(голосом коммивояжера) Читайте AtomInfo.Ru.

http://atominfo.ru/news4/d0811.htm

Ну в статье пока описано больше проблем, чем реальных шагов. Не придётся ли американцам поспешать за нами, чтобы соблюдать паритет.
А с нашей стороны, вопрос с фабрикацией топлива из оружейного уже решён? Кто это уже умеет делать?

Но вопрос же был, где востребован, а не где его взять?



Честно? Никто. Пока Девятка с Мелекесом выносили друг другу мозги, за дело никто не брался. Поэтому первые зоны БН-800 будут "гибридными" - в основном, уран и по чуть-чуть таблеточного MOX и вибро-MOX.

Прочитать весь AtomInfo.Ru просто невозможно, ибо нельзя объять необъятное. Поэтому мы и пользуемся беззастенчиво вашими услугами и послушно семеним по направлению, обозначенному Вашим, AtomInfo-ака, указующим перстом.

Из статьи следует, что сей продукт востребован только лишь в нейтронных счётчиках?
Ну а , так как у нас нет таких проблем с "исходным продуктом для получения гелия-3", как у наших американских друзей, то и с гелием проблем, видимо, нет. Мы монополисты в производстве нейтронных счётчиков ?

Тут два вопроса пересеклись, пардон. Я говорил там о соблюдении паритета по уничтожению оружейного, не опередим ли мы американцев?

(задумчиво) хорошо хоть не -задэ.



В английской Википедии есть неплохой обзор.
http://en.wikipedia.org/wiki/Helium-3

Не. У них клиентов нету, а у нас топливного завода нет. Так что мы совместными усилиями будем затягивать сроки и срывать графики. Но на паритетных началах!

Сложно сказать. Тритий - штука военная. Чёрт его знает, какой статус будет у БН-800? Не повесят ли ему что-нибудь типа гарантий МАГАТЭ?

Израильтяне вон сколько лет на "исследовательских" реакторах тритий нарабатывали и ничего.
На Атоминфо по теме "тритий" была информация (если не ошибаюсь), что американцы недавно пытались тритий для боезарядов нарабатывать на обыкновенных энергетических легководниках обычных АЭС. Ну а почему у БН-800 не может по причине исключительности не может быть статуса типа "исследовательский-энергетический"?
Тритий ведь не делящийся материал, из него боезаряд не соберешь. Если действовать по логике запрета всего, что имеет отношение к производству ЯО, то и бериллий и литий-6, и дейтерия соединения должны быть под запретом. В некоторых типах простых плутониевых боезарядов в качестве темпера (тампера, облицовки) металлический уран-238 используется. Так что же давайте и его производство запретим и обедненного урана применение в боеприпасах также.
Торий в уран-233 конвертировать на БНе можно попробовать, но насколько он нам нужен учитывая проблемы с актинием, протактинием и ураном-232 в таком продукте? Получится, что он гораздо хуже уранового регенерата по радиотоксичности будет. Кроме того тот же уран-233 хороший оружейный материал с малой критмассой (10-15 кг). Американцы проводили с ним испытания и прекрасно знают его характеристики. IMHO тут для нас вилы по наработке в БН-800 в бланкетах плутония или урана-233.
А почему нельзя радиоизотопы производить? Они хороших денег стоят на рынке.

Можно нарабатывать для снабжения ИТЕРа

Каковы итеровы потребности?

Пока халявные запасы от СССР урана и плутония не закончатся делее в 3-5 раз дороже.

Почитал про американо-российское соглашение соглашение по утилизации избытков оружейного плутония (СУОП).
http://atominfo.ru/news5/e0040.htm
Получается за полумифические 400 млн зеленых бумажек развели нас на не совсем рациональное уничтожение 34 тонн высококачественного делящегося материала.
Поясните, пожалуйста, такую вещь.
Написано: "Очевидный пункт содержится в статье VI. В нём говорится, что стороны не перерабатывают отработавшее уран-плутониевое топливо до тех пор, пока не выполнят все взятые обязательства по объёму утилизации плутония."
Еще ниже:"Определённая лазейка для российских атомщиков оставлена в статье VI.4. В ней говорится, что под запрет переработки не подпадают сборки с урановым топливом, облучённые в БН-600. А также - до 30% сборок с топливом, содержащим плутоний до облучения, облучённых в БН-800. Переработка такого количества кассет будет разрешена в интересах программ НИОКР по "отработке технологий создания замкнутого ядерного топливного цикла"."
Допустим мы выжгем эти 34 тонны оружейного плутония за 15-20 лет.
Исходя из первого заявления, получается, что после этого плутониевое ОЯТ от БН-600 и БН-800 можно все будет переработать.
Тем не менее, исходя из второго заявления, получается, что урановое топливо от БН-600 по мере надобности можно перерабатывать хоть "горячим". Также как и до 30% плутониевого ОЯТ из БН-800 в любое время по желанию на "исследовательские нужды".
Если тут есть какая та дискриминация нас, то уж очень ее логика иезуитская.
Насколько я понимаю, у нас все "горячее" ОЯТ от БН-600 в течении года-двух не перерабатывают. Ну и что плохого, что все плутониевое ОЯТ от БН-600 и часть плутониевого ОЯТ (не менее 70%) от БН-800 полежит 20 лет?

