Myrrha er en subkritisk reaktor eller en ADS (Accellerated Device System), den kan forbrænde de mindre actinider samt transmutere langlivede isotoper i de fissile produkter som Tc-99.
Andre hurtige reaktorer kan uden problem forbrænde U-238 og diverse plutoner og med noget besvær en del af de mindre actinider.
Hvad er forskellen på dette apparat og så andre 4G reaktorer, som f.eks. Japan arbejder på?
Så vidt jeg forstår er de også i stand til at brænde flere dele af restprodukterne, og desuden øge den energimængde man får ud af uran betragteligt.
Hvad er forskellen på dette apparat og så andre 4G reaktorer, som f.eks. Japan arbejder på? Så vidt jeg forstår er de også i stand til at brænde flere dele af restprodukterne, og desuden øge den energimængde man får ud af uran betragteligt.
En ADS kan i modsætning til G IV designs køre subkritisk, dvs. at den ikke er afhængig af at have en god neutronøkonomi. Det betyder at ADSen kan forbrænde alle de mindre actinider, som fungerer som neutrongifte (neutronabsorberende materialer), hvor G IV reaktorernes neutronøkonomi ikke er god nok til at forbrænde dem.
Er det rigtigt at kun 1% af uranen bliver udnyttet i et atomkraft? Og at et evt kernekraftværk med Thorium ville kunne udnyttes med 100%?
Er det rigtigt at kun 1% af uranen bliver udnyttet i et atomkraft? Og at et evt kernekraftværk med Thorium ville kunne udnyttes med 100%?
De reaktorer man kører med i dag kan i princippet kun udnytte de 0,711% U-235 som findes i natururan. I praksis beriges det til 3-5% til brug i letvandsreaktorer og det kan forbrændes ned til 1%. Og så er der lidt U-238 som transmuterer til plutonium og noget af det forbrændes i reaktoren, så i praksis udnyttes 0,5-1% af uranen i G II og G III reaktorer. Derudover er elvirkningsgraden 33-37% i vandbaserede reaktorer. Mod op til 50% i G IV.
Så i praksis kan G IV få op til 200 x så meget el ud af uran eller thorium som de nuværende reaktorer, det viser forsøg med hurtige reaktorer i Frankrig, hvor man har nået 10.000 kWh/g uran og thorium. Mod under 50 kWh/g uran i dagens reaktorer.
Jeg er ikke den store tilhænger af A-kraft, men er dog klar over at det ikke er muligt at komme uden om i kampen for at komme fri af kul, olie og gas.
Jeg må dog tilstå at de oplysninger du (Jesper) kommer med her, virkelig sætter en fed streg under at vi bør øge investeringerne i disse nye reaktorer, for at det bliver muligt at lukke de gamle, og i lyset af ovenstående tal, totalt forældede værker.
Dette betyder jo også at den mængde uran der er tilgængelig vil holde i "lidt" flere år end der tidligere er skrevet om.
Tak til dig Jesper fordi du deler din store viden om A-kraft. Det er altid godt med fakta, også selv om man er mere til vindkraft :-)
[quote]Er det rigtigt at kun 1% af uranen bliver udnyttet i et atomkraft? Og at et evt kernekraftværk med Thorium ville kunne udnyttes med 100%?
De reaktorer man kører med i dag kan i princippet kun udnytte de 0,711% U-235 som findes i natururan. I praksis beriges det til 3-5% til brug i letvandsreaktorer og det kan forbrændes ned til 1%. Og så er der lidt U-238 som transmuterer til plutonium og noget af det forbrændes i reaktoren, så i praksis udnyttes 0,5-1% af uranen i G II og G III reaktorer. Derudover er elvirkningsgraden 33-37% i vandbaserede reaktorer. Mod op til 50% i G IV.
Så i praksis kan G IV få op til 200 x så meget el ud af uran eller thorium som de nuværende reaktorer, det viser forsøg med hurtige reaktorer i Frankrig, hvor man har nået 10.000 kWh/g uran og thorium. Mod under 50 kWh/g uran i dagens reaktorer.[/quote]
Hvordan ser tidshorisonten ud for G IV reaktorer. Bliver de allerede benyttet i praksis, eller er de kun under udvikling?
Jeg har forsøgt mig på akraft.dk, men fandt ikke umiddelbart noget svar.
Det er også værd at bemærke, at mere moderne reaktorer efterlader restprodukter, som ikke behøver sikker opbevaring i så lang tid som de nuværende restprodukter.
