[image]

Локомотив с ядерным реактором

Было: Безумная идея. Возможен ли ядерный паровоз.
 
1 2 3 4
+
-
edit
 
Fakir> и газовой турбиной замкнутого цикла.
а это как вообще технически?
   26.026.0
+
+1
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Перспективы использования атомной энергии для железнодорожной тяги. 1958

Перспективы использования атомной энергии для железнодорожной тяги. (Сорин Л.А.)

Сайт для различных железнодорожных специальностей. На нашем сайте вы можете скачать: железнодорожные книги, инструкции ржд, распоряжения ржд, приказы ржд,так же можете посмотреть железнодорожное видео и фото, и пообщаться на железнодорожном форуме. //  instructionsrzd.ucoz.ru
 
   51.051.0
RU Серокой #10.09.2020 10:18  @Fakir#10.12.2017 16:11
+
+2
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Fakir> Перспективы использования атомной энергии для железнодорожной тяги. 1958

Забавно, дошёл до выводов в конце брошюрки, а ничего не более чем полвека не поменялось, до сих пор лучший атомный локомотив - электровоз + АЭС... :)
   
LV Amoralez #10.09.2020 11:12  @Серокой#10.09.2020 10:18
+
-
edit
 

Amoralez

аксакал

Серокой> Забавно, дошёл до выводов в конце брошюрки, а ничего не более чем полвека не поменялось, до сих пор лучший атомный локомотив - электровоз + АЭС... :)

Технически выглядеть будет так: добавляется бустерная секция и - вперёд, по Северному широтному ходу !
   11.011.0
RU Серокой #10.09.2020 16:09  @Amoralez#10.09.2020 11:12
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Amoralez> Технически выглядеть будет так: добавляется бустерная секция и - вперёд, по Северному широтному ходу !

Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора. Он всегда шарашит и, кроме того, излишне тепловыделяет. А в механизмах преобразования тепловой энергии в работу ничего принципиального не появилось так же. По сути это - паровоз...
Прикреплённые файлы:
Без имени.png (скачать) [2624x1480, 107 кБ]
 
 
   
Это сообщение редактировалось 10.09.2020 в 16:15
EE Татарин #10.09.2020 16:34  @Серокой#10.09.2020 16:09
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Amoralez>> Технически выглядеть будет так: добавляется бустерная секция и - вперёд, по Северному широтному ходу !
Серокой> Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора.
Это не такая уж проблема: байпас пара на радиатор, и всего делов. Всё равно если КИУМ маленький, реактор не нужен. А если адекватный - да плевать на эти крохи потерь.
   85.0.4183.8385.0.4183.83
RU Серокой #10.09.2020 17:30  @Татарин#10.09.2020 16:34
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Татарин> А если адекватный - да плевать на эти крохи потерь.

Так по расчётам и так 16 % КПД всего локомотива... И мне кажется, что в 58 год он такой был, что и сейчас не сильно больше выйдет.

ЗЫ. Ну а КИУМ может и около 90 быть, но суммарные потери - всё равно жалко. И куда-то тепло надо сбрасывать.
   
EE Татарин #10.09.2020 17:42  @Серокой#10.09.2020 17:30
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Татарин>> А если адекватный - да плевать на эти крохи потерь.
Серокой> Так по расчётам и так 16 % КПД всего локомотива... И мне кажется, что в 58 год он такой был, что и сейчас не сильно больше выйдет.
Да тю, шо там до крох тех докапываться, у реактора запас энергии в АЗ - как у дурака фантиков. Плюс-минус 20% от КИУМ.
Сейчас, КМК, будет сильно больше 16%. Всё-таки температуру в АЗ можно брать не 260С, а все 360. А может разумным сделать ЖМТ - залить всё свинцом по уши (биозащита, однако!) и поднять температуру до околоСВБРных или БРЕСТовских уровней. Выделим не вагон под сухую градирню, а три вагона - вполне 50С в обратке можем получить. Турбину поставим годную, тройного расширения. 44% не будет, но вот 30+ - почему нет?

Если решить вопросы с безопасностью, всё остальное, КМК, решаемо.

З.Ы. А с градирен будем дуть вниз, себе "под ноги", снег сдувать и рельсы греть. И будут у нас вечнозелёные пути яркой стрелой сквозь белые поля бескрайней Арктики. :)
   85.0.4183.8385.0.4183.83
Это сообщение редактировалось 10.09.2020 в 17:47
LV Amoralez #10.09.2020 18:17  @Серокой#10.09.2020 16:09
+
-
edit
 

Amoralez

аксакал

Серокой> Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора. Он всегда шарашит и, кроме того, излишне тепловыделяет.


