БРЕСТ Опции

[AtomInfo.Ru]

Неожиданный вариант

Мы слышали ранее про другую площадку для БРЕСТ-300.

http://atominfo.ru/news6/f0900.htm

"Вместе с Северской АЭС и реактором типа "Брест", которые могут случиться в Томске, можно говорить, что возможна реализация системы полного замкнутого цикла на территории Сибири. Наличие всего этого позволяет создать в Томске атомный кластер как площадку инновационного развития "Росатома" в Сибири", - сказал Шаманин.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 22.1.2015, 18:50

Причина редактирования: Название темы изменено. - Модератор

[arcanist]

а как же нераспространение? без всяких центрифуг - делящийся материал 99% обогащения
а вообще, торий + жидкие соли + свинец + нитридное топливо - звучит как описание наибумажнейшего реактора.

[Didro]

а как же нераспространение? без всяких центрифуг - делящийся материал 99% обогащения
а вообще, торий + жидкие соли + свинец + нитридное топливо - звучит как описание наибумажнейшего реактора.

Какие сложности?
Причем не обязательно нитрид делать, эффективность жидкосолевого бланкета с запасом перекроет все недостатки МОХ.

[VBVB]

Какие сложности?
Причем не обязательно нитрид делать, эффективность жидкосолевого бланкета с запасом перекроет все недостатки МОХ.

Didro, выше понятно все изложено было. Видимо читают по диагонали.

Общая суть такова.
Реактор со свинцовым теплоносителем, параметры теплонапряженности и температура теплоносителя на выходе или на уровне проектируемого БРЕСТа или даже ниже, топливо - классический относительно хорошо изученный МОХ.

Фишка в присутствии мощного радиального жидкосолевого бланкета с околоэвтектической солевой системой 65NaCl-25MgCl2-10ThCl4.
Периодический краткосрочный репроцессинг бланкетного содержимого для вывода нарабатываемого из тория протактиния-233 и его выдерживание до урана-233 в байпасных емкостях. Взамен выводимого протактиния-233 при репроцессинге эквивалентное прибавление ториевого компонента.

Т.о. наработка Pa-233, а соответственно урана-233, будет идти в реактивном режиме. Качество урана-233 должно быть в таком случае довольно хорошее, и можно надеяться, что при оптимизации условий наработки уран-233 можно будет иметь долю побочного урана-232 на уровне не более двух-трех десятков ppm. Т.е. такой уран-233 будет проще в работе при производстве таблеточного топлива, чем плутоний высококачественный топливный.

В итоге, при соответствующей энерговыработке, можно будет иметь КВ по плутонию нарабатываемому в активной зоне на уровне 0.9-0.95, и по нарабатываемому в бланкетной части урану-233 на уровне 0.35-0.4.
Т.е. экономика такого реактора заметно улучшиться должна по сравнению с тривиальным БРЕСТом. Самое важное, что на выходе после топливной кампании будет не только плутоний топливный в ОЯТ, из которого его еще выделить нужно, а будет треть уже отделенного урана-233 для питания имеющегося парка легководников.

Это предложение кажется более консервативным и реализуемым, чем предлагающийся БРЕСТ с обогащенным по 15N смешанным нитридным уран-плутониевым топливом.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 2:34

[Didro]

VBVB
Согласен со всем, именно в этом и состояло моя мысль, про жидкосолевой бланкет, взамен обычных ТВС.
Причем, как Вы правильно описали, без останова реактора частично отводить, заменяя свежей ториевой солью.
Если блок будет достаточно мощным (не менее 1200 МВт, а лучше от 1500 МВт), это можно сделать петлей и в непрерывном режиме, причем первичная регенерация простыми фильтрами, на которых будут и основная часть продуктов деления, и значительная доля получаемых протактиния с ураном.
И, опять же как Вы правильно отметили, для этого технических проблем меньше, чем с нитридом.

И именно экономика меня толкает на поиск возможных вариантов, ведь это ускорит переход на расширенное воспроизводство материалов и снимет топливную проблему.

Сообщение отредактировал Didro - 6.2.2015, 1:57

[VBVB]

И именно экономика меня толкает на поиск возможных вариантов, ведь это ускорит переход на расширенное воспроизводство материалов и снимет топливную проблему.

Ориентировочно такой бланкетно-солевой свинцовый реактор мощностью в 1200 МВт(эл) мог бы ежегодно выдавать 2.5-2.7 тонны урана-233.
Этого количества урана-233 достаточно, чтобы произвести 62-67 тонн топлива для ВВЭРов и осуществлять подпитку трех ВВЭР-1000/1200. Если же использовать пополам 233U и 235U, то этого количества топлива хватило бы на 6 единиц ВВЭР-1000/1200.

Т.о. чтобы перевести в ближайшие 20 лет 18 имеющихся и строящихся отечественных ВВЭР-1000/1200 на половинчатое использование урана-233 хватило бы 3 штук обсуждаемых бланкетно-солевых свинцовых реакторов мощностью в 1200 МВт(эл).
А шесть таких реакторов смогли бы полностью обеспечить будущий парк легководников РФ топливом на основе урана-233.

Didro, вы очень проницательный человек. Идея ваша довольно необычная и перспективная.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 2:55