По всей видимости, чтобы остаться в британской реакторной парадигме (AGR). Это британский проект для Великобритании; возможно, этим появление графита и объясняется.

Но с раствором будет и главная беда всех канальников в положительной мощностной реактивности.

Thermal neutron spectrum versions have graphite built into the fuel assemblies.

То есть, это всё-таки не блоки графитовые, а некие графитовые включения (вставки?) в топливную трубу.

Видимо, они нарисовали этот вариант совсем недавно, потому что в прошлогоднем обзоре для SSR (с.48) упоминается быстрый вариант с хлоридом и плутонием.

Ну все равно, блоки или включения, положительная мощностная реактивность обеспечена, если только чем либо другим не перекроют.

Думаю, что вариант теплового с графитом возник в последний момент. Иначе получалось бы, что проект мёртво привязан к судьбе британского плутония и победа в конкурсе по SMR была бы проблематична.

Теперь всё поменялось - у них обычный урановый аппарат, единственный чисто британский проект в конкурсе, есть шансы на грант. А дальше могут смотреть параллельно оба варианта за те же деньги.

Если они предусмотрят соотвествующую систему управления, смену софта и т.п., то могут переключать спектр почти таки на лету, при перезагрузке.

Ха! Хе-хе... Как там говорится-то? Нашему теляти да волка поймати?

Думаю, что для них станет успехом, если вообще им дадут какую-то денежку. Тогда они смогут серьёзно что-то начать рисовать по проекту.

Новости ЖСР от Terrestrial.
http://atominfo.ru/newso/v0214.htm

А вот и опачки!

Правда, про растворные. И правда, я надеялся, что первый будет у нас в городе на карповской площадке.

Но ЮАР тоже ничего.

http://atominfo.ru/newso/v0382.htm

Согласен.
По всем возможным плюсам и минусам ЖСР на быстром/суббыстром спектре куда оптимальнее в плане специализированного реактора-конвертера/выжигателя на радиохимическом заводе. Поскольку убирая процедуру изготовления топливных кассет/ТВС, можно в пределах радиохимического завода организовать полный самодостаточный топливный цикл.

По сути перспективный вариант организации ЯТЦ ЖСРа на Маяке. Взяли неликвидный плутоний => приготовили из него жидкосолевую топливную смесь c ториевым фертильным материалом =>, ввели эту смесь в реактор на мощности => отобрали порцию смеси в барботер-охладитель => подождали распада протактиния-233 => отправили смесь на фторидный пирорепроцессинг => выделили PuF6 вместе с 233UF6 => разделили их => из плутония вновь приготовили жидкосолевую топливную смесь и т.д. Полученный 233UF6 превратили в 233UO2 => разбавили его обедненным ураном.
Товарный продукт в виде оксидной смеси 233U+23U+238U отправили на производство топлива для ВВЭРов.

Как вариант - наличие жидкосолевой петли(ель) в быстровике, при этом если это будет свинец - то температуры гораздо ближе. В таких петлях можно исключить уран как сырьё, заменив торием (между прочим его добычу надо ещё организовать). Чисто логически, можно предполагать, что физическое сближение источников нейтронов (плутоний+миноры) и "потребителя", положительно скажутся на эффективности трансмутации.

Жаль что это всё лишь умозрительные фантазии, хотя есть мнение, что фантасты заметно толкают науку.

Я больше склоняюсь, что для Маяка надо бы не БН, а БРЕСТ. Но, наверное, не с петлями, а с ТВЭЛами, так как вы будете бороться с наведенной в металле радиоактивностью в петлях то?
А можно ли замутить быстрый наработчик-канальник по типу РБМК на свинце?

БН и БРЕСТ собственно имеют не цельнолитой, а сварной корпуса, поэтому в габаритах и мощностях практически не ограничены.

А смысл с ней бороться?

А персонал будет получать повышенное облучение? Одно дело работать с перемещаемыми ТВЭЛами, а другое - со стационарными петлями, которые время от времени придется обслуживать.

За пояснения спасибо.
Вот только у меня вопрос - можно ли сделать быстрый канальник, чтобы можно было на ходу менять ТВЭЛы? Для Маяка именно такой вариант имел бы смысл.

Чего их обслуживать то? В корпусе реактора с ними ничего не сделать, а снаружи необслуживаемость достигнуть проще (нейтронов в порядки меньше, температуры и остутствие теплоносителя).

А раствор отводящий - что - не фонит? Это одна из отрицательных сторон реакторов на расправах солей. Почему и задал вопрос - а можно ли сделать БН или БРЕСТ как канальник, с возможностью замены ТВЭЛов на ходу.

Сообщение отредактировал Superwad - 22.11.2016, 13:54

Попадались как то пара японских статей в которых рассматривался проект быстрого (ну точнее почти быстрого по нейтронному спектру) канального реактора на сверхкритической воде. Значение КВ в нем под 1 прогнозировалось при работе на МОХ-топливе.
Но по описанию какая-то на редкость геморная конструкция получалась.

А зачем вообще на радиохимическом заводе реактор с твэлами, которые потом резать, окислять и растворять надо? А потом еще заморачиваться как и куда облученный радиоактивный материал твэлов захоранивать.
От твэлов при переработке плутония неликвидного и миноров только гемор один.
ЖСР же лишен твэлов, кассет топливных и всяких соответствующих металлических выгородок в активной зоне, соответственно меньше паразитных захватов нейтронов и наработки облученного конструкционного материала. В этом плюс ЖСРа как выжигателя/трансмутатора.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.11.2016, 14:01

Фонит конечно.
Однако и ОЯТ выгружаемое в бассейн выдержки легководников или БНов тоже фонит и более по интенсивности.

В ЖСРе топливная смесь может отводиться в барботер-охладитель с малыми уровнями выгорания по делящимся элементам, что позволит иметь относительно невысокие уровни радиоактивности. Т.е. грубо говоря на тонну/кубометр облученной топливной смеси содержание радионуклидов будет гораздо ниже, чем в тонне ОЯТ от ВВЭРа или БНа.

Периодический репроцессинг отведенной облученной топливной смеси уберет наработанный целевой уран-233 и ряд продуктов деления, вернув в новую порцию жидкосолевой топливной смеси плутоний недогоревший, миноры и торий фертильный.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.11.2016, 19:39