Куда девать излишки электроэнергии - не решаем, или - решаем, но - за сумашедшие деньги. Для железнодорожников это всё пока останется фантазией и м.б. будет лучше и дальше заниматься электрофикацией ж/д.
   84.0.4147.8984.0.4147.89
LV Amoralez #10.09.2020 18:19  @Татарин#10.09.2020 17:42
+
-
edit
 

Amoralez

аксакал

Татарин> З.Ы. А с градирен будем дуть вниз, себе "под ноги", снег сдувать и рельсы греть.

Греть вечную мерзлоту - очень даже не рекомендуется.
   84.0.4147.8984.0.4147.89
RU Jurgen BB #10.09.2020 23:09  @Серокой#10.09.2020 16:09
+
-
edit
 

Jurgen BB
Barbarossa

Любитель тунисских тётков
★★★★
Серокой> Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора. Он всегда шарашит и, кроме того, излишне тепловыделяет.

В суровых сибирских морозах тепло не лишнее -подать на тепловую пушку, что бы убирать снег с путей.
   85.0.4183.8385.0.4183.83
RU Andru #11.09.2020 12:21  @Серокой#10.09.2020 16:09
+
-
edit
 

Andru

аксакал
★☆
☠☠☠
Серокой> Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора.
Прошу прощения- мне как старому больному управленцу интересно, откуда у вас взялась основная проблема с нельзя Оперативно управлять мощностью реактора- крутанул ручку реактор пошел...хотелось бы понять. Обычный 2-х контурный цикл, есть ПГ,с него пар на турбогенератор, далее на ходовые ЭД, мощность небольшая, основное- обеспечение эффективного теплосъема при цикле пар-конденсат, и охлаждение приводов (КР-АР- АЗ) аппарата (реактора),и ЖВЗ в котором реактор...
   11.011.0
EE Татарин #11.09.2020 14:00  @Amoralez#10.09.2020 18:19
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Татарин>> З.Ы. А с градирен будем дуть вниз, себе "под ноги", снег сдувать и рельсы греть.
Amoralez> Греть вечную мерзлоту - очень даже не рекомендуется.
Насыпь - не вечная мерзлота, её можно.
   85.0.4183.8385.0.4183.83
RU Серокой #11.09.2020 14:03  @Andru#11.09.2020 12:21
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Andru> Прошу прощения- мне как старому больному управленцу интересно, откуда у вас взялась основная проблема

Для локомотива характерны переменные режимы. Под горку, например, он вообще не потребляет, а сам по себе едет. В горку - наоборот. Если у нас тепловоз, мы дизель переводим на холостые, ну и всё хорошо. Реактор, как дико инерционная штука, так быстро перепады рельефа отрабатывать не может. И вот эту тепловую мощность, которая продолжает выделяться, но не превращается в механическую работу, надо в какое-то мирное русло девать.
   
LV Amoralez #11.09.2020 14:18  @Татарин#11.09.2020 14:00
+
-
edit
 

Amoralez

аксакал

Татарин> Насыпь - не вечная мерзлота, её можно.

Так насыпи чередуются с выемками :(

Можно конечно пустить излишки пара через турбину и прицепить к локомотиву т.н. "энергетический поезд", но получим стоимость такого "локомотива" чуть дешевле АПЛ.
   11.011.0
EE Татарин #11.09.2020 14:21  @Andru#11.09.2020 12:21
+
+1
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Серокой>> Я не о том. Даже если забить на безопасность, основная проблема реактора - нельзя оперативно управлять мощностью реактора.
Andru> Прошу прощения- мне как старому больному управленцу интересно, откуда у вас взялась основная проблема с нельзя Оперативно управлять мощностью реактора- крутанул ручку реактор пошел...хотелось бы понять.
Проблема в эффективном бета и динамике нейтронных ядов.

Грубо говоря так: в зоне есть сколько-то поглотителей нейтронов, и значительная часть их - продукты деления (какая-то часть из них - короткоживущие).
В стационарном режиме всё просто: реактор работает на мощности, он выделяет сколько-то поглотителей, они уменьшают разгон, но мы это компенсируем, "крутанув ручку" на нужный уровень.

Если мы увеличиваем мощность, то поглотителей становится мало по отношению к числу нейтронов, они исчезают, выгорая, но слишком быстрый разгон реактора мы можем компенсировать тем, что в какой-то момент крутанём ручку обратно. А потом опять вперёд, когда поглотителей накопится, а потом опять крутанём обратно, когда выйдем на новый режим мощности (реальности чуть сложнее, потому что поглотитель в динамике не один, и короткоживущие появляются-исчезают выгорают со своей динамикой для каждой заданной мощности).
Хуже, если мы уменьшаем мощность: поглотителей (накопленных на предыдущей мощности) становится много и мощность реактора падает быстрее, плюс на малой мощности нейтроны не выжигают их, и они начинают накапливаться. Чтобы не провалиться на ноль, с полной остановкой, мы вынуждены повышать мощность. Но у нас есть предел - доля запаздывающих нейтронов. Если мы превысим его, реактор начнёт разгон на мгновенных, будет ядерный взрыв (скорее, ядерный пшик, но реактор будет разрушен со всей требухой навыворот и разлётом по окресностям).
Беда в том, что мы, компенсируя слишком быстрый провал, выкручиваем нашу ручку вверх, а поглотители потом уходят из-за выгорания и распада. Поэтому мы не можем выкручивать её слишком вверх, иначе - рискуем взрывом. Поэтому мы либо снижаем мощность медленно, либо рискуем упасть в яму (йодную), с замедлением реактивности. из которой подняться уже не сможем. Только выкрутив ручку за предельные значения, за которыми уже возможен разгон на мгновенных. А это уже харам.

И это только ядерные проблемы. К которым прибавляются тепловые (градиент температур в топливе не может быть превышен, а теплопроводность конечна). Резкие перепады ломают топливо, из него могут начать выходить газообразные ПД, которые потом проходят остальные барьёры и делают жизнь хуже).

Ну и помимо этого все нормальные проблемы нормальных паровых машин - они имеют инерцию и не любят смены режимов объективно.

Маневренность и управляемость малых реакторов можно улучшать, но этому тоже есть физические пределы (зона не может состоять на 100% из делящихся материалов).
На лодках добились скорости разгона порядка 1% с секунду. Управляемое снижение мощности идёт медленнее даже там (хотя, конечно, полностью остановить реакцию можно в любой момент мгновенно).
   85.0.4183.8385.0.4183.83
Это сообщение редактировалось 11.09.2020 в 14:52
RU Серокой #11.09.2020 14:25  @Татарин#11.09.2020 14:21
+
+1
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Татарин> Поэтому мы не можем выкручивать её слишком вверх, иначе - рискуем взрывом. Поэтому мы либо снижаем мощность медленно, либо рискуем упасть в яму (йодную), с замедлением реактивности. из которой подняться уже не сможем.

Чёрт возьми, как ж на паровоз с обычным котлом похоже!
   
RU Andru #11.09.2020 14:41  @Татарин#11.09.2020 14:21
+
-
edit
 

Andru

аксакал
★☆
☠☠☠
Татарин> Проблема в эффективном бета и динамике нейтронных ядов.
Татарин> Грубо говоря так: в зоне есть сколько-то поглотителей нейтронов, и значительная часть их -
Ты мне сказки рассказываешь, я закончил факультет ядерных энергетических установок - обычный водо-водяной транспортный ядерный реактор, тепловой мощностью где-то 50-60 Мвт (для примерно 10000л.с. эффективной мощности), ну надо считать сечение активной зоны, для тепловых нейтронов (их 16 групп),для получения нужной тепловой мощности, это решаемая задача, все дело в конструктиве- приемлемые габариты аппарата и биологической защиты в габаритах (поперечных) паровоза, размещение ППУ и насосного оборудования и прочие вещи... все остальные вещи типа отравления самарием, это эксплуатационные считаемые вещи, зависят от остаточного энергозапаса зоны и на каком режиме работал аппарат. Что еще хорошо- стабильность параметров- прет паровоз с постоянной скоростью, регулирования аппарата минимум, еще один принцип регулирования мощности- всегда иметь запас по пару-т.е. при неизменной мощности аппарата,имеем возможность повышать понижать турбогенератора..и не забываем возить запас питательной воды для пополнения убыли по паровым и прочим протечкам (не более 0.05 мл/л общего солесодержания)- это уже проблема, на каждой станции не нальешь. Т.е заливаем,но имеем испаритель (опреснитель)- нормально?
Примечание: обязательно иметь источник гарантированного электроснабжения, установленной мощностью равной мощности всего оборудования + 50%, т.е. ДГ.
   11.011.0
Это сообщение редактировалось 11.09.2020 в 14:53
MD Serg Ivanov #11.09.2020 14:49  @Татарин#11.09.2020 14:21
+
-
edit
 

