Именно деления, но не трансурановых, из-за которых необходимый срок захоронения превышает четверть миллиона лет.
На счет америция и кюрия откровенное вранье, как и все приведенные цифры.
Если брать активную зону, то цифры примерно такие, но тогда надо говорить и о том, что сравнение было БН с выгоранием 120 и PWR с выгоранием 30.
Кром того, КПД у БН на треть выше.
Включите в анализ это соотношение и поймете что реально в расчете на МВт.ч. произведенной э.э., даже по делящимся БН в выигрыше, а по транурановым (америция и кюрия) более чем в 4 раза ниже.
Более того, кажу по секрету и только вам - в БН вообще собирались делить именно эти самые транурановые отходы от PWR, получая как их уничтожение, так и получение из них энергии.

Что это значит вранье?
Какое-то безапеляционное заявление. Приведенные данные из статьи, вышедшей в профильном журнале с нормальным авторитетом и достаточным импакт-фактором.
Приведите ваши авторитетные числа без излишнего троллинга.
Уж японцы достаточный опыт работы бридеров с Joyo и Monju имеют. И с переработкой их плутониевого МОКСа у них небольшой опыт есть.
Коды для прогнозирования чисел приведенных в статье общепризнанные и верифицированные многокократно. Поэтому числам приведенным верю.
Какой толк приводить характеристики радиотоксичности ОЯТ нормированные к МВт*ч?
Очевидная логика и исследовательские эксперименты ряда стран (Франция, Япония, Германия) по переработке отработанного плутониевого МОХ-топлива показали, что технологически переработка такого высокоактивного и радиотоксичного ОЯТ с мощным и длительным тепловыделением довольно затруднительна (требует сухих методов типа электрорефайнинга в расплавах солей или дистялляции вакуумной). Экономически переработка ОЯТ на основе плутониевого МОКса после легководников балансирует на грани убыточности и недаром ряд стран при обсуждении перспектив перехода на плутониевый МОКс рассматриевает его только однократное использование без рециклинга. Ну а реальных оценок экономических затрат промышленной пеработки бридерного ОЯТ на основе плутониевого МОКса пока не сделано.
Так что очевидным является, что гораздо проще и дешевле переботать 1000 тонн уранового ОЯТ от легководников, чем 100 тонн плутониевого ОЯТ от бридера. А как захоранивать такое ОЯТ от бридеров на плутониевом МОКсе? Это же просто бомба замедленного действия по количествам и характеристикам радиотоксичности долгоживущих трансуранидов.
Понятно и очевидно, что на энергетические бридеры переходить нужно начинать уже сейчас без излишних затягиваний. Однако с такими характеристиками плутониевого топливного цикла по радиотоксичности ОЯТ можно прийти к ситуации когда "зеленые" быстро заколотят несколько гвоздей в гроб быстрых бридеров типа БН-800 или БН-К .
Ториевый цикл для бридеров надо начинать развивать в России, а не долбится в плутоний-урановый.
Понятно, что по запасам тория мы в мире в конце десятки, а по урану в пятерке и Росатому принципиально невыгодно развитие альтернативного топливного цикла. Но в ближайшую пару десятка лет может сложиться ситуация, когда Индия, Китай и Франция перейдут на смешанный уран-плутониевый и торий-урановый цикл. А Россия будет крутится в уран-плутониевом и охреневать от количеств нарабытываемой трансуранидной дряни типа нептуния, америция и кюрия.
А тот факт, что уже двадцать с лишним лет разговоры идут о "прекрасных" возможностях использования минорных актинидов в качестве топлива бридеров не является секретом.
Понятно, что америций и кюрий успешно делятся бытрыми нейтронами. Только работы по их использованию в качеств добавок к топливам быстрых натривых бридеров далее статей и небольших малоафишируемых экспериментов японцев и индийцев далее не пошли. Поэтому есть ощущение, что в нашей с тране разговоры как прекрасно натривые бридеры будут выжигать америций и кюрий - это "бла, бла, бла" для попила госбабла. Как топливо на америции и кюрии в промышленных масштабах делать?

