно кому то поможет раздвинуть границы сознания и инженерной мысли.


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2013
Мечтать не вредно и, как показывает опыт человечества, иногда даже безумные идеи через некоторое время приобретают реальные очертания. Думаю, что и из предложенной, на первый взгляд бредовой идеи, хотя бы малая часть будет использована.


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2013
На ту же тему: http://www.lib.tpu.ru/fulltext/v/Bulletin_TPU/2011/v319/i4/03.pdf [www.lib.tpu.ru]


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2013
Ну на самом деле ЖСР типа американца Лифтера имеет коэффициент воспроизводства до 1.1


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
И сколько это будет стоить, приблизительно, во времени и деньгах,  построить опытный образец реактора?


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Материал, не смачиваемый ураном и плутонием ... А про смачиваемость продуктами деления забыли? А это - вся таблица Менделеева!

Нет такого материала, чтобы не связывал собой какие-то из компонентов продуктов деления. Жидкосолевые потому до сих пор и держатся в идейном плане на плаву, что у них роль геттера осколков выполняет фтор из состава соли. И то коррозии избежать не получается.

И отдельно по нитридам: почти все нитриды в условиях Земли являются термодинамически неравновесными. И стремятся перейти в оксиды при первой же возможности. Изолировать от кислорода единичные фитюльки для запуска в космос - можно. Налалить валовое производство крупноформатных сборочных единиц без доступа к ним кислорода на всех этапах жизненного цикла - разве что на Луне.

И отдельно по изотопически чистым материалам: а разве в природе есть процессы, позволяющие разделить естественный бор на две кучки так, чтобы в одной был исключительно В-10, а в другой - 100%нтный В-11? Или всё же примеси возможны? ;)

Резюме: бумага - не технология - она всё стерпит. Но за попытку - спасибо.


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Вдогонку: была бы эта работа за подписью дипломника - я бы порадовался, но за подписью профессора - жаль мне КИ.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Профессор - это тот, кто может простым языком пояснить сложные вещи и будет понят даже не дипломником, а не только другим профессором.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Сейчас отдельным дипломникам работы пишут профессора, поскольку профессорам не платят, а дипломники иногда не учатся, а зарабатывают деньги и им легче заплатить. Так что, комментарий не имеет отношения к делу. 


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Ну это проблема многих концептов, когда фантазируется применение особых материалов, или как раз наличие определенных изотопов ставит если не крест, то вносит значительную ложку дегтя в красивую картинку концептов. За примерами далеко ходить не надо. Это и Талий с гамма линией энергией за 2 МэВ в Уран-Ториевом топливном цикле, это и наличие у естественного хлора значительного %содержания Хлора-35, который дает активированный Хлор-36 с периодом полураспада в 300 тысяч лет, что делает гомогенный U-Pu реактор на расплаве солей хлора проблематичной конструкцией.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Вероятно, можно делать такие реакторы, только зачем?
Ведь действительность - она ужаснее.
Мы не использовали всех запасов U5, которые составляют 0.4% энергоресурсов РФ (см. рис 1), и уже не знаем, куда девать радиоактивные отходы.
И назачем вовлекать в производство 86.7% U8 ???
Что-то я не верю, что на выходе из этих красивых реакторов будет получаться чистая энергия и равновесная концентрация стабильных изотопов. Такая же, как и в окружающей нас сейчас(!) природе. Типа речного песка, а лучше чернозема из колосниковой решетки аппарата :)))

Олег М.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Вообще-то из колосниковой решётки угольного котла выгребается далеко не чернозём. Статья - тут же на сайте.

И если бы к угольным топкам применяли хотя бы одну десятую от требований, накладываемых на "атомные котлы", человечество до сих пор жгло бы исключительно дрова.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Спасибо за подсказку.
Вааще-то я когда весьма близко ползал и внутри, и вокруг котла, и знаю, что оттуда выгребают.