Man kan også se på det på den måde, at hvis restproduktet netop er højradioaktivt, så burde det stadig kunne være en god energikilde. Ellers ville det simpelthen ikke være så højradioaktivt, som det er.
Det kunne i øvrigt også være rentabelt at hente eksisterende restprodukter i nedlagte miner og deslige rundt i verden og komme dem i en mere moderne reaktor.
Jeg undrer mig lidt over at det skulle være bedre med 100års halveringstid mod 100.000år. Vil det så ikke blot stråle 1000 gange mere i tilsvarende kortere tid?
Med tilstrækkelig lang halveringstid kan strålingen vel blive svag nok til at det kan regnes for ufarligt.
Lidt mere oplysning om forholdene ved konventionelle reaktorers rester og de rester som bliver tilbage her, ville være ønskeligt.
Udover halveringstid, så giftighed, og typen af stråling.
Jeg undrer mig lidt over at det skulle være bedre med 100års halveringstid mod 100.000år. Vil det så ikke blot stråle 1000 gange mere i tilsvarende kortere tid? Med tilstrækkelig lang halveringstid kan strålingen vel blive svag nok til at det kan regnes for ufarligt. Lidt mere oplysning om forholdene ved konventionelle reaktorers rester og de rester som bliver tilbage her, ville være ønskeligt. Udover halveringstid, så giftighed, og typen af stråling.
Hej Svend
Da der ikke er andre end de fastansatte ,der får løn her, ser mange frem til at Du sætter os ind i sagernes rette sammenhæng med risiko for at blive latterliggjort hvis Du bommer.
Desværre Niels. Det var derfor jeg spurgte. Der plejer altid at være nogle som har sådanne oplysninger liggende nær ved.
Jeg skulle lede en masse opslag igennem, og ville uden tvivl fejle her og der alligevel.
Derfor spørgsmålene, hvor det første er det væsentligste. Hvorfor er 100år bedre end 100.000år.
D Derfor spørgsmålene, hvor det første er det væsentligste. Hvorfor er 100år bedre end 100.000år.
3 gange så meget beton og 1000 gange mindre løn til vogterne?
Jeg undrer mig lidt over at det skulle være bedre med 100års halveringstid mod 100.000år. Vil det så ikke blot stråle 1000 gange mere i tilsvarende kortere tid? Med tilstrækkelig lang halveringstid kan strålingen vel blive svag nok til at det kan regnes for ufarligt. Lidt mere oplysning om forholdene ved konventionelle reaktorers rester og de rester som bliver tilbage her, ville være ønskeligt. Udover halveringstid, så giftighed, og typen af stråling.
Det er helt korrekt, at affald med kort halveringstid er meget mere radioaktivt end langlivet radioaktivt affald. For de fissile produkters vedkommende gælder, at de er mere radioaktive end naturligt uranmalm i 600 år. Dog vil affaldet efter et par hundrede år være så lidt radioaktivt, at man skal spise koncenteret atomaffald for at kunne blive forgiftet af det. Det kortlivede affald kræver kun få hundrede års lagring og sandsynligheden for at det lækker i den periode er lige nul. Med det langlivede affald (uran, plutonium, mindre actinider) gælder, at det er så lidt radioaktivt, at selv om det måtte lække, så vil det meget hurtigt blive så fortyndet at radioaktiviteten vil falde til under den naturlige baggrundsstråling. Men der er gået politik i det: Langlivet radioaktivt affald, er, selvom det i modsætning til tungmetalaffald, pesticider, DDT, PCB, dioxin mv. politisk uacceptabelt og det gør mange mennesker nervøse. Hvis man genbruger alle de dele af affaldet der kan genbruges, dvs alt undtagen fissile produkter, så bliver der kun et affald tilbage der er væk efter få hundrede år.
Utroligt spændende!!
Er det korrekt at man også skal bruge uran i et kernekraftværk hvor der bruges Thorium? Hvad er ellers ulemperne med Thorium der jo findes i større mængder end uran? Hvad er fordelene ved Thorium ud over at der er meget mindre sandsynlighed for nedsmeltning?
Du skriver at G IV kan få op til 200 x så meget el ud af uran eller thorium. Hvor meget mere koster et anlæg at lave i.f.t. G II og III?
Håber ikke det er for mange spørgsmål, på forhånd tak for eventuelle svar :-)
Utroligt spændende!! Er det korrekt at man også skal bruge uran i et kernekraftværk hvor der bruges Thorium? Hvad er ellers ulemperne med Thorium der jo findes i større mængder end uran? Hvad er fordelene ved Thorium ud over at der er meget mindre sandsynlighed for nedsmeltning? Du skriver at G IV kan få op til 200 x så meget el ud af uran eller thorium. Hvor meget mere koster et anlæg at lave i.f.t. G II og III? Håber ikke det er for mange spørgsmål, på forhånd tak for eventuelle svar :-)
Thorium er, i modsætning til U-235, ikke spaltbart. Det er fertilt materiale, helt på linie med U-238. Det betyder, at for at køre det, så skal der i en formeringsreaktor en startladning af spaltbart materiale til, så som U-233, U-235 eller Pu-239. Man kan godt iblande thorium i andre reaktorer end formeringsreaktorer, men i så fald er U-235/Pu-239 nødvendige for at processen kan køre og det skal løbende tilføres. Med formeringsreaktorer kan der formeres U-233 af Th-232, således at reaktoren udelukkende kan komme til at køre på U-233 fremstillet af Th-232.
Th-232U/U-233 har den store fordel frem for en U-238/Pu-239 cyklus, at der produceres meget få actinider. 85% af U-233 spaltes, resten transmutere til U-234, som transmutere endnu engang til U-235 og 85% af det spaltes. Dvs der er meget lidt materiale tilbage til at blive transmuteret videre til actinider, som kan være komplicerede at forbrænde.
Det er meningen at G IV reaktorerne skal være billigere end dagens reaktorer. Bl.a. fordi man kan undvære reaktorindslutningen og deres fysiske dimensioner bliver mindre. Mindre størrelse og mindre komplicerede.
Europa satser fornuftigt nok på 4 fremtidige reaktordesigns .
ASTRID som Gen4 power reaktor, tilpasset det brugte brændsel fra Gen2-3 letvandsreatorer. Det brugte brændsel fra 30-40 års drift af de nuværende letvandsreaktorer kan genbruges til flere 1000 års drift med ASTRID-reaktorer.
PALLAS som high flux reaktor til materialeforskning og produktion af medicinske isotoper.
ALLEGRO som Gen4 gaskølet reaktor med mulighed for industriel anvendelse af den 850 grader varme gas.
MYRRHA som accelerator dreven slutbehandling af brugt brændsel, hvor ASTRID-reaktorer allerede har bortskaffet størstedelen af de uønskede fissionsprodukter.
De her reaktorer involverer lande som Frankrig, Belgien, Holland, Italien, Spanien, Portugal, Tyskland, Slovakiet, Ungarn, Tjekkiet, muligvis flere jeg har glemt.
Danmark har bevidst afviklet og syltet dette forskningsfelt. Desværre er der intet der tyder på vi vil anerkende at der er konkrete tiltag der både mindsker uranbehovet og minimerer udfordringerne ved deponien af det endelige affald. I sidste ende skal vi da nok blive glade for at importere den CO2-lette elektricitet og de medicinske isotoper, men det ville da være bedre at vi ikke skulle leve som et formørket uvidenhedsland.
Jag tackar dig med Jesper, du visar här en god didaktik...
Th232 måste vara läskigt, halveringstid 1,4*10^10år (vårt universum är bara så gammalt att en given mängd th232 halverats...)
Saltsmältreaktorer avskiljer kontinuerligt många neutrongift som xenon, genom att bubbla heliumgas genom reaktorn.
Vad jag förstår så kommer alla restprodukter till sist uppta neutroner och fissionerna. Cesium 137 gör att de räknar med 300års lagring av avfallet... 10ggr halvering.
Ryssland planerar fast breeder med över 1,4 i breedfactor (ganska osäkra hittills) för att destruera dagens avfall.
Jag tror att saltsmältreaktorer kommer vara lönsammare än accelerator drivna reaktorer.
Det som är positivt är alla länder som gick med på USAs krav på 70:talet, då alla ansåg att det aldrig skulle bli brist på uran, att bygga upp slutförvarsfonder. Dessa fonder kan finansiera de första reaktorerna som drivs av att destruera dagens avfall.
Vi får se om du eller jag får rätt.
Jag tror på stor kommersiell tillverkning av GenIV redan 2020, håller du fast vid de gamla IAEAprognoserna om 2030?
Nu tävlar ett amerikanskt projekt med det ryska som baserar sig på små bly-vismut kylda reaktorer.
Just att bygga så små reaktorer att de kan masstillverkas kompletta i fabrik, är vad jag tror blir det stora genombrottet... efter 2020...
Kommentarer (17)