![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
Частый гость ![]() ![]() ![]() Группа: Haunters Сообщений: 271 Регистрация: 28.7.2014 Пользователь №: 34 017 ![]() |
в недавнем интервью про сбвр авторы сравнивали сбвр с бн гт. Заинтересовавшись (я до этого про этот проект не слышал) я загуглил и нашел вот такую статью
https://www.ippe.ru/nuclear-power/small-pow...k-transport-npp Прочитав ее, я понял, что проблемы энергетики человечества на ближайшую тысячу лет решены. решение предполагает, что "удельные затраты на приобретение АЭС БН ГТ-300 составляют 500–550 $/кВт" и при этом себестоимость электроэнергии составляет "~1 цент/кВт ч" теперь вопрос - если это все так замечательно, зачем вообще строить что то ещё? зачем нужны все эти бресты, ввэры, бн 1200 и так далее? или я что то не понимаю? Сообщение отредактировал arcanist - 22.10.2022, 8:58 |
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
Новичок ![]() Группа: Novices Сообщений: 13 Регистрация: 23.4.2025 Пользователь №: 35 521 ![]() |
Газовая турбина открытого цикла принята в проекте СВГТ-1, т.е. видимо не так уж там плохо с КПД (температуры на свинце-висмуте и натрии достижимы примерно одинаковые). Однако, при наличии течи в теплообменнике - возможен выход полония в атмосферу, что не очень хорошо.
Если почитать обоснование СВЕТ-М - то натрий ничуть не хуже С-В ( а то и лучше, т.к. лучше освоен). Авторы обосновывают отказ от натрия его пожароопасностью, по всем остальным параметрам он лучше. Имхо, для транспортируемых установок малой мощности, наилучшим решением было бы применение натриевого БР с естественной циркуляцией, с газовой турбиной открытого цикла на атмосферном воздухе, и двустенным теплообменником с промежуточной средой свинец-висмут, интегрированным в корпус реактора. Такое решение исключает проливы натрия, выход активности при разгерметизации теплообменника, обеспечивает последующую регенерацию теплоносителя ( 50 лет срок выдержки для натрия перед повторным использованием, ТЖМТ - придётся захоранивать[/url]), обеспечивает как и ТЖМТ, транспортировку в "замороженном" состоянии, при этом - в силу меньшей плотности теплоносителя - мощность транспортабельной установки может быть выше. ссылки вставить не могу, так что отдельно: *ttps://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t107-3_2009/p123/ - двустенные ПГ *ttps://cyberleninka.ru/article/n/obosnovanie-raboty-reaktornoy-ustanovki-svet-m-na-estestvennoy-tsirkulyatsii-svintsovo-vismutovogo-teplonositelya/viewer - обоснование СВЕТ-М *ttps://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3942 - проблема долгоживущих радионуклидов для трех жидкометаллических теплоносителей: Na, Pb—Bi и Pb. |
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 15.8.2025, 3:00 |