Serg Ivanov

аксакал
★☆
Татарин> Маневренность и управляемость малых реакторов можно улучшать, но этому тоже есть физические пределы (зона не может состоять на 100% из делящихся материалов).
Татарин> На лодках добились скорости разгона порядка 1% с секунду. Управляемое снижение мощности идёт медленнее даже там (хотя, конечно, полностью остановить реакцию можно в любой момент мгновенно).
Есть многое в природе, друг Горацио,
Что и не снилось нашим мудрецам.©
В декабре 2017 года полностью завершен многолетний цикл испытаний инновационной ядерной энергоустановки для оснащения этого автономного необитаемого аппарата.
Ядерная установка имеет уникально малые габариты и при этом сверхвысокую энерговооружённость. При объёме в сто раз меньше, чем у установок современных атомных подводных лодок, имеет большую мощность и в 200 раз меньшее время выхода на боевой режим, то есть на максимальную мощность.
 
- В.В.Путин.
Использование в реакторе 242mAm имеет преимущества по сравнению с урановым топливом, поскольку отношение F/W для америция превышает аналогичное отношение для урана, и кроме того, количество используемого 242mAm в сотни раз меньше количества необходимого урана.
242mAm может быть получен при облучении нейтронами 241Am, который, в свою очередь, появляется в результате β-распада ядер Pu241 (период полураспада 13.2 года). В отработавшем топливе тепловых реакторов всегда есть плутоний, в котором доля изотопа Pu241 на уровне 10%.
Получение чистого 242mAm в количествах десятков грамм пока только обсуждается, но поскольку 241Am доступен в больших количествах (в одной тонне отработавшего топлива реактора ВВЭР-1000 через 10 лет после выгрузки содержится около 0.5 кг 241Am), то получение 242mAm возможно при организации специального производства по облучению 241Am в реакторе. Надо отметить, что в любом реакторе и при любом времени облучения отношение концентраций 242mAm /241Am намного меньше единицы. Так при облучении 241Am в тепловом реакторе отношение 242mAm /241Am может достигать 0.01, а при облучении в быстром реакторе это
отношение вырастает до 0.09. Для реактора малого объема с америциевым топливом, отношение 242mAm /241Am должно быть не менее 0.5. Для достижения такого высокого содержания изотопа 242mAm необходимо применять технологию изотопного обогащения. Для получения одного грамма америция с 50% содержанием 242mAm потребуется 100 г облученного в тепловом реакторе 241Am. Для выделения такого количества 241Am необходимо переработать 200 кг выдержанного в течение 10 лет отработавшего топлива.
 

О возможностях наработки 242mAm в специальных облучательных устройствах реактора БН-600

Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучатель-ными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучатель-ных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет. При облучении в спектре нейтронов быстрого реактора без облучательного устройства можно получить содержание 242m Am не выше 6% при длительности облучения около 12... //  www.elibrary.ru
 
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучатель-ными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучатель-ных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет. При облучении в спектре нейтронов быстрого реактора без облучательного устройства можно получить содержание 242m Am не выше 6% при длительности облучения около 12 лет.
 

И вишенка на торт:
Характеристики и физические особенности реактора БН-800 предопределяют многоцелевой характер его использования:
• как энергетического источника тепла и электроэнергии;
• для «сжигания» долгоживущих трансурановых элементов, накапливающихся в ОЯТ реакторов всех типов;
• для наработки изотопной продукции.
 

Технические характеристики реактора БН-800

Технические характеристики реактора БН-800 - ЯДЕРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ //  studme.org
 
   85.0.4183.10285.0.4183.102
Это сообщение редактировалось 11.09.2020 в 15:01
EE Татарин #11.09.2020 14:57  @Andru#11.09.2020 14:41
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Татарин>> Проблема в эффективном бета и динамике нейтронных ядов.
Татарин>> Грубо говоря так: в зоне есть сколько-то поглотителей нейтронов, и значительная часть их -
Andru> Ты мне сказки рассказываешь, я закончил факультет ядерных энергетических установок
Тогда в чём состоял вопрос?

Хотя, конечно, лодочные реакторы - это пик ядерных технологий в смысле маневренности. Круче них - только некоторые исследовательские (с прицелом опять на те же лодки).

Andru> Что еще хорошо- стабильность параметров- прет паровоз с постоянной скоростью,
Так ведь про то речь и шла, что ни разу не с постоянной скоростью. Подъёмы, спуски, остановки.