Сообщение отредактировал VBVB - 2.5.2011, 18:06

Я же четко написал - цифры приведены для ТВС активной зоны.
Остальное см. выше - повторяться нет смысла.
Примерные изотопные выходы по продуктам можете найти сходив в библиотеку.


Вот уж в чем толка нет - так это приводить несоразменые факты, неприводя их к единым значениям.

Элементарно, поинтересуйтесь фактами вероятностного деления и соответвенно наработки на единицу выработанной энергии как продуков деления, так:


Тем более и сами пишите:


Сообщение отредактировал RAE - 2.5.2011, 18:24

Тоже бред для неосведомленых.
Ищите в литературе и инете данные по пурекс-процессу, являющемуся пока основным.
Маловероятно что найдете по другим более перспективным (расплав, плазма).

Писать тут толмуты по каждому вопросу невижу смысла.

Сообщение отредактировал RAE - 2.5.2011, 18:25

RAE прав, толк очень большой

По сути дела, АЭС производит только два продукта - кВт*ч и говнище ОЯТ. Затраты на переработку ОЯТ лягут на кВт*ч, и количество затрат и будет определять стратегии переработки, что захоранивать, и во многом экономику всего процесса. Сравнение выгорания 30 Гвт·сут/т против 100 Гвт·сут/т выглядит легким передергиванием

А вы что предлагаете сравнивать характеристики ОЯТ легководника с облученным ураном из экрана?
Цифры по наработке радионуклидов являются соразмерными поскольку нормированы на тонну ОЯТ. Если вас как атомного энергетика в качестве сравнения эффективности топливного интересует количество радионуклидов нормированное на ГВт, то меня как химика интересует количество наработанных радионуклидов на тонну ОЯТ. Поскольку при превышении некоторых характеристик радиотоксичности топлива и его остаточного тепловыделения переработка его растворными экстракционными методами становится практически нереальной ни технически ни экономически. И в этом отношении бридеры на плутониевом МОКСе будут являться еще тем подарком. Получается, что ОЯТ активной зоны бридера на плутониевом МОКСе одноразовым становится. Поработали и в захоронение, или ждать 15-20 лет пока не "остынет". Ну и где же здесь эффективный замкнутый ЯТЦ?
По всему миру уже накоплены горы ОЯТ от легководников и его количество постоянно увеличивается. Лишь небольшое число стран его перерабатывают да и то невысокими темпами.
Если судить по вашей логике, то атомную энергетику закрыть давно надо, поскольку тепловые станции на угле вырабатывают гораздо меньше радионуклидов на выработанный ГВт электроэнергии. А электростанции на газу или газоконденсате вообще радионуклидов не дадут.
Известно, что PUREXом ОЯТ на основе МОХа плутониевого в промышленных масштабах перерабатывать сложно по причине высокой радиолитической деградации трибутилфосфата и неселективности выделения трансплутонидов. Кроме того количество жидких низкоактивных и среднеактивных отходов от PUREX процесса создает реальные проблемы с их утилизацией при реальных тоннажах переработки. Поэтому страны-разработчики бридерных технологий и стремится перейти на методы сухой переработки. Только не у всех получается. Респект французам и южнокорейцам, молодцы, вперед идут.
Или для вас это не факт?
Классическая PUREX переработка малопригодна для рециклинга бридерного ОЯТ на основе плутония и трансплутонидов. Те же французы и японцы сколько альтернативных способов переработки ОЯТ с высокими степенями выгорания наразрабатывали. TRUEX, DIAMED, DIDPA, варианты с каликсаренами и ионными жидкостями. Только массово переходить на них не стали по причине дороговизны. PUREX дешев, примитивен, но не позволяет нормально выделять из высокоактивных отходов америций и кюрий, а они все таки так или иначе будут фигурировать в ОЯТ бридерном.
Видно не хотим понимать мы друг друга.
Вопрос интересующий поставлю таким образом.
Товарищи эксперты (не только разработчики, но и ОЯТ переработчики) как вы считаете в каком виде более оптимально использовать будущие быстрые натриевые бридеры для РФ:
1. Работа на ВОУ с наработкой плутония из урана-238 (обедненного, который Россатом наскирдовал)?
2. Работа на плутониевом МОКСе с наработкой плутония из урана-238?
3. Работа на ВОУ с наработкой урана-233 из тория?
4. Работа на плутониевом МОКСе с наработкой урана-233 из тория?
Просьба учитывать реальную радиотоксичность ОЯТ а.з. бридера и сложности с его переработкой, а не переработку облученных бланкетов как некоторые советуют.

Сообщение отредактировал VBVB - 3.5.2011, 1:43

Информации по ключевым аспектам переработки ОЯТ в расплавах фторидных и хлоридных, как в ионных жидкостях уже достаточно опубликовано. Максимально близко к законченной технологии пирорепроцессинга ОЯТ подошли французы, японцы и южнокорейцы. Ждем выхода этих технологий из тени и на рынок переработки ОЯТ. Сухой пирорепроцессинг хорошо подходят для быстрой переработки свежего (1.5-2 года) "горячего" ОЯТ тех же бридеров дистанционными камерными методами. Количество отходов для утилизации по сравнению с растворными экстракционными методами переработки ОЯТ снижается в 20-50 раз.
Так сужу, поскольку у самого в компе за сотню источников статейных в этом направлении лежит и их содержимым хорошо знаком. Не надо нас за дураков с окраины считать.
Не пишите талмуды, их давно уже написали другие, просто ответьте конструктивно если есть, что сказать.

А сейчас разве меньше ждут, куда торопиться? А про эффективный...давайте сначала замкнём . Эффективность нынешней-то АЭ вызывает бо-о-о-о-льшое сомнение

Ну и "чтоб два раза не вставать" звиняйте, шо здесь напысав, но все темы по индийским БН уже закрыты (хотя время ещё детское )



Вас видимо самих удивила низкая стоимость блока (вместо запятой "? " ), меня тоже....нет ошибки? (при переводи из рупий в зелёные нет, сам проверил)

Сообщение отредактировал VitFF - 3.5.2011, 9:27

вот за это вас и не любят.

"нас" это кого?...я просто сам себя ещё не идентифицировал окончательно

Сообщение отредактировал VitFF - 3.5.2011, 10:11

Сравнивайте выход на 1 кВт.ч выработанной электроэнергии.
Бред сравнивать количество отходов с тонн, которые дали в разы различающееся количество э.э.
Тогда к 1 тн от БН, берите 4 тн от PWR.


Разница будет, если на хранение и переработку поступит 1 или 4 тн ?


Поэтому от пурекса надо отказываться, переходить от химических к физическим процесса.
Промежуточными здесь является технологии на расплавах.


Даже пурекс требует 5 лет, вместо 3 для PWR.
Плазменные процессы вообще не требуют выдержки.


И куда торий-урас с их продуктами из угля девается?
А радий из природных газов?


Выше я разве не об этом?


Для меня не факт успехов указанных стран - у них пока лишь на роне наших разработок 70х, к плазменным процессам вообще не подступались.


А куда у PRW они денутся?



Мое мнение на счет перспектив - система гибрид с бланкетом U238 => БН => ВВЭР.
БН - активня зона - PU-U238, экран - Th232
ВВЭР - экранные сборки БН с U233-Th232.

В сравнении с действующей схемой сокращение объемов переработки в 2-2,5 раза, средняя глубина выгорания на активной зоне БН до 150, ВВЭР до 100.

Спасибо за выраженное мнение. И много у нас в России народа причастного к большим решениям по ЭА по поводу введения тория в ЯТЦ задумывались?
Почему то нигде на эту тему обсуждения не увидел. Просто приходится по интересам профессиональным рынок РЗЭ отслеживать и вижу, что отечественный торий из руд никому нафиг особо не нужен. Да и работ практических опубликованных по торию российских товарищей увидеть пока нигде не удалось. В чем проблема? Денег не дают под это направление или просто затеваться не хотят?


Наших это чьих? А то тут народа много разного бывает.

Сообщение отредактировал VBVB - 3.5.2011, 12:51

Поднимайте вопрос у нынешнего руководства, может поднимут тему.
Наших - значит отечественных разработок.

Надо читать... В моей практике еще не было случая, чтобы в двуязычных документах не попытались объявить приоритетным языком английский.

Чисто мое мнение: в полемике VBVB и RAE прав RAE.

за все (зону, бланкеты, регенерацию, фабрикацию) будет заплачено из квт*ч, так что это сравнение д.б. основным.



для отдельно стоящего рад.завода учет, конечно, будет идти по тоннам - тонна говнища на входе, ххх продукта на входе, ууу на захоронение, но мы таки пытаемся на весь цикл смотреть, нес па?



Передергивать не надо - угольщики свои беккерели не улавливают, не хранят, а честно ими через многометровую трубу засирают окрестности. Это как если б ядерщики свои сборки после перегрузки везли на городскую свалку



ну да, сухие методы рулят. Что-то вроде пиро+вибро, если в д-граде таки возьмутся за ум




плутониевое плотное топливо в БН, наработка плутония и У233 в бланкетах

У233/ториевое топливо в ВВЭР

Кто б прочитал и сказал. Главное, впрочем, в том, что тем, кто пойдет на установку ториевых экранов надо будет иметь абсолютно железные бейцы - независимо от разночтений в текстах договоров


Угу...

Предыдущая полемика была инспирирована мною для того, чтобы многие имеющие отношение к АЭ еще раз взглянули, что лучше делать с БН-800 и дальнейших его последователях.

Вариант А. На плутонии оружейном или энергетическом в а.з. нарабатывать из обедненного урана плутоний в бланкетах (чего хочет Россатом)
Вариант Б. На плутонии оружейном или энергетическом в а.з. нарабатывать из тория уран-233 бланкетах (к чему нас американцы с СУОП подталкивают)
Вариант Б. На ВОУ урана-235 (или впоследствии наработанного урана-233) в а.з. нарабатывать из тория уран-233 бланкетах.

Я не ратую за то, чтобы бридеры не развивать, без особого толку сжигая плутониевый МОХ в легководниках. А попытался обратить внимание, что не совсем рационально плодить плутоний путем пережигания того же плутония в бридерах. И причиной такого моего мнения является тот факт, что мы в разы таким подходом усложняем варианты переработки ОЯТ бридерного, увеличиваем его радиотоксичность. Поэтому и плодить плутоний из плутония - это крутится по развертывающейся спирали в ЯТЦ с негативной динамикой по накоплению целого спектра трансуранидов.
Для включения тория в ЯТЦ на основе того же БН-800 сейчас появляется очень удачный момент, и тот же СУОП невольно (осознанно???) нас к этому подталкивает. Надо ловить момент удачный. Иначе потом когда другие страны перейдут на комбинированный уран-плутониевый+торий-урановый цикл мы можем остаться в аутсайдерах.
Надо стремиться использовать наши ресурсы тория и ключевые аспекты цикла торий-уранового начать у нас исследовать.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.5.2011, 1:56

Все изотопы урана, хоть 235, хоть 233, существенно ухудщают экономику БН.
Требуется большее его содержание, существенно меньший коэффициент размножений нейтронов - именно поэтому глубина выработки АЗ у БН-600 не превышает 100, в то время как на французких фениксах более 120.
Соответвенно и наработка вторичных делящихся существенно ниже, и отходов больше, меньше продолжительность компании, больше остановок на перегруз - меньше КИМ.
Сюда можно прибавить и больший паразитный захват быстрых нейтронов без деления для U-235.
А вот торий в экранах - только плюс, но при условии если не в хранилища.

А они у нас разве есть, эти ресурсы тория?