Экспорт быстрых реакторов, что хотим получить в итоге Опции

[KTN]

Совместно с какими странами нам нужно создавать прототип серийных коммерческих реакторов на быстрых нейтронах и технологию замкнутого уран-плутониевого топливного цикла?

1. США
2. Франция
3. Индия
4. Япония
5. Южная Корея
6. Бразилия
7. Китай

У нас в институте сошлись на мнении, что Южная Корея самый лучший вариант.

Интересно узнать точку зрения и аргументацию участников форума.

[alex_bykov]

Выковыривайте изюм:

http://dump.ru/file/5882232 - Доклад НИЦ КИ-ЯРТ-ОЯТ-СНГ-19.10.12.ppt - Это сам доклад.
http://dump.ru/file/5882233 - Transport_Codes.ppt - это последовавшее за ним выступление "в оправдание" кодов.
http://dump.ru/file/5882234 - AE104(2008)242-249.pdf - это основопологающая статья, от которой отталкивались авторы проекта.

С моей "кочки зрения" проблема в следующем: выжигание в принципе возможно, но идёт оно только в зоне попадания пучка, сканирующий пучок принципиально решает задачу только теплосъёма с мишени, распределяя э/в торможения в большем объёме. Проблем же гораздо больше. В частности, положительный баланс по затраченной и полученной энергии может быть достигнут только при подключении электроядерного источника к размножающей среде (например, к подкритичной). Существенным моментом в этом случае будут спектры нейтронов - жёсткий около мишени и просто быстрый в общем объёме реактора. Т.е. выжигание грязи в мишени, а наработка в основном объёме. Дальше - хуже, там такая куча проблем с материалами, факелом вблизи мишени (т.е. коэффициенты неравномерности "не очень" по определению и т.д.

[VBVB]

Выковыривайте изюм:

http://dump.ru/file/5882232 - Доклад НИЦ КИ-ЯРТ-ОЯТ-СНГ-19.10.12.ppt - Это сам доклад.
http://dump.ru/file/5882233 - Transport_Codes.ppt - это последовавшее за ним выступление "в оправдание" кодов.
http://dump.ru/file/5882234 - AE104(2008)242-249.pdf - это основопологающая статья, от которой отталкивались авторы проекта.

Большое спасибо. Познавательно.
Используя данные авторов со слайда 80 презентации посчитал, что дейтронный ускоритель мощностью 10 МВт (Еd = 8 ГэВ) должен за год в 500 кг мишени наработать около 14-14.5 кг плутония-239 и развалить почти 14 кг урана-238.
Энерговыработка от поделившегося урана составит около 36 МВт(тепл.)/сут. Даже если к ускорителю будет привинчен подкритический реактор на быстрых нейтронах с топливом на основе обедненного/природного урана с КВа=1, то распад всего наработаннного за год плутония даст среднее энерговыделение около 40 МВт(тепл.)/сут.
Вообще не понимаю откуда авторы могли взять фразу (слайд 56) "...Объем активной зоны ЯРТ-реактора составит ~ 50 м3. При этом средняя плотность энерговыделения в АЗ при выработке 2000 МВт тепловых (1000 МВт электрических) не должна превышать 40 кВт/л, что позволяет использовать высокотемпературный гелиевый теплоноситель...". Какая-то хитрая арифметика у товарищей.
Авторы собираются получить кпд=50% от турбин Брайтоновского цикла? Довольно оптимистично, учитывая что реально кпд=50% на турбинах Брайтоновского цикла достигается при температуре газа свыше 950С, а при температуре выше 620С урановые сплавы сильно распухают.

Сообщение отредактировал VBVB - 21.10.2012, 2:04