IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
22 страниц V  « < 10 11 12 13 14 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом
Мнения о реакторах с жидкосолевым топливом
Перспективны ли реакторы с жидкосолевым топливом?
да [ 22 ] ** [62,86%]
нет [ 6 ] ** [17,14%]
не знаю [ 7 ] ** [20,00%]
Нужны ли России разработки реакторов с жидкосолевым топливом?
нужны [ 23 ] ** [65,71%]
не нужны [ 7 ] ** [20,00%]
не знаю [ 5 ] ** [14,29%]
Какой тип реакторов с жидкосолевым топливом наиболее нужен?
малогабаритный низкой мощности с эпитермальным спектром нейтронов [ 15 ] ** [42,86%]
большой мощности быстрый бридер [ 5 ] ** [14,29%]
средней мощности наработчик U-233 из тория [ 15 ] ** [42,86%]
Всего голосов: 35
Гости не могут голосовать 
VBVB
сообщение 29.11.2016, 20:04
Сообщение #221


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



To Didro.

Что меня удивляет, что в опросе по теме топика большая часть ранее проголосоваших считает, что для для нашей страны имеет интерес разработка средней мощности ЖСР-наработчика U-233 из тория. А только потом интересен малогабаритный ЖСР малой мощности с промежуточным нейтронным спектром (видимо интересен в качестве прототипа АСММ или транспортной ЯЭУ).

Однако же мы с Вами уже который месяц обсуждаем вопрос, как к отечественным проектам быстрых реакторов на натрии или свинце прикрутить жидксолевые петли или бланкеты... dry.gif

Сообщение отредактировал VBVB - 29.11.2016, 20:05


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 29.11.2016, 22:01
Сообщение #222


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



Да, конечно, Вы тоже помните наше с Вами обсуждение возможности сделать БРЕСТу бланкет из солей.
И это значительно улучшило бы его экономику, учитывая возможность постоянной замены части такого бланкета, минимизировалась бы проблема и протактиния.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
LAV48
сообщение 30.11.2016, 0:07
Сообщение #223


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 722
Регистрация: 14.3.2011
Из: 34
Пользователь №: 32 154



Цитата(VBVB @ 29.11.2016, 20:04) *
Однако же мы с Вами уже который месяц обсуждаем вопрос, как к отечественным проектам быстрых реакторов на натрии или свинце прикрутить жидксолевые петли или бланкеты... dry.gif

Если не строить чистый ЖСР прямо сейчас, то логично начинать освоение ЖС технологии на готовом/близком быстровике. Тем более, если радиохимическое производство мечтает о своей установке.
Тут и задел на развитие пристанционного цикла, и утилизация миноров, и выделенный некондиционный (совсем плохой, даже для временного хранения) плутоний - всё можно пустить на переработку.
Ну и о ториевом сырье можно задумываться.

Сообщение отредактировал LAV48 - 30.11.2016, 0:07
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 30.11.2016, 0:58
Сообщение #224


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(LAV48 @ 30.11.2016, 1:07) *
Если не строить чистый ЖСР прямо сейчас, то логично начинать освоение ЖС технологии на готовом/близком быстровике. Тем более, если радиохимическое производство мечтает о своей установке.
Тут и задел на развитие пристанционного цикла, и утилизация миноров, и выделенный некондиционный (совсем плохой, даже для временного хранения) плутоний - всё можно пустить на переработку.
Ну и о ториевом сырье можно задумываться.

Точно подмечено.

Однако же, рассмотрение перспектив использования жидкосолевого бланкета на БНе или быстром свинцовом реакторе - это настолько отличающееся направление от тренда по концептуальным разработкам ЖСРов за рубежом, что впору говорить, что в ходе обсуждения этой темы на этом форуме вырисовывается перспективное специфическое для РФ развитие жидкосолевых технологий в ядерной энергетике.
В принципе, это и неплохо. Хотя бы становится понятно, что разработку практического прототипа отечественного ЖСРа можно заметно ускорить за счет попутных работ по быстрым реакторам с металлическими теплоносителями.

Действительно, отработку жидкосолевых топливных технологий наработки топливных делящихся материалов для ЯТЦ, в частности того же урана-233 для топлива ВВЭРов, проще начать с практических исследований в жидкосолевой петле или в жидкосолевом бланкете на основе прототипа того же БРЕСТ-300. Также ряд практических аспектов по выжиганию/трансмутации миноров в жидкосолевых композициях тоже можно отработать таким вариантом.

Сообщение отредактировал VBVB - 30.11.2016, 1:00


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
LAV48
сообщение 30.11.2016, 2:13
Сообщение #225


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 722
Регистрация: 14.3.2011
Из: 34
Пользователь №: 32 154



Цитата(VBVB @ 30.11.2016, 0:58) *
начать с практических исследований в жидкосолевой петле или в жидкосолевом бланкете

Именно и петля, и бланкет, одно для плутония и миноров, другое для тория и урана. Одна РУ - 4 направления развития! Причём они могут быть реализованы как вместе, так и по отдельности, принципиально не затрагивая друг друга, могут работать на разных расплавах, с разными конструкционными материалами, но при этом приближая концепцию ЗЯТЦ к воплощению.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
LAV48
сообщение 30.11.2016, 2:17
Сообщение #226


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 722
Регистрация: 14.3.2011
Из: 34
Пользователь №: 32 154



Да, и не стоит забывать, что непрерывный цикл работы ЖС учатков - это ещё и наработка изотопной продукции wink.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 30.11.2016, 12:06
Сообщение #227


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 207
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Вроде как про бланкеты и отработка ЖС технологии в действующих реакторах я тут столько распинался. Насчёт петли - геморно. Ибо как вы будете ловить те блохи, которые там образуются и выделять? Как вы себе это представляете? Я как химик сразу вам говорю - за....ь их добывать. Извините за прямоту, но дело обстоит именно так. Есть определенная концентрация с которой есть смысл возиться. Вопрос в том, через сколько такая концентрация образуется - через час, сутки, дни, месяцы, годы?
Второй вопрос - как на основе ЖС ТВЭЛов - сделать БН (без разницы на теплоноситель) - для работы под маневровую нагрузку. Это содержит в том числе и экспортный потенциал.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
LAV48
сообщение 1.12.2016, 0:10
Сообщение #228


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 722
Регистрация: 14.3.2011
Из: 34
Пользователь №: 32 154



Цитата(Superwad @ 30.11.2016, 12:06) *
как вы будете ловить те блохи, которые там образуются и выделять?

Из "осадка", "пены", "пара", т.е. сначала физическими способами wink.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 1.12.2016, 12:54
Сообщение #229


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 207
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Цитата(LAV48 @ 1.12.2016, 0:10) *
Из "осадка", "пены", "пара", т.е. сначала физическими способами wink.gif

Ну это понятно, вот только вы меня не поняли.
С какой концентрации должен начинаться раствор, для выделения нужного изотопа из раствора? И с какой скоростью будет накапливаться выделяемый элемент и сколько времени понадобиться, чтобы накопить необходимую концентрацию?
Ведь процесс хим. (или процесс осмоса - без разницы) - всегда вероятностный (как впрочем и процесс ядреный smile.gif ). И должны понимать, чем ниже концентрация выделяемого вещества, тем маловероятно что он пойдет. Т.е. на малых концентрациях Вы ничего не выделите. И все. Приехали. Поэтому и задал вопрос, может периодический отбор более предпочтительнее (и безопаснее?).

Сообщение отредактировал Superwad - 1.12.2016, 12:54
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 31.12.2016, 11:15
Сообщение #230


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 24 882
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



http://atominfo.ru/newso/v0843.htm
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 21.1.2017, 16:12
Сообщение #231


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 882
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



Спасибо за интервью Тошинского.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 23.1.2017, 15:21
Сообщение #232


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 207
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Да, за интервью спасибо. Вот только как-то он обошел стороной вариант ЖСР в ТВЭЛах, для работы в маневровом режиме. Или тайно этот вопрос прорабатывается smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.1.2017, 13:14
Сообщение #233


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Superwad @ 1.12.2016, 13:54) *
Ну это понятно, вот только вы меня не поняли.
С какой концентрации должен начинаться раствор, для выделения нужного изотопа из раствора? И с какой скоростью будет накапливаться выделяемый элемент и сколько времени понадобиться, чтобы накопить необходимую концентрацию?
Ведь процесс хим. (или процесс осмоса - без разницы) - всегда вероятностный (как впрочем и процесс ядреный smile.gif ). И должны понимать, чем ниже концентрация выделяемого вещества, тем маловероятно что он пойдет. Т.е. на малых концентрациях Вы ничего не выделите. И все. Приехали. Поэтому и задал вопрос, может периодический отбор более предпочтительнее (и безопаснее?).

По поводу очистки топливного контура ЖСР все уже ранее опробовано и описано вполне понятными текстами, особенно для химиков.

Первый вариант - противоточная экстракция осколков деления в металлический вимут с пироэлектрорепроцессингом, также известен вариант высокотемпературной электромиграционной хроматографии в расплаве соли для выделения металлических осколков деления.

Никто эти процессы не собирается непрерывно использовать в ЖСРах. Пирорепроцесинг топливной смеси обычно прерывистый подразумевается, раз в несколько дней/недель в зависимости от особенностей проекта ЖСРа и его мощности.
В разных проектах ЖСРов подразумевалось, что гораздо более половины жидкосолевой топливной смеси может быть на выдержке в барботерах и модулях пироэлектрорепроцессинга. В одном из британских проектов ЖСРа оговаривалось, что в активной зоне практически всегда будет находиться только треть от общего количества жидкосолевой топливной смеси, остальное в барботерах на выдержке/переочистке/хранении.

Нет смысла в постоянной и непрерывной очистке жидкосолевой топливной смеси для ЖСРа. Проще ее порциями сливать, выдерживать, переочищать и вновь вводить в контур.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.1.2017, 13:28


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 26.1.2017, 13:35
Сообщение #234


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 207
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Цитата(VBVB @ 25.1.2017, 13:14) *
По поводу очистки топливного контура ЖСР все уже ранее опробовано и описано вполне понятными текстами, особенно для химиков.

Первый вариант - противоточная экстракция осколков деления в металлический вимут с пироэлектрорепроцессингом, также известен вариант высокотемпературной электромиграционной хроматографии в расплаве соли для выделения металлических осколков деления.

Никто эти процессы не собирается непрерывно использовать в ЖСРах. Пирорепроцесинг топливной смеси обычно прерывистый подразумевается, раз в несколько дней/недель в зависимости от особенностей проекта ЖСРа и его мощности.
В разных проектах ЖСРов подразумевалось, что гораздо более половины жидкосолевой топливной смеси может быть на выдержке в барботерах и модулях пироэлектрорепроцессинга. В одном из британских проектов ЖСРа оговаривалось, что в активной зоне практически всегда будет находиться только треть от общего количества жидкосолевой топливной смеси, остальное в барботерах на выдержке/переочистке/хранении.

Нет смысла в постоянной и непрерывной очистке жидкосолевой топливной смеси для ЖСРа. Проще ее порциями сливать, выдерживать, переочищать и вновь вводить в контур.

Ну наконец то, толковый ответ. Как я и предполагал, процесс периодический. Время тоже указано - я так понимаю, от недели? Т.е. раз в неделю будет отбираться расплав для очистки от изотопов и возвращаться в рабочий контур? Ну может быть экономика такого процесса и будет выгодной...
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Сообщение отредактировал Superwad - 26.1.2017, 13:35
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 26.1.2017, 20:33
Сообщение #235


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 13:35) *
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.


Еще снижение количества отходов в разы, значительное повышение КВ, с возможностью достижения КВ>2.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 27.1.2017, 5:25
Сообщение #236


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 444
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
Ну наконец то, толковый ответ. Как я и предполагал, процесс периодический. Время тоже указано - я так понимаю, от недели? Т.е. раз в неделю будет отбираться расплав для очистки от изотопов и возвращаться в рабочий контур? Ну может быть экономика такого процесса и будет выгодной...


для ториевого цикла нужна выдержка вне зоны для распада протактиния-233 (half-life 27 days)

я подозреваю, это будет доминирующим фактором, а очистка может идти параллельно

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
Единственный большой плюс ЖСР - работа в режиме компенсации нагрузки - маневровом режиме.


почему же?

нет высокого давления, высокие температуры в частности для прямого термохимического получения водорода (йодный или медный цикл)

QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 6:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?


Считается, что ториевый ЖСР бридер лучше всего будет с промежуточным спектром. Но в таком случае графит - один из самых удобных материалов зоне для ФЛиБе солей - будет жить не более десятилетия
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Татарин
сообщение 27.1.2017, 5:47
Сообщение #237


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 427
Регистрация: 16.3.2011
Пользователь №: 32 318



Цитата(Superwad @ 26.1.2017, 13:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Для быстрого, НЯП, главный минус в том, что там соль.
Фтор - легкий элемент. И его в зоне много.
Плавить чистую уран-плутониевую соль в АЗ, НЯП, нельзя, поэтому, каким чудом получать КВ~2 - это вот у Дидро надо спрашивать.

A FLiBe с малым процентом урана/плутония c быстрым спектром как-то не сочетается.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 27.1.2017, 6:05
Сообщение #238


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 444
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Татарин @ 26.1.2017, 22:47) *
Для быстрого, НЯП, главный минус в том, что там соль.
Фтор - легкий элемент. И его в зоне много.
Плавить чистую уран-плутониевую соль в АЗ, НЯП, нельзя, поэтому, каким чудом получать КВ~2 - это вот у Дидро надо спрашивать.

A FLiBe с малым процентом урана/плутония c быстрым спектром как-то не сочетается.


Для быстрых уран-плутониевых разрабатывался вариант хлоридов одним беглым поляком

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...115/5115253.pdf
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 27.1.2017, 12:30
Сообщение #239


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Superwad @ 26.1.2017, 14:35) *
я вот только одно хотел спросить - ведь эти все проекты были для теплового спектра, а если для промежуточного и быстрого - какие плюсы и минусы могут вылезти?

Проекты ЖСРов есть для разных нейтронно-спектральных параметров.

Если используется хорошо замедляющая солевая система на основе эвтектик из солей бериллия (флибе, фнабе, флинабе) и графитовая канальная конфигурация, то спектр РУ тепловой будет.
Использование бериллиевых эвтектик в канальной конфигурации без графита даст эпитепловой спектр.
Литий-основанные солевые эвтектики дают промежуточный спектр.
Переход на натрий- или калий-основанные солевые эвтектики дает возможность иметь практически быстрый спектр.
На фторидных солях нейтронный спектр обычно жестче, чем на хлоридных.

Основные проблемы в изменении состава солей для ЖСР - коррозия конструкционных материалов и изменение коэффициентов реактивности. Если не ошибаюсь, только бериллиевые эвтектики дают отрицательный паровой коэффициент реаактивности.
Также есть проблемы, что фторидные бериллий- основанные соевые системы имеют высокие коэффициенты вязкости из-за развитой микроструктуры.
С литиевыми солями, которые хороши по теплофизике, есть проблема с нейтронным захватом изотопа литий-6 (генерит проблемный тритий).


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 4.2.2017, 3:30
Сообщение #240


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(alex_bykov @ 21.1.2017, 17:12) *

Ну не знаю как вам, мне это текст не понравился.
Начали за здравие, закончили за упокой.
Очевидно же было что разработчики ТЖМТ-реакторов, особенно столь специфичного варианта как СВБР свое болото хвалить будет.

Со столпами обычно не спорят, но что конкретно не понравилось в тексте.
1. Говорится, что "Известно, что в XX веке в Окридже активно занимались направлением ЖСР. Опыт они получили скорее отрицательный, чем положительный".
Это с какой стороны смотреть. Ведь изучались два прототипа специализированных транспортных ЯЭУ, а не прототипы энергетических реакторов.
Судя по тому, что писалось про проекты ARE (на суббыстрых нейтронах) и MSRE (на тепловых нейтронах), эти оба реактора показали ожидаемую компактность, наивысшую удельную массовую энергоэффективность, хорошие параметры утилизации нейтронов деления, приличный КВ, достаточную управляемость и маневренность, относительную простоту приготовления топливных смесей, возможность эффективного бридинга тория и работы на уране-233.
Одновременно оба эксперимента показали проблемную теплофизику ЖСР, проблемы с коррозией корпуса и ВКУ, проблему с распуханием и солевым истирание поверхности топливных каналов графитового блока MSRE, проблемы с выходом РБГ и иода, проблемы со скачками реактивности, проблему переработки и выдержки жидкосолевого ОЯТ.
По сути, по результатам тестов американцы пришли к выводу, что ЖСРы опробованные по комплексу характеристик с учетом всех плюсов и минусов, не имеют особых преимуществ перед транспортными реакторами типа тестированных в тоже время водо-водяных, водно-кипящих и газовых ЯЭУ.

2. Говорится "Что такое MSRE? Это реактор тепловой мощностью 7,4 МВт(т). На критику впервые он вышел в 1965 году, но уже в 1969 году он был закрыт. Почему его закрыли? На самом деле, точного и подробного ответа нет до сих пор."
Ответ на это выше. MSRE рассматривался как прототип транспортного ядерного реактора для малых лодок и самолетов. Принципиально, результаты тестов показали, что возможно добиться длины жизни графитового остова MSRE в качестве транспортного реактора на уровне до 5 лет. Также было понято, что изменении способа набора графитового остова и увеличение диаметра топливных каналов принципиально возможно иметь срок службы транспортного жидкосолевого реактора до 7.5-8 лет. Большая на тот момент величина и не считалось нужной.
Практически при использовании в качестве транспортного реактора MSRE никто не собирался онлайн-переработку ОЯТ вести. Предполагалось переодически добавлять часть свежего топлива при сливе части отработанного ОЯТ. А уж потом рассматривалась после выгрузки сливного контейнера возможность заводской регенерации ОЯТ до топлива.
Т.е. MSRE рассматривался скорее как вариант большого нагревателя пара для стирлинг-двигателя или паровой турбины, только с ядерным топливом вместо солярки.

3. Из всех плюсов ЖСРов было упомянуто только низкое давление.
При этом в плюсы не попали:
1) низкая стоимость изготовления ЖСР (корпуса бассейнового тиа можно делать из железобетона) по сравнению с водяными реакторами
2) простота организации топливных и охлаждающих каналов в графитовом остове
3) простота изготовления топливных смесей
4) дешевизну и недефицитность топливных смесей (без бериллия)
5) отрицательные паровые коэффициенты реактивности для графитового варианта по сравнению с тем же РБМК
6) практическая всеядность по ядерному топливу (хоть торий, хоть природный уран, хоть разный плутоний, хоть миноры добавляй в топливо)
7) высокая экономия нейтронов (нет необходимости в высокой избыточной реактивности, не нужны выгорающие поглотители и кучи СУЗ)
9) больший КВ чем для всех вариантов энергетических леководников
10) большая величина теплового кпд по сравнению с водяными транспортными и энергетическими реакторами
11) гораздо меньшие массы теплоносителя по сравнению с БНами, СВБР и свинцовыми реакторами
12) меньшие требования по мощности насосов для перекачки топливной смеси по сравнению с насосами для реакторов с ТЖМТ
13) большее энергомассовое совершенство для быстрых версий по сравнению с БНами, СВБР и свинцовыми реакторами.
14) высокая плотность компоновки активного ядра ЖСР ЯЭУ на быстром спектре
15) дешевизна и недефицитность теплоносителя-соли (вторичного теплоносителя) по сравнению с натрием реакторной чистоты, свинцом, висмутом
16) возможность использования газового теплоносителя во вторичном контуре ЖСР и высокоэффективной газовой турбины, что невозможно для легководников
17) большая простота переработки ОЯТ (нет необходимости резки твс и топливных кассет, отсутствует геморрный процесс окисления и растворения оболочки твэлов, нет проблем с растворением топливных таблеток, нет проблем с зазоронением немалой массы материалов оболочек твэлов).
18) возможность прямого использования ОЯТ ЖСР (с фторидной топливной композицией) в качестве низкостоимостного материала РИТЭГ и тепловыделяющих устройств
19) гибкие возможности спектрального регулирования.

По статье же получается, что у ЖСР только один плюс и около десятка жирных минусов.
Статья вредная по смыслу. Люди несведующие прочитают ее и будут потом в сторону ЖСР тематики плеваться.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.2.2017, 3:57


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post

22 страниц V  « < 10 11 12 13 14 > » 
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 29.3.2024, 18:29