По воде нужно быть автономным, ессно. Утечки вполне реально держать в такой норме, что дозаправка теплоносителем будет раз в месяцы-годы. А вот открытого испарительного цикла (как на паровозах) уже не выйдет - это да. Как раз из-за инфраструктуры. Поэтому нужны ещё вагончики с радиаторами с механическим приводом.
   85.0.4183.8385.0.4183.83
EE Татарин #11.09.2020 15:02  @Serg Ivanov#11.09.2020 14:49
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
S.I.> Есть многое в природе, друг Горацио,
S.I.> Что и не снилось нашим мудрецам.©
Получение Ам-242м из отработавшего топлива невозможно, а из Ам-241 - ну ОЧЕНЬ дорого (настолько, что тоже невозможно).

Мы же делящийся (с большими сечениями) изотоп получаем. Нельзя долго держать его в АЗ под облучением, он тупо сгорит. Поэтому нужно как-то постоянно получать его из родительского изотопа, а химически - оно одно и то же. Так что родительский изотоп должен быть каким-то иным.

1 к 100 - это равновесная концентрация, поэтому если мы хотим разумный расход свободных нейтронов на ядро 242м (ну, хотя бы не более десятка), то мы должны вытаскивать целевое топливо задолго до этой концентрации.
   85.0.4183.8385.0.4183.83
RU Andru #11.09.2020 15:04  @Татарин#11.09.2020 14:57
+
-
edit
 

Andru

аксакал
★☆
☠☠☠
Татарин> Так ведь про то речь и шла, что ни разу не с постоянной скоростью. Подъёмы, спуски, остановки.
Подъемы спуски достаточно регулировать увеличение подачи пара за счет запаса по пару при увеличении эл. нагрузки на ТГ автоматически, в определенном эксплуатационном диапазоне.
Татарин> По воде нужно быть автономным, ессно. Утечки вполне реально держать в такой норме, что дозаправка теплоносителем будет раз в месяцы-годы. А вот открытого испарительного цикла (как на паровозах) уже не выйдет - это да. Как раз из-за инфраструктуры. Поэтому нужны ещё вагончики с радиаторами с механическим приводом.
1. Подпитка 1-го контура явление крайне редкое ибо он априори полностью герметичен
2. Речь идет о цикле пар конденсат- пар после турбогенератора сваливается в конденсатор, превращается к конденсат, потом загоняется в парогенератор и далее по кругу- т. е. речь как бы о замкнутом контуре, но в котором неизбежны потери рабочего тела - питательной воды в паровом цикле, и в водяном..
   11.011.0
MD Serg Ivanov #11.09.2020 15:11  @Татарин#11.09.2020 15:02
+
-1
-
edit
 

Serg Ivanov

аксакал
★☆
S.I.>> Есть многое в природе, друг Горацио,
S.I.>> Что и не снилось нашим мудрецам.©
Татарин> Получение Ам-242м из отработавшего топлива невозможно, а из Ам-241 - ну ОЧЕНЬ дорого (настолько, что тоже невозможно).
Ты знаешь другой способ получит такое:
Ядерная установка имеет уникально малые габариты и при этом сверхвысокую энерговооружённость. При объёме в сто раз меньше, чем у установок современных атомных подводных лодок, имеет большую мощность и в 200 раз меньшее время выхода на боевой режим, то есть на максимальную мощность.
 
?
   85.0.4183.10285.0.4183.102
RU Серокой #11.09.2020 15:12  @Татарин#11.09.2020 14:57
+
-
edit
 

Серокой

координатор
★★★★
Татарин> Поэтому нужны ещё вагончики с радиаторами с механическим приводом.

Эх...

Я ж говорю, хорошо забытое старое. )
Кстати, текло это забытое старое (тендер-конденсатор П11) только так... И обмерзало. Почему и отказались.
Прикреплённые файлы:
 
   
MD Serg Ivanov #11.09.2020 15:15  @Татарин#11.09.2020 15:02
+
-
edit
 

Serg Ivanov

аксакал
★☆
Татарин> Мы же делящийся (с большими сечениями) изотоп получаем. Нельзя долго держать его в АЗ под облучением, он тупо сгорит. Поэтому нужно как-то постоянно получать его из родительского изотопа, а химически - оно одно и то же. Так что родительский изотоп должен быть каким-то иным.
Татарин> 1 к 100 - это равновесная концентрация, поэтому если мы хотим разумный расход свободных нейтронов на ядро 242м (ну, хотя бы не более десятка), то мы должны вытаскивать целевое топливо задолго до этой концентрации.
Вот именно, вытаскивать часто :) некоторые даже волнуются по этому поводу:

Физик-ядерщик: почему реакторы типа БН-800 Белоярской АЭС не нужны никому, кроме России

Растянувшаяся на три месяца остановка новейшего реактора на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС (Свердловская область) в связи с перезагрузкой топлива и обслуживанием в начале марта заставила поволноваться общественность //  www.znak.com
 
Растянувшаяся на три месяца остановка новейшего реактора на «быстрых нейтронах» БН-800 Белоярской АЭС (Свердловская область) в связи с перезагрузкой топлива и обслуживанием в начале марта заставила поволноваться общественность
 

Вообще есть простой критерий, наработанный практикой и подтверждающийся статистикой. Если АЭС до вывода энергоблока в ремонт сообщает предполагаемый срок ремонта и если этот срок плюс-минус пару дней соблюдается, то все в порядке. Если сроки они не сообщают, значит темнят, что-то идет не так, и это пытаются скрыть и замаскировать.
Давайте посмотрим на сообщения про БН-800, размещавшиеся на сайте концерна Росэнергоатом. Там, в частности, говорится, что 13 марта 2018 года энергоблок № 4 с реактором БН-800 Белоярской АЭС выведен на номинальный уровень мощности. По состоянию на 12:00 (по Москве) мощность энергоблока составляет свыше 860 МВт. При этом, опять же, судя по официальным сообщениям, энергоблок № 4 БАЭС возобновил работу 11 марта 2018 года по завершении плановой перегрузки топлива, технического обслуживания и профилактического ремонта оборудования. Вывели БН-800 на плановые профилактические работы 9 декабря 2017 года в связи с необходимостью перегрузки топлива, проведения технического обслуживания и профилактического ремонта оборудования. Возобновить работу энергоблока планировалось в конце первой декады января 2018 года.

Возникает несколько вопросов. Правильно ли мы понимаем, что с 9 декабря 2017 года по 11 марта 2018 года энергоблок простаивал? Почему его не запустили, как и планировалось, в первой декаде 2018 года? Версий две: либо нас о чем-то не уведомили, либо что-то действительно там пошло не так.
 

Ну и -

О возможностях наработки 242mAm в специальных облучательных устройствах реактора БН-600

Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучатель-ными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучатель-ных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет. При облучении в спектре нейтронов быстрого реактора без облучательного устройства можно получить содержание 242m Am не выше 6% при длительности облучения около 12... //  www.elibrary.ru
 

ИМХО, нарабатывают 242mAm всеми возможными способами. И для Посейдона и для Буревестника.
Для локомотива в будущем - почему бы и нет? ОЯТ сейчас как грязи.
В 1950-х годах заменить уран и плутоний в качестве оружейных изотопов было нечем. Но с тех пор прошло некоторое время и появился хороший кандидат — америций-242. Этот изотоп образуется при распаде плутония-241 (образуется при захвате нейтрона ураном-238), и содержится в отходах переработки плутония и отработанном ядерном топливе (ОЯТ). Через 26 лет весь плутоний-241 распадется на америций-241, период полураспада которого значительно больший — 432,2 года. Таким образом, ОЯТ, выгруженное из реакторов и положенное в хранилище в конце 1980-х — начале 1990-х годов, уже должно содержать в себе значительное количество америция-241. Выделение его, насколько можно судить, не представляет особых трудностей.
 

Если ам-241 облучить нейтронами, то получится еще более замечательный изотоп америций-242м. Поскольку в Обнинске проектировали реактор на америции-242, предназначенный для получения нейтронного излучения в медицинских целях, то были приведены некоторые данные о его получении. 1 грамм ам-242м образуется при облучении 100 граммов ам-241 (его получали на ныне демонтированном реакторе БН-350 в Шевченко, в Казахстане), и для получения этого количества достаточно переработать 200 кг выдержанного ОЯТ. Этого добра у нас порядочно: около 20 тысяч тонн ОЯТ и ежегодное производство еще около 200 тонн. Накопленного ОЯТ достаточно для производства порядка 1000 кг ам-242м.
Чем ам-242м хорош? Исключительно малой критической массой. Чистый изотоп имеет критическую массу всего в 17 граммов.
 
   85.0.4183.10285.0.4183.102
Это сообщение редактировалось 11.09.2020 в 15:30
1 2 3 4

в начало страницы | новое
 
Поиск
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru