IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
2 страниц V  < 1 2  
Reply to this topicStart new topic
> Эксперимент на Шиппингпорте, Демонстрация теплового бридинга на тории
VBVB
сообщение 6.3.2017, 11:23
Сообщение #21


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 058
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 5.3.2017, 23:38) *
Теперь несколько интересных моментов отсюда (тоже Вестингауз):

Видно, что почти 80% процентов наработанного в ходе кампании урана-233 (в куче с неизвестным количеством урана-234 и урана-235) произведено в бланкетах.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 6.3.2017, 19:12
Сообщение #22


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 642
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(VBVB @ 6.3.2017, 4:17) *
Вообще реактор с зоной типа Шипинпортовской может быть интересен как среднемощная ядерная энерготепловая установка для отопления. Семь-восемь месяцев в году работает, производя много тепла и немножко электричества. А остальные 4-5 месяцев отстаивается, преобразуя наработанный 233Pa до топливного урана-233.


ну да, размен КИУМа на КВ - две перегрузки в год, топливный бункер
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.3.2017, 15:04
Сообщение #23


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 058
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(pappadeux @ 6.3.2017, 20:12) *
ну да, размен КИУМа на КВ - две перегрузки в год, топливный бункер

Ну зато можно иметь ядерную теплоэнергоустановку с практическим самовоспроизводством ядерного топлива.
Понятно, что из-за использования ВОУ такие установки могут быть только для внутреннего пользования в качестве преимущественно отопительных систем и для специфичных мест в северных регионах.

Кстати, а насколько вообще можно избавиться от парогенераторов и турбогенератора для энергоустановки цель которой выдавать бытовое тепло и небольшое количество сопутствующей электроэнергии. По сути, термовольтаика может располагаться с внешней стороны корпуса реактора.

Можно было бы иметь реактор, который работал бы в цикле самообеспечения ядерным топливом имеет реально КВ около 1 и давал бы бытового/промышленного тепла около 80-100 МВт с попутной выдачи электричества на уровне 2-3 МВт. Такой реактор можно было бы в системах обессоливания морской и высокоминерализованной воды применять.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 7.3.2017, 23:52
Сообщение #24


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(VBVB @ 6.3.2017, 11:09) *
Вполне ожидаемо.
Как то попались расчетные индийские данные по AHWR Th-Pu оксидном топливе. Так у них получалось, что при длительном прогоне тория в активной зоне в наработанном уране-233 может присутствовать до 10% урана-234 и около 1,5% урана-235.
Т.е. при многократном рециклинге урана-233 наработанного хоть в тяжеловодном энергетическом реакторе, хоть в легководнике энергетическом установится равновесие между изотопами урана от 233 до 236.

Еще с ростом мощности, а следовательно и плотности потока нейтронов, имеет место рост паразитных захватов и доли утяжеляющих изотопов.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post

2 страниц V  < 1 2
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 24.8.2017, 8:09
Rambler's Top100