Индийский AHWR - оценки и перспективы Опции

[VBVB]

Интересно узнать кто и как оценивает перспективы развития индийского строящегося энергетического тяжеловодника AHWR с учетом проблематики его экономичности, особенностей переработки ОЯТ и перспектив дальнейшего развития к более мощным последователям.
Ссылка на краткое описание проекта (Bhabha Atomic Research Centre, Department of Atomic Energy)
http://www.dae.gov.in/gc/ahwr-leu-broc.pdf
Вопросы безопасности AHWR изложены ниже.
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads...2008/ANNEX6.pdf
http://www.barc.ernet.in/publications/eb/g...hapter1/1_7.pdf

Сообщение отредактировал VBVB - 8.5.2011, 19:01

[armadillo]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

[asv363]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам. Вот по химии процесса - к товарищу VBVB.

Есть говорят, небольшая примесь урана 232 и 234. Последний в незначимых количествах в природе присутствует.

[VBVB]

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам.

Дорого получается из-за попытки выделять уран-233 как целевой продукт. Поскольку такой подход требует выделения в реакторе бланкетной области/областей для облучения тория с необходимыми нейтронными характеристками. Т.е. гетерогенная наработка урана-233 в активной зоне. А это приводит к куче проблем с неэффективностью топливного цикла ЯЭУ и переработке большого количества ториевого сырья с малым содержанием наработанного урана-233.
Если же использовать гомогенный подход к наработке урана-233 в виде работы тяжеловодника на плутоний-ториевом МОХе, то можно достичь условий равновесного накопления урана-233 и выделить его путем процесса THOREX или более новыми варинтами. Можно вообще использовать вариант примененный на Shippingport Light Water Breeder Reactor (прообраз экспериментального флотского реактора с уран-ториевым топливом c выдачей 60 МВт(эл.) ), типа брать смешанное топливо состава 5U(98% ВОУ)O2-95ThO2 и жечь его в суббридерном режиме в режиме самовосполнении нарабатываемого урана-233. Вот в этом случае стоимость уран-233, нарабатываемого in situ будет на порядок ниже, по сравнению с его наработкой в бланкетной зоне тяжеловодника-наработчика. Если же на плутоний-ториевый MOX из плутония реакторного перейти, то генерация урана-233 еще дешевле будет.
В том же AHWR относительно невысокое выгорания топлива, как пишут индусы, оптимизировано под оптимальное накопление генерируемого урана-233.
Ну а если работать на жидкосолевых топливных смесях, то стоимость генерации урана-233 вообще со стомостью ВОУ сравнится, при гораздо лучшем нейтрон-генерерирующем потенциале урана-233 в тепловом и промежуточном спектре по сравнению с ураном-235.
IMHO, с учетом роста цен на нефть для будущего развития военного и грузового флота современный транспортный аналог LBWR на уран-ториевом или плутоний-ториевом топливе очень перспективен. Относительно дешево и до 6-7 лет между перезарядками а.з.
Многие страны уже активно переоценивают отношение к торию как будущему ядерному топливу.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 17:42