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]

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

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

[VBVB]

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

Не стоит забывать, что Shippingport LWBR был рабочим прототипом экспериментального флотского реактора. Поэтому во главу угла ставилась в том числе и максимальное увеличение длины топливной кампании, отсюда и использование ВОУ naval grade. Реактор LWBR отработал 29000 тыс эффективных часов, т.е. в реальных условиях на лодке при КИУМ=0,15-0,20 этот реактор отработал бы около 22-16,5 лет без перезарядки. Очень неплохой результат.
Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 18:02

[Nucon]

Не стоит забывать, что Shippingport LWBR был рабочим прототипом экспериментального флотского реактора. Поэтому во главу угла ставилась в том числе и максимальное увеличение длины топливной кампании, отсюда и использование ВОУ naval grade. Реактор LWBR отработал 29000 тыс эффективных часов, т.е. в реальных условиях на лодке при КИУМ=0,15-0,20 этот реактор отработал бы около 22-16,5 лет без перезарядки. Очень неплохой результат.
Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Я пару раз критикова ваш подход и знания, но модератор благодушно удалял мои посты. Тем не менее, вы продолжаете удивлять.
1. Откуда вы взяли, что на лодке этот реактор отработал бы такое время. Расчет приведите? И еще, когда будете считать, подумайте еще и о том, каковы причины досрочных и срочных перегрузок корабельных зон.
2. Вам известен хоть один случай работы лодочной зоны легководника расчетное время, до полного выгорания? Пример. Какая самая длительная кампания у лодочной зоны?
3. Почему зоны ледокольные ходят дольше лодочных? Новости в развитии вам известны? Сопоставьте с плавучкой.
4. Последняя выведенная из линии ПЛА в США (несколько недель назад) какой КУИМ по вашему она имела? В печати даны срок службы 30 лет и количество выходов в море/дежурств 18. Прикиньте.
5. Как это соотносится с работой реактора?
6. Очень занятно про "таблеточную фишку". Источник плиз. Вы это считали сами? Ссылку на софт дайте. Что рассчитывалось? И соотношение интересное... занимательное.
7. Вы серьезно считаете, что таблетка решит ВСЕ проблемы? Не пробовали считать температуру сердечника и оболочки? Давайте я вам так скажу, в прогрессивном топливе она 450С градусов, а в той же геометрии "таблетки" 1500С. Ничего не странно? Особенно с т.з. обеспечения маневренности. Не улавливаете?

Будте аккуратны и обоснуйте ответы плиз.

Можно частный вопрос, у вас какое базовое образование, и опыт, и что вы делаете по жизни сейчас? Журналист? Студент? Интересующийся?

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:41