Еще один странный пункт. "Дополнительно введённый пункт описывает характеристику утилизированного плутония, связанную с его активностью. Через 30 лет после облучения, мощность дозы от сборки с уран-плутониевым топливом должна равняться не менее 1 Зв/час на расстоянии 1 метра от доступной поверхности сборки по её осевой линии."
А если мы стахановскими темпами за 5-8 лет переработаем все плутониевое ОЯТ от БН-600 и остатки от БН-800, выполнив ранее программу по утилизации плутония в реакторах менее чем за 20 лет. Объемы ОЯТ ведь намечаются не столь уж значительные. Как тогда это пункт понимать? Мы же на долговременное хранение плутониевого ОЯТ не подписывались.

У меня ощущение появилось, что американцы волей или неволей подталкивают нас к закладке пары очередных бридеров типа какого-нибудь БН-900 или СВБР. Которые не будут под этим СУОП находится и нормально в гипотетический замкнутый ЯТЦ смогут войти.

И еще одна штука. Не ядерщик, но вижу что отработанный плутоний от бридеров хоть и будет называться "fuel grade", но по параметрам после очистки вполне пригоден для использования в боеприпасах. Особенно в американском случае после легководников (Индия на похожем качестве боезаряды успешно испытывала). Ну и где тут реальная утилизация избытков оружейного материала о которой все ратуют? Просто вывод излишков делящегося материала на время из под вояк под атомщиков. А потом и назад вернуть можно.

А нельзя делать плутоний-ториевый МОКС? И без экранов всяких в БН-600 обойтись.

Торий в БН лишь в экранах, т.к. почти не делится даже быстрыми нейстронами, а вклад делений U-238 в активной зоне БН - 15-20%.
Необходимо будет повышать обогащение, снизится степень выгорания и длительность компании.

И без экранов это будут не бридеры - даже при загрузке Pu-U238, воспроизводство в активной зоне чуть выше ВВЭР (0,85-0,9) - остальное нарабатывается в экранах.

это вопрос "как сделать хуже?"

с обедненным ураном что делать будем?

Обедненый в любом варианте нужен для активной зоны.

Если применена стандартная формула "договор подписан одновременно на русском и английском, оба варианта имеют одинаковую силу" - то термины английского текста не важны.

Ну так получается, что при вступлении СУОП соглашения в стадию реализации утилизации в 2018 БН-600 из бридера-конвертера превратится просто в затратный быстрый реактор, поскольку по соглашению он без экранов будет.
А по периферии активной зоны БН-600 уран-ториевое топливо нельзя запихать? Или просто ториевые стержни разместить, чтобы хоть как-то избыточные нейтроны от плутониевого МОКСа утилизировать. Или это как новые бланкеты можно воспринять?
Т.е. получается, что в БН-800 согласно тексту СУОП есть незапрещенная возможность из тория уран-233 нарабатывать?

Исключая разные инсинуации с возможными военными использованиями урана-233, наука химическая и радиоэкологическая говорит, что торий-урановый топливный цикл в несколько раз более чистый по радиотоксичности, чем уран-плутониевый.
Как начнется массовое использование плутониевого МОКСа через три-пять лет, так быстро осознаем прелести гипернакоплений нептуния, америция и кюрия. По сравнением с обычным урановым топливом при переходе на плутониевое топливо доли наработки трансуранидов возрастают на 40-70%.
Сомнения определенные имеются, что в бридеры смогут утилизовывать америций и кюрий из ОЯТ. Как из этой высокоактивной гадости топливо готовить, хранить и перемещать? Плутониевый МОКС по сравнению с америций-кюриевым более безопасным по уровням гамма- и нейтронных излучений на два порядка будет.

БН и сейчас неокупаемы.
Загрузка тория в экраны не представляет проблемы, за исключением отсутвия на сегодня их производства.


Естественно, т.к. образуется на 2 порядка меньше актиноидов (трансурановых).
Поэтому американцы еще в 70х отказались от БН и U-Pu в польцу цикла Th-U.


На БН этих образуется меньше чем в тепловиках, т.к. они делятся быстрыми нейтронами.
Проблема в их рецикле и извлечении из хвостов переработки.
Есть лишь одна технология, работы по которой забросили в 92 г. - плазменный ионный резонанс.

Разумеется, ни от чего они не отказываются и успешно продолжают работы по натриевым реакторам. Как национальные лаборатории (крайняя по времени российско-американская встреча по БН прошла в апреле этого года в Вене в широком формате), так и частные компании (текущая версия проекта реактора от "Terra Power" - TP-1, реактор с натриевым теплоносителем).

Личное мнение можно высказывать. Но выдавать мнение за факт на этом форуме не надо, буду удалять посты. Это официальное предупреждение от модератора.

Но тем не менее, непоспорите с фактом, что после исследовательского на тепловые 400 МВт у них за 40 лет ничего не сделано.
В то время как на Th-U цикл переоборудован и работает промышленный блок.

Это другое дело. Факт есть факт. И разговоры с фактами в руках здесь приветствуются.

Я категорически возражаю только против заявлений типа "США отказались от БН, уран-плутония и т.д.". Потому что достоверно знаю, в том числе, и из первых рук, что никаких принципиальных отказов нет. Работают, ищут варианты как построиться. Согласен с тем, что в ближайшие несколько лет реакторов, схожих с БН, у США не появится. Дальше - как знать, зависит в том числе от политиков.



Вернее сказать, работал. Сводка по всем реально существовавшим ториевым реакторам по ссылке ниже.
http://www.world-nuclear.org/info/inf62.html

Ближайший уран-ториевый реактор появится всё-таки у Индии (AHWR), а не у США.

Принципиальных конечно нет, разве что заявление Картера, что "США отказываются от плутония в пользу тория".

По индийцам все верно - они начнут с БН с ториевыми экранами.

Его потом дезавуировали, и работы продолжились. Потом пришёл Клинтон и вновь прекратил финансирование из госбюджета. Потом пришёл Буш и возобновил финансирование быстрых натриевых под флагом "burner"-ов. Сейчас есть свои заморочки. В общем, это история размером с книгу, а если вкратце - отказа нет, есть дёргания из стороны в сторону, зависящие от того, кто сидит в Белом доме.

AHWR никак не может быть БН-ом, потому что он тяжёловодный реактор.

http://atominfo.ru/news/air5294.htm

Бланкета у него как такового не предусматривается. У него достаточно высокий КВа, и нужды в бланкетах нет. Расстановка твэлов по кассете в первых загрузках - на картинке ниже.



Ответа на вопрос, откуда они возьмут уран-233 для двух-трёх самых первых загрузок, я не знаю. Скорее всего, первые зоны будут чисто торий-плутониевые.

Индийцы еще хотят БН с ториевым экраном.
Вроде тоже 950/300 МВт.

Хотеть имеют полное право. Но в плане площадки под первые БНы цеха для переработки ториевых кассет у них не предусмотрено. FRFCF - это завод уран-плутониевого цикла. То есть, до 2020 года его нет даже в плане.



На самом деле, под AHWR площадка ещё не названа. Если они поставят AHWR рядом с БН (а БН, кроме трёх на Калпаккаме, у них будет ещё четыре штуки), тогда реально думать о ториевом экране. Хотя нужда в таком решении сейчас отпадает - см. ниже.

Но теперь самое интересное! Посмотрел сейчас в нашем архиве - оказывается, буквально недавно индийцы сменили концепцию! Мы это пропустили из-за Фукусимы.

Теперь твэлы AHWR будут полностью идентичны, а не двух видов, и топливная композиция будет состоять из смеси обогащённого урана (купленного за рубежом) и тория. Смесь будет состоять из 80% тория и 20% обогащённого по 235U урана (величина обогащения пока точно неизвестна). Переработку они откладывают на будущее. То есть, они будут в AHWR просто копить уран-233 и складывать кассеты на склад.

Не самый удачный вариант смешивать 235, 238 и 233 и потом разделять имхо.

Возможно, какое-то геометрическое разделение по слоям останется. У меня нет за свежестью информации рисунка кассеты в новом варианте. Думаю, что вскоре они где-нибудь доложатся, и всё станет ясно.

Плюс для индийцев однозначный - они в таком варианте не тратят свой дефицитный плутоний для запуска AHWR, а используют в качестве "запала" импортный обогащённый уран.

А зачем разделять? Тут логика простая - уран-233 по нейтронно-физическим характеристикам (за исключением критмассы) довольно похож на уран-235. Выдержка несколько лет, затем простая регенерация типа UREX и опять в тяжеловодник в качестве топлива.


Логика индусов довольно понятная. ОЯТ торий-содержащее даже через десяток лет после реактора довольно радиотоксичное из-за урана-232 и его целой кучи дочерних изотопов (наиболее пакостные Bi-212 и Tl-208). Полежит оно лет 15-20 и более половины высокоактивных короткоживущих радионуклидов из такого ОЯТ (80% тория и 20% обогащённого по 235U урана) распадется (нуклиды от деления U-235 и продукты распада U-232), что заметно облегчит переработку. Тут пример есть показательный. Американцы в районе 1954-1960 накопили в ORNL (Building 3019) около 2.5 тонны урана-233 для работ по военной программе и жидкосолевым реакторам. И только в последние пять лет затеялись с реальной утилизацией всего этого "добра". Раньше соваться не хотели.

Быстрые натриевые реакторы по характеристикам ОЯТ являются прямо "наработчиками" радиоизотопов деления.
По сравнению с PWR на урановом топливе натриевый бридер на плутониевом МОКСе в ОЯТ на тонну после 4 лет выдержки имеет больше изотопов
[Y. Fukaya, T. Okubo, S. Uchikawa. Investigation on spent fuel characteristics of reduced-moderation water reactor (RMWR). // Nuclear Engineering and Design 238 (2008) 1601–1611]:
137Cs - в 5 раз
135Cs - в 4 раза
134Cs - в 1.5 раза
90Sr - в 1.5 раза
79Sу - в 4 раза
93Zr - в 2.5 раза
99Tc - в 3.5 раза
106Ru - в 2 раза
126Sn - в 7.5 раза
147Pm - в 2.5 раза
129I - в 1.5 раза
И наработанного 237Np - в 2 раза больше, и нуклидов америция и кюрия на 10-15% больше по сравнению с ОЯТ PWR.
Понятно, что большее накопление продуктов деления для бридера обусловлено в 2-3 раза большей степенью выжигания топлива по сравнению с легководниками. Но тем не менее прогнозируемая радиотоксичность отработанного плутониевого МОКСа от бридера впечатляет.
IMXO бридеры на плутониевом МОКСе нужно вводить для размножения урана-233 из тория, а не для плутониев из урана-238.
Поскольку плодя в бридере плутоний для топлива моногократно увеличиваем количества трансуранидов и радиотоксичность МОХ-регенерата.
Из наработанного плутония опять МОКС в бридер, опять рост количества трансуранидов и радиотоксичности.
Итог - накопление гадости высокорадиоактивной по развертывающейся спирали.

Именно деления, но не трансурановых, из-за которых необходимый срок захоронения превышает четверть миллиона лет.
На счет америция и кюрия откровенное вранье, как и все приведенные цифры.
Если брать активную зону, то цифры примерно такие, но тогда надо говорить и о том, что сравнение было БН с выгоранием 120 и PWR с выгоранием 30.
Кром того, КПД у БН на треть выше.
Включите в анализ это соотношение и поймете что реально в расчете на МВт.ч. произведенной э.э., даже по делящимся БН в выигрыше, а по транурановым (америция и кюрия) более чем в 4 раза ниже.
Более того, кажу по секрету и только вам - в БН вообще собирались делить именно эти самые транурановые отходы от PWR, получая как их уничтожение, так и получение из них энергии.

Что это значит вранье?
Какое-то безапеляционное заявление. Приведенные данные из статьи, вышедшей в профильном журнале с нормальным авторитетом и достаточным импакт-фактором.
Приведите ваши авторитетные числа без излишнего троллинга.
Уж японцы достаточный опыт работы бридеров с Joyo и Monju имеют. И с переработкой их плутониевого МОКСа у них небольшой опыт есть.
Коды для прогнозирования чисел приведенных в статье общепризнанные и верифицированные многокократно. Поэтому числам приведенным верю.
Какой толк приводить характеристики радиотоксичности ОЯТ нормированные к МВт*ч?
Очевидная логика и исследовательские эксперименты ряда стран (Франция, Япония, Германия) по переработке отработанного плутониевого МОХ-топлива показали, что технологически переработка такого высокоактивного и радиотоксичного ОЯТ с мощным и длительным тепловыделением довольно затруднительна (требует сухих методов типа электрорефайнинга в расплавах солей или дистялляции вакуумной). Экономически переработка ОЯТ на основе плутониевого МОКса после легководников балансирует на грани убыточности и недаром ряд стран при обсуждении перспектив перехода на плутониевый МОКс рассматриевает его только однократное использование без рециклинга. Ну а реальных оценок экономических затрат промышленной пеработки бридерного ОЯТ на основе плутониевого МОКса пока не сделано.
Так что очевидным является, что гораздо проще и дешевле переботать 1000 тонн уранового ОЯТ от легководников, чем 100 тонн плутониевого ОЯТ от бридера. А как захоранивать такое ОЯТ от бридеров на плутониевом МОКсе? Это же просто бомба замедленного действия по количествам и характеристикам радиотоксичности долгоживущих трансуранидов.
Понятно и очевидно, что на энергетические бридеры переходить нужно начинать уже сейчас без излишних затягиваний. Однако с такими характеристиками плутониевого топливного цикла по радиотоксичности ОЯТ можно прийти к ситуации когда "зеленые" быстро заколотят несколько гвоздей в гроб быстрых бридеров типа БН-800 или БН-К .
Ториевый цикл для бридеров надо начинать развивать в России, а не долбится в плутоний-урановый.
Понятно, что по запасам тория мы в мире в конце десятки, а по урану в пятерке и Росатому принципиально невыгодно развитие альтернативного топливного цикла. Но в ближайшую пару десятка лет может сложиться ситуация, когда Индия, Китай и Франция перейдут на смешанный уран-плутониевый и торий-урановый цикл. А Россия будет крутится в уран-плутониевом и охреневать от количеств нарабытываемой трансуранидной дряни типа нептуния, америция и кюрия.
А тот факт, что уже двадцать с лишним лет разговоры идут о "прекрасных" возможностях использования минорных актинидов в качестве топлива бридеров не является секретом.
Понятно, что америций и кюрий успешно делятся бытрыми нейтронами. Только работы по их использованию в качеств добавок к топливам быстрых натривых бридеров далее статей и небольших малоафишируемых экспериментов японцев и индийцев далее не пошли. Поэтому есть ощущение, что в нашей с тране разговоры как прекрасно натривые бридеры будут выжигать америций и кюрий - это "бла, бла, бла" для попила госбабла. Как топливо на америции и кюрии в промышленных масштабах делать?

Я же четко написал - цифры приведены для ТВС активной зоны.
Остальное см. выше - повторяться нет смысла.
Примерные изотопные выходы по продуктам можете найти сходив в библиотеку.


Вот уж в чем толка нет - так это приводить несоразменые факты, неприводя их к единым значениям.

Элементарно, поинтересуйтесь фактами вероятностного деления и соответвенно наработки на единицу выработанной энергии как продуков деления, так:


Тем более и сами пишите:

Тоже бред для неосведомленых.
Ищите в литературе и инете данные по пурекс-процессу, являющемуся пока основным.
Маловероятно что найдете по другим более перспективным (расплав, плазма).

Писать тут толмуты по каждому вопросу невижу смысла.

RAE прав, толк очень большой

По сути дела, АЭС производит только два продукта - кВт*ч и говнище ОЯТ. Затраты на переработку ОЯТ лягут на кВт*ч, и количество затрат и будет определять стратегии переработки, что захоранивать, и во многом экономику всего процесса. Сравнение выгорания 30 Гвт·сут/т против 100 Гвт·сут/т выглядит легким передергиванием

А вы что предлагаете сравнивать характеристики ОЯТ легководника с облученным ураном из экрана?
Цифры по наработке радионуклидов являются соразмерными поскольку нормированы на тонну ОЯТ. Если вас как атомного энергетика в качестве сравнения эффективности топливного интересует количество радионