Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса?

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1306 Пришло ли время термоядерной энергетики?
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
NPP
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 394

СообщениеДобавлено: Пн Май 21, 2018 1:22 pm    Заголовок сообщения: Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса? Ответить с цитатой


https://www.popmech.ru/technologies/232575-molot-tora/

Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса?


Элемент, названный в честь одного из главных скандин
который поджидает нас в ближайшем будущем.


Дмитрий Мамонтов



В 1815 году знаменитый шведский химик
Йенс Якоб Берцелиус
заявил об открытии нового элемента, который он назвал торием в честь Тора,
бога-громовержца и сына верховного скандинавского бога Одина.





Однако в 1825 году обнаружилось, что открытие это было ошибкой.

Тем не менее название пригодилось — его Берцелиус дал новому элементу,
который он обнаружил в 1828 году в одном из норвежских минералов (сейчас этот минерал называется торит).

Этому элементу, возможно, предсто
не уступающую по важности главному ядерному топливу — урану
.

Дальние родственники бомбы

Атомная энергетика, на которую сейчас возлагается столько надежд, — это побочная ветвь военных программ,
основными целями которых было создание атомного оружия
(а чуть позднее реакторов для подводных лодок).

В качестве ядерного материала для изготовления бомб можно было выбрать из трех возможных вариантов:
уран-235,
плутоний-239 или
уран-233.





Так выглядит ториевый ядерный цикл,
иллюстрирующий

превращение тория в высокоэффективное ядерное топливо — уран-233.



Уран-235 со
— всего 0,7% (остальные 99,3% составляет изотоп 238),
и его нужно выделить,

а это дорогостоящий и сложный процесс.

Плутоний-239 не существует в природе, его нужно нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе,
а затем выделяя его из облученного урана.

Таким же образом можно получать уран-233 путем облучения нейтронами тория-232.

Идеальная экосистема

В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по урану и плутонию с использованием примерно 50% АЭС на тепловых реакторах

и 50% на быстрых.

Но разработка быстрых реакторов вызвала трудности, так что в настоящее время эксплуатируется лишь один такой реактор
— БН-600 на Белоярской АЭС
(и построен еще один — БН-800).

Поэтому сбалансированную систему можно создать из ториевых тепловых реакторов
и примерно 10% быстрых реакторов, которые будут восполнять недостающее топливо для тепловых.


Первые два способа в 1940-х годах были реализованы,
а вот с третьим физики решили не возиться.

Дело в том, что в процессе облучения тория-232 помимо полезного урана-233 образуется еще и

вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого приводит к появлению таллия-208.

Этот изотоп излучает высокоэнергетичные (жесткие) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты.

Кроме того, жесткое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых невозможно обойтись в конструкции оружия.

Ториевый цикл

Тем не менее о тории не совсем забыли.
Еще в 1940-х годах Энрико Ферми предложил нарабатывать плутоний в реакторах на быстрых нейтронах
(это более эффективно, чем на тепловых),

что привело к созданию реакторов EBR-1 и EBR-2.

В этих реакторах уран-235 или плутоний-239 являются источником нейтронов,
превращающих уран-238 в плутоний-239.

При этом плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3−1,4 раза), поэтому такие реакторы называются «размножителями».


Другая научная группа под руководством
Юджина Вигнера
предложила свой проект реактора-размножителя,
но не на быстрых, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала.

Коэффициент воспроизводства при этом уменьшился, но конструкция была более безопасной.

Однако существовала одна проблема.

Ториевый топливный цикл выглядит таким образом.



Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233,
который быстро превращается в протактиний-233,

а он уже самопроизвольно распадается на уран-233 с периодом полураспада 27 дней.

И вот в течение этого месяца протактиний будет поглощать нейтроны, мешая процессу наработки.

Для решения этой проблемы хорошо бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать?

Ведь постоянная загрузка и выгрузка топлива сводит эффективность наработки почти к нулю.

Вигнер предложил очень остроумное решение

— реактор с жидким топливом в виде водного раствора солей урана.

В 1952 году в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под руководством ученика Вигнера,
Элвина Вайнберга,

был построен прототип такого реактора
— Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1).







А вскоре появилась еще более интересная концепция,
идеально подходившая для работы с торием:

это реактор на расплавах солей

Molten-Salt Reactor Experiment.






Топливо в виде фторида урана
было растворено в расплаве фторидов лития, бериллия и циркония.


MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и хотя торий там не использовался,
сама концепция оказалась вполне работоспособной: использование жидкого топлива повышает эффективность наработки и
позволяет выводить из активной зоны вредные продукты распада.


Жидкосолевой реактор позволяет намного более гибко управлять топливным циклом,
чем обычные тепловые станции, и использовать топливо с наибольшей эффективностью,

выводя вредные продукты распада из активной зоны и добавляя новое топливо по мере необходимости.


Путь наименьшего сопротивления

Тем не менее жидкосолевые реакторы (ЖСР) не получили распространения,
поскольку обычные тепловые реакторы на уране оказались дешевле.

Мировая атомная энергетика пошла по наиболее простому и дешевому пути,
взяв за основу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР),
потомки тех, которые были сконструированы для подводных лодок, а также
кипящие водо-водяные реакторы.

Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, представляют собой другую ветвь генеалогического древа

«Основным топливом для этих реакторов является уран-235, но его запасы хотя и довольно значительны, тем не менее ограничены, — объясняет
«Популярной механике» начальник отдела системных стратегических исследований Научно-исследовательского
центра «Курчатовский институт» Станислав Субботин.


— Этот вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым решением этой проблемы считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238,
запасов которого почти в 200 раз больше.

Для этого планировалось построить множество реакторов на быстрых нейтронах,
которые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3−1,4,
чтобы избыток можно было использовать для питания тепловых реакторов.

Быстрый реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — правда, не в режиме бридера.

Недавно там же был построен и еще один — БН-800.
Но для построения эффективной экосистемы атомной энергетики таких реакторов нужно примерно 50%».


Все радиоактивные изотопы, которые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных рядов).






Каждый такой ряд — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом.

Родоначальники радиоактивных рядов — долгоживущие изотопы

Цепочки заканчиваются стабильными изотопами свинца.
но период его полураспада слишком мал — всего лишь 2,14 млн лет, поэтому в природе он не встречается.

Могучий торий

«Торий часто называют альтернативой урану-235, но это совершенно неправильно,

— Сам по себе торий, как и уран-238, вообще не является ядерным топливом.

Однако, поместив его в нейтронное поле в самом обычном водо-водяном реакторе, можно получить отличное топливо
— уран-233,
оторое затем использовать для этого же самого реактора.

То есть никаких переделок, никакого серьезного изменения существующей инфраструктуры не нужно.

Еще один плюс тория — распространенность в природе:
его запасы как минимум втрое превышают запасы урана.


Кроме того, нет необходимости в разделении изотопов, поскольку при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами встречается только торий-232.

Опять же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности относительно долгоживущим
(период полураспада 3,8 суток)
радоном-222

(в ряду тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться).

Кроме того, торий имеет отличные термомеханические свойства:
он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ.

Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах примерно в три раза более эффективна,
чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме атомной энергетики

позволит замкнуть цикл по урану и плутонию.

Правда, быстрые реакторы все равно будут нужны, поскольку коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».

Три источника ядерной энергии

На производство 1 ГВт
в течение года требуется: 250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235)

требуется добыть 215 т обедненного урана (в том числе 0,6 т урана-235) уходят в отвалы;

35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор;

отработанное топливо содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235,
0,3 т плутония-239,
1 т продуктов распада.

1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор полностью конвертируется в 1 т урана-233;
1 т продуктов распада, из них 83% - короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных примерно за десять лет).

Однако у тория есть и один достаточно серьезный минус.

При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232,
который испытывает цепочку распадов, приводящую к жесткому гамма-излучающему изотопу таллий-208.

«Это сильно затрудняет работу по переработке топлива,
— объясняет Станислав Субботин.

— Но с другой стороны, облегчает обнаружение такого материала, уменьшая риск хищений.

Кроме того, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке топлива это не имеет особого значения».


Термоядерное зажигание

Эксперименты по использованию ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в России и других странах
— Норвегии, Китае, Индии, США.

«Сейчас самое время вернуться к идее жидкосолевых реакторов, — считает Станислав Субботин.

— Химия фторидов и фторидных расплавов хорошо изучена благодаря производству алюминия.

Для тория реакторы на расплавах солей гораздо более эффективны, чем обычные водо-водяные,
поскольку позволяют гибко производить загрузку и вывод продуктов распада из активной зоны реактора.

Более того, с их помощью можно реализовать гибридные подходы, используя в качестве источника нейтронов
не ядерное топливо,

а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки.

К тому же жидкосолевой реактор позволяет решить проблему с минорными актинидами
— долгоживущими изотопами америция, кюрия и нептуния (которые образуются в облученном топливе),
«дожигая» их в реакторе-мусорщике.





Так что в перспективе нескольких десятилетий в атомной энергетике без тория нам не обойтись».
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
NPP
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 394

СообщениеДобавлено: Пн Май 21, 2018 2:40 pm    Заголовок сообщения: Новый российский гибридный реактор Ответить с цитатой



URL: http://tass.ru/nauka/5199470

Новый российский гибридный реактор соберут в Курчатовском институте к концу 2018 года

Наука 14 мая

Физический пуск токамака запланирован на 2020 год


© Валерий Шарифулин


Гибридный реактор, который может в перспективе заменить АЭС,

Об этом сообщил журналистам в понедельник научный руководитель Курчатовского комплекса термоядерной энергетики и плазменных технологий
Петр Хвостенко.


Гибридный реактор сочетает принципы термоядерной и ядерной энергетики.




В отличие от атомного реактора он будет работает на тории, который дешевле и запасы которого больше, чем у урана.

Так, по оценкам ученых института, запасов урана-235 хватит всего на 50 - 70 лет.

В отличие от термоядерного реактора в гибридном не нужны сверхвысокие температуры для получения энергии.


"Гибридный токамак сейчас называется Т-15МД.

Это большая установка, в конце года мы ее должны собрать на месте старой Т-15 в этом здании [Курчатовского института

Ту [старую установку] мы разобрали, строим новую на ее фундаменте", - сказал Хвостенко,
добавив, что в 2020 году будет физический пуск новой установки, и что ученые будут отрабатывать те технологии,

"которые необходимы для термоядерного источника нейтронов именно для гибридного реактора".

Следующим этапом в развитии энергетики должен стать термоядерный реактор.

Так, Россия, а также страны Европы, Китай, США и другие строят во Франции Международный экспериментальный термоядерный реактор (ITER).

В его основе - установка токамак, которая считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Цель проекта - продемонстрировать, что термоядерную энергию можно использовать в промышленных масштабах.

Российские научные организации отвечают за изготовление 25 систем.


Центром интеграции для зарубежных участников проекта ИТЭР станет Институт ядерной физики (ИЯФ) Сибирского отделения РАН

- на его территории соберут и испытают элементы из компонентов, изготовленных в разных странах.

Первую плазму на ITER планируется получить в 2025 году.


Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
NPP
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 394

СообщениеДобавлено: Пн Май 21, 2018 3:49 pm    Заголовок сообщения: Т-15МД Ответить с цитатой



В России завершается сборка гибридного реактора Т-15МД


В конце 2018 года в Научно-исследовательском центре «Курчатовский институт» завершится сборка новейшего гибридного реактора Т-15МД. Его запуск произойдет в 2020 году: установка построена на фундаменте разобранного токамака предыдущего поколения Т-15, использовавшегося для экспериментов в 1988-1995 годах.

Гибридный термоядерный реактор получает энергию и от распада атома (как обычная атомная электростанция) и от синтеза, то есть он сочетает в себе принципы ядерной и термоядерной энергетики. Т-15МД будет работать на тории. Как сообщают создатели, отличие его от термоядерного реактора заключается в том, что для получения энергии гибридному реактору не нужно получать сверхвысокие температуры.

Добавим, что предшественник новой установки токамак Т-15 более 20 лет назад стал одним из первых в мире прототипов промышленного термоядерного реактора, который использует сверхпроводящие магниты для управления плазмой. Т-15МД – полностью новая установка (см. материал www.rtsoft.ru/press/articles/detail.php?ID=3043)

Новейший Т-15МД будет иметь вытянутую конфигурацию плазменного шнура с аспектным отношением 2.2,

током плазмы 2 МА в тороидальном магнитном поле 2 T с квазистационарной системой дополнительного нагрева суммарной мощностью до 20 МВт.

Установка рассчитана на длительность импульса до 30 с.

На Т-15МД будут проводиться исследования в поддержку развития технологий управляемого термоядерного синтеза

и проекта ИТЭР,

а также для создания термоядерного источника нейтронов (ТИН), необходимого для гибридной энергетики


Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1306 Пришло ли время термоядерной энергетики? Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS