PRISM Опции

[AtomInfo.Ru]

Наш американский приятель и коллега Гари Пич раскопал реальную сенсацию.

General Electric готова построить PRISM в Великобритании бесплатно.

Отбивать деньги она собирается за счёт продажи э/э и выплат от правительства UK за утилизацию в PRISM плутония.

http://atominfo.ru/newsf/m0243.htm

P.S. А вот об интересе Велихова к PRISM - это не новость. Строить догадки о причинах не буду.

[asv363]

Уважаемый VBVB, насколько реален способ выделения урана из ОЯТ, указанный в статье:
PRISM - быстрый натриевый от General Electric?

Переработка в патенте описывается как процесс гальванизации с использованием жидкого хлорида лития LiCl в качестве транспортного агента. ОЯТ помещается в пористую корзину (12) вблизи анода (18), после чего в систему подаётся незначительное по величине напряжение.

В результате серии химических и электролитических реакций уран выходит из корзины (12) и мигрирует по жидкому LiCl в направлении катода (22). В конечном итоге, в системе образуются газообразный CO2 и слой урана на катоде.

Учитывая указываемую ранее работу в ЗЯТЦ, и мое незнание некоторых нюансов химической переработки? То, что на металлическом плутонии реактор заработает, сомнений не вызывало.

[VBVB]

Уважаемый VBVB, насколько реален способ выделения урана из ОЯТ, указанный в статье:
PRISM - быстрый натриевый от General Electric?

Самое интересное, что предложенная в патенте US 7638026 B1 схема жидкосолевого пироэлектрорепроцессинага ОЯТ довольно бредова по смыслу применительно к британской проблеме утилизации ОЯТ газографитовых реакторов.
Смотрите сами.
Предполагается, что жидкосолевой средой для репроцессинга является смесь 50%(масс.)LiCl-50%(масс) UCl3 или более легкоплавкая система 50%(масс.) (эвтектического расплава 60LiCl-40KCl)-50%(масс) UCl3 с температурой плавления ниже 350С. Далее на аноде происходит окисление растворенного U(III)Cl3 до U(IV)Cl4. Этот реагент вызывает растворение отработанного уран-оксидного топлива по реакции U(IV)O2+U(IV)Cl4 -> 2U(IV)OCl2. Соединение U(IV)OCl2 мигрирует на катод, где восстанавливается до металлического урана, а на аноде происходит окисление графита, что суммарно приводит к общей реакции процесса U(IV)OCl2+C -> CO2+U+U(IV)Cl4.
Допустим, с помощью этой методики предполагается переработка британского ОЯТ от AGRов. Выгорание топлива в британских AGR в разные годы варьировалось от 12 до 25 ГВт*сут/тонн при первоначальном обогащении по урану-23 от 2.0 до 3.2%. Остаточное содержание урана-235 в таком топливе 0.9-0.56%. Содержание плутония в таком ОЯТ 0.4-0.56% и массовая доля плутония-239 в реакторном плутонии AGR около 63-48%. При таком низком содержании остаточного урана в сильновыгоревшем ОЯТ AGRов возникает вопрос о экономической целесообразности его выделения.
Ориентировочно, для успешного растворения 1 тонны ОЯТ требуется не менее 2-х тонн жидкосолевой смеси. Т.е. имеем, грубо 1 тонну ОЯТ растворенной в 2 тоннах смеси 50%(масс.)LiCl-50%(масс) UCl4. Тогда для случая ОЯТ AGR низкого выгорания порядка 12 ГВт*сут/тонн, около 850 кг урана из ОЯТ со средним содержание урана-235 около 0.9% смешиваются с 626 кг природного урана из UCl4. Т.е. имеем практическое разбавление урана-235 в ванне до уровня 0.85%. Вот этот уран в виде регенерата и будет выделен электролитически.
Весь плутоний и минорные актиниды при такой переработке ОЯТ остаются в расплаве в виде трихлоридов и должны затем добавочно выделяться электролитически на жидкометаллическом катоде.
Можно видеть, что для ОЯТ высокого выгорания от AGR выделение уранового регенерата вообще смысла экономического не имеет, поскольку еще и обедним природный уран взятый для создания жидкосолевой среды. Но если метод использовать именно для растворения ОЯТ, а выделять лишь интересующий плутоний, то можно максимум для сильно выгоревшего ОЯТ AGR с тонны иметь до 5.5 кг плутония низкого качества с долей плутония-239 около 48% с высокой степенью радиотоксичности. Ликвидность такого плутония как ядерного топлива под большим вопросом, да и куча практических проблем его сжигания в PRISM ожидаема (изготовление металлического топлива, заполнение твэлов и кассет, хранение и загрузка свежего топлива и т.п.). Судя по всему, топливо из такого плутония для PRISM предполагается одноразовым, дожгли в БНе максимально, потом охладили, в пеналы погрузили и под землю.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.9.2013, 0:43