![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
Эксперт ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 1 420 Регистрация: 29.3.2009 Пользователь №: 1 381 ![]() |
Благодарю АтомИнфо.ру и В.Берковича за интервью http://atominfo.ru/news9/i0464.htm . Тему считаю весьма злободневной и сам давно точил на неё зубы, но не знал как начать. Сначала о терминах. ВВЭР с регулируемым спектром нейтронов (посредством вытеснителей) буду называть Супер-ВВЭР (СВВЭР), понимая, что это только один из возможных его вариантов. Но не буду иметь в виду ВВЭР-СКД, как вариант СВВЭР. Тем более, что у ВВЭР-СКД своих вариантов хватает. Всё это почти устоявшиеся термины разработчиков и их и буду придерживаться. О самом интервью. Упор в ней, как видно, Вадим Яковлевич делает на ВВЭР-СКД, как на более ценном для атомной энергетики реакторе, чем СВВЭР. Что очень даже понятно, - КПД в 40% с лишним, даже КПД-брутто, не шуточное дело. Но создаётся из интервью впечатление, что ОКБ ГП, при определённых условиях (например, при твёрдом заказе на разработку ВВЭР-СКД), готов махнуть рукой на СВВЭР. Как на паллиатив по отношению к ВВЭР-СКД. Что было бы весьма печально. Потому что ВВЭР-СКД это почти журавль в небе, а СВВЭР, - почти синица в руках, но это синица, которая со временем способна стать близкой в своих размерах к журавлю. В частности и потому, что ториевый СВВЭР мог бы стать средством создания турецкого атомпрома, по сути как дочернего АО по отношению к Росатому. Ещё лучшим таким средством был бы, конечно, ВВЭР-СКД, но когда он будет. А та же Турция ждать не будет, а воспользуется первой же иной возможностью использования своих запасов тория. В общем, если Росатом на самом деле задался целью мировой экспансии и в области наукоёмких технологий (как второй этап этой экспансии), то можно и нужно быстро создавать Супер-ВВЭР, в том числе и ториевый. И к разработке последнего можно и нужно привлекать и турецкую сторону. А ВВЭР-СКД будет чем-то вроде венца ВВЭРов. И к нему, конечно, тоже надо стремиться. |
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
Опытный ![]() ![]() Группа: Haunters Сообщений: 132 Регистрация: 16.1.2012 Из: Москва Пользователь №: 33 540 ![]() |
С торием надо бы самим досконально разобраться, обкатать какой-либо из топливных циклов с торием на своем блоке и уже потом предлагать "за бугор".
Лет пять-шесть назад в Курчатнике была большая конференция в 101 доме по ториевым циклам. И всем был торий хорош. Но доклад по переработке торий-содержащего топлива, его радиационных характеристиках как-то привел меня в уныние и вернул былой скепсис. |
|
|
![]()
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 ![]() |
Лет пять-шесть назад в Курчатнике была большая конференция в 101 доме по ториевым циклам. И всем был торий хорош. Но доклад по переработке торий-содержащего топлива, его радиационных характеристиках как-то привел меня в уныние и вернул былой скепсис. Американцы в свое время до 1970 года немало переработали облученных ториевых стержней (около 460 тонн) и с помощью процеса THOREX выделили около 630 кг урана-233. Можно конечно сказать, что это было очень легко переработать ториевые стержни с выгоранием не выше 1500 МВт*сут/тонну. Однако те же индусы переработали немало ториевого оксидного топлива с выгораниями до 8000 МВт*сут/тонну из своих PHWR. Позднее выполняли переработку образцов смешанного топлива PuO2-ThO2 набиравшего в PHWR среднее выгорание до 10200 МВт*сут/тонну. Также писалось, что было успешно переработаны образцы топлива PuO2-ThO2 набиравшего в Тарапуре на BWR среднее выгорание до 18500 МВт*сут/тонну. Индийцы все это смогли сделать с помощью того же THOREX. При рассмотрении вариантов переработки PuO2-ThO2 топлива будущих AHWR c максимальными выгораниями в 38000 МВт*сут/тонну индусами предполагается со временем ввести техпроцесс с экстракцией алифатическми диамидами. Этот процесс достаточно уже оптимизирован французами и индусами. Когда индусы публиковали вариант зоны AHWR с топливом UO2(19.7%по U-235)-ThO2 которое могло бы в AHWR набирать выгорание до 50-55 ГВт*сут/тонну, то рассматривалась перспектива дистилляции фторидов для выделения остатков наработанного урана-233. Электролитическая пирохимия в хлоридных или фторидных расплавах тоже позволит перерабатывать торий-содержащее топливо. Это у нас в РФ нет наработок по ториевому циклу, а те кто им интересуется не первый день имеют достаточно опыта для малотоннажной переработки торий-содержащего ОЯТ. Насчет радиационных характеристик торий-содержащего ОЯТ везде писалось, что они ни чем не хуже, чем МОХ-ОЯТ. Те же индусы писали, что выделенный при средних выгораниях смешанного топлива уран-233 по радиотоксичности не опаснее реакторного плутония из ихних BWR, и стоит где-то на уровне высокачественного топливного плутония. Конечно, если сравнивать с ураном-235 и его ОЯТ, то торий-содержащее ОЯТ немного проблематичнее в переработке. Однако если сравнивать с топливным плутонием и его ОЯТ, то кажется мне по меньшему количеству проблем и трудностей торий-содержащее топливо более предпочтительнее уран-плутониевого МОХа. Давно уже заметил, что в нашей стране ряд ученых товарищей специально дискредитируют перспективы ториевой компонеты ЯТЦ, рассказывая разные небылицы и сказки о сверхтоксичности ториевого ОЯТ, гиперсложностях с его переработкой и чрезвычайной радиактивности нарабатываемого урана-233. Непонятно для какой цели это делается... -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 14.6.2024, 21:19 |