МВТУ, Э7-75
Олег М.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Не совсем понятно (как не специалисту) откуда ноги растут у таких выводов. Если вы полагаетесь на одни расчеты и поднятые эксперименты, то не лишне будет напомнить про Чернобыль. Который был на десятилетия позже. Вы бы сначала эту часть на стенде проверили, а потом за состав ОЯТ брались.
----
"...Выход лежал на поверхности. Если активная зона реактора будет иметь канальную структуру (типа РБМК), то при этом будут «убиваться сразу два зайца»:
-     уменьшается плотностной эффект реактивности, поскольку «теряться» будет только часть «замедлителя» - теплоноситель,
-     уменьшается величина надкритичности в равновесном режиме выгорания до необходимой нам величины..."


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
Поправляем? "Который был на десятилетия позже." --> Который был на десятилетия раньше.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2013
Именно позже.
Если не поняли о чем речь, не пытайтесь поправлять.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
Придётся поверить, после того когда будет сожжена последняя лопата угля.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2014
По части получения изотопически-чистого бора-11 - это не такая неразрешимая проблема, уже сейчас для электроники получают бор-11 с обогащением до 99,8 -99.9 %. Необходима более глубокая очистка от бора-10, что технически вполне реализуемо. Остаточный бор-10 в нитриде быстро выгорит, превратившись преимущественно в 7Li, который предполагается использовать в качестве теплоносителя.
С азотоа-15 несколько сложнее, но тоже существуют методы разделения его изотопов, позволяющие получать высокообогащенный по 15-му продукт.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Идея недостаточно безумна, чтобы оправдать ожидания.Если на "диаграмму Алексеева" нанести возобновляемые источники энергии, то места для урана не найдётся.От того, что как и в УЛР осколки и топливо будут стратифицироваться, проблема их концентрации и захоронения не становится проще.
 


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Слишком сложная конструкция получается. Природа любит простоту и в простоте вся красота идеи.


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2013
Хорошая идея! Только вот сам переход на кластер, типа РБМК, всё портит! На этом кластере все проблемы и вылезут!
Первый и второй варианты гораздо проще в реализации, но опаснее. Однако, опасна вся ядерная энергетика на СЦР. И в таком виде экстраполировать её в будущее глупо! Подождите! Лет через 10-15 китайские товарищи массово выйдут в Космос. Построят орбитальное зеркало и направят солнечную энергию на пустыню Гоби. И будет там энергии вдоволь без ваших реакторов на СЦР. Если вы до того времени доживёте, в чём сильно сомневаюсь! Ну, а пока, эта идея лучше БРЕСТа и годится на роль ПРоРЫВа! С чем автора и поздравляю. Боцман.


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
А из этого интервью Кто-нибудь Что-нибудь понял?
21.02.2013 05:01  |  Газета "Страна Росатом"
Программа развития лидеров глобализации Росатома (Global Leaders Programme) в Московской школе управления «Сколково» стартовала в конце 2012 года. Ее особенностью является то, что участники обучения с самого начала работают над реальными проектами, которые оценивают приглашенные эксперты. Впереди будущих лидеров глобализации ждет еще два модуля, а также две стажировки на технологические предприятия Европы и Азии.

Подготовка лидеров глобализации должна продемонстрировать, насколько корпорация готова к столь существенным переменам. Так считает один из кураторов программы Алексей Калинин. В интервью после завершения третьего модуля программы он подвел промежуточные итоги, рассказал о своем видении глобального Росатома и о вызовах, которые ждут на этом пути.

- Закончился третий модуль. Как можно охарактеризовать его итоги?

- Самое главное, получилось сформировать хорошие команды. Очень важно, что все те проектные инициативы, которые они реализуют, это по-настоящему прорывные направления. И важно, что люди заинтересованы, вдохновлены. Они начали взаимодействовать, работать на результат, в который верят.

С точки зрения готовности проектов ко внедрению в Росатоме я бы с выводами не спешил. Сейчас только середина пути и, считаю, мы прошли ее достойно. Коллектив собран, мотивирован, ориентирован на достижение целей. Впереди два модуля, и наблюдается очень хорошая динамика. А с анализом итогов подождем до завершения программы.

- Как вы оценивает защиту проектов? Совпало ли то, что вы увидели, с ожиданиями?


- Были хорошие презентации. Нарабатывается практика выступлений именно в этом формате. Тот факт, что мы приглашаем не только руководителей госкорпорации, но и экспертов из консультационных компаний, дает совмещение глобальной и корпоративной перспективы. И очень важно, что участники изначально ориентированы на запрос обратной связи, то есть не только представление проекта, но и интерактив с аудиторией. У них это уже получается.

С точки зрения качества и содержания самой работы, считаю, что стадия третьего модуля отражает реальную проработку тем. Никаких сюрпризов не было, но нельзя не отметить, что некоторые идеи и предложения действительно смелые и прорывные. Хочется пожелать нашим лидерам и дальше ставить острые вопросы, ориентированные на серьезные прорывы.

- Что в этом году предстоит сделать Росатому в направлении глобализации? Какие основные моменты можно выделить?


- Этот год во многом может стать определяющим. На протяжении последних лет мы относились к глобализации как к чему-то, что мы можем себе позволить, ведь у нас все хорошо. Сейчас, в условиях бюджетных ограничений, нужно дать ответ на вопрос: что для нас глобализация - непозволительная роскошь или единственный шанс на продолжение роста?

Я рассчитываю, что в этом году мы серьезно пересмотрим приоритетность проектов, связанных с глобальными инициативами. Поэтому программа подготовки лидеров имеет принципиальное значение – будет ли услышан голос ее участников при переосмыслении повестки дня и перерасстановке акцентов.

Лично я убежден, что глобализация - единственный способ расти. Особенно с учетом ограничений на внутреннем рынке. Надеюсь, что участники программы мое мнение разделяют и смогут доказать это своими проектами.

- Вы анализируете опыт мировых компаний, как атомных, так и неатомных. Представители некоторых выступали на модуле. Может, какие-то примеры из их практики подошли бы Росатому?


- Действительно, мы стараемся, чтобы в программе принимали участие представители партнеров. К нам приезжали специалисты Rolls-Royce, мы общаемся с EDF, Fortum и, как ни странно, с Areva, казалось бы, конкурентом Росатома. Работаем с рядом других компаний.

Для меня наиболее впечатляющим оказался опыт Еlectricitе de Fran

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
Цитата:"Эксперт по части театра, оперы и балет..."пишет о том, что вместо балет надо мегаватов.С русским открытым фейсом на сцене  глобализации.Сюр!


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
Во всем этом длинном интервью одни общие слова, никакой содержательной конкретики. Текст направлен на обывателя, чтобы он ничего не понял, но был впечатлен глубиной мысли. Это, кстати, хороший пример фактической речи, которую внедрил в умы руководства Росатома господин Щедровицкий.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2013
Срочная правка (iPad правит):  не фактической речи, а фатической.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 02/03/2013
Не понятно, почему на диаграмме П.Н. Алексеева соотношение между количеством урана-235 и урана-238 так сильно отличается от природного. Означает ли это, что уже почти половину всего урана добыли и, использовав 235-ый, 238-ой где-то захоронили? 


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 04/03/2013
Не захоронили, а хранят так называемый "отвальный" уран с обогащением менее 0.3% природного.
Прикинуть его объёмы можно просуммировав всю энерговыработку всех АЭС (не забыть также и атомоходы) за весь период с 1954г, считая обогащение загружаемого в АЭС топлива порядка 3-4%, приплюсовав к этому также и "оружейный" уран с соответствующим обогащением. Это то, что использовано. Обогащение природного 0.7%, отвального - см.выше.
Считайте....


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2013
Да, я имел в виду, что именно хранят. Значит, почти половину урана-235 уже использовали.


[
Ответить на это ]


Re: Концепция системы на основе реактора-конвертора с ж/м топливом и теплоносителем (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2013
Вообще-то отвалы сейчас перерабатывают до менее 0,2%. Берут бочки с содержанием больше 0,3, переводят в газ и в центрифуги.


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.37 секунды
Рейтинг@Mail.ru