![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
Опытный ![]() ![]() Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 ![]() |
В связи со строительством EPR-1700 планируется ли у нас переход к ВВЭР-1800, кто-нибудь знает?
В 1986 году подготовлено техническое предложение, в связи с распадом страны его отложили в долгий ящик, как оказалось, по меньшей мере на 28 лет. Целесообразно ли возобновление работ по нему, или выгоднее строить ВВЭР-1200 с последующим переходом на быстрые реакторы? Одно из преимуществ ВВЭР-1800 перед тысячником состоит в том, что в бо'льшей активной зоне поглощается основная часть гамма-квантов деления. Утечка нейтронов уменьшается. При остальных равных условиях топливная составляющая снижается на 10%. |
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
![]() Ветеран форума ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 1 553 Регистрация: 17.3.2011 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 32 515 ![]() |
проблема в том, что это надо заниматься торием вообще и его циклом. себе на шею)
а так - я уже предлагал вместе с индусами развивать AHWR на замену РБМК ![]() Сообщение отредактировал armadillo - 25.10.2013, 13:52 -------------------- Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
|
|
|
![]()
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 3 153 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 ![]() |
а так - я уже предлагал вместе с индусами развивать AHWR на замену РБМК ![]() Дельное предложение. AHWR - специализированный энергетический реактор-наработчик урана-233 типа вертикального CANDU с перезаправкой на ходу, причем при его работе на самом уране-233 и тории наработка делящегося урана-233 довольно высока, обеспечивая режим самовоспроизводства. Да плутониевый МОХ в AHWR всяко более полезнее утилизироваться будет, чем в ВВЭРах предполагаемых. Поскольку уровень выгорания плутония реакторного после AHWR таков, что его проще сразу захоранивать без выделения (остаточное содержание Pu-239 около 2,3% и Pu-241 около 22.3%). Но индусы как партнеры в разработках технических проектов еще те "злые буратино", да и наши ру-у-у-уководители наверняка не до пустят такого варианта по типу "да что бы мы у индусов учились чему-либо...". Все таки, если же обращаться в ближайшее время к торий-урановому ЯТЦ, то неплохо было бы поучится у индусов тонкостям разным. Поскольку опыт наработки урана-233 разного качества у них имеется и на BWR, и на PHWR, и на малом быстровике FBTR. Причем на последнем реакторе научились они делать высокочистый уран-233 с содержанием вредного урана-232 на уровне 5 ppm. Из такого урана-233 топливо таблеточное легко делать. Сообщение отредактировал VBVB - 25.10.2013, 15:08 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 23.6.2025, 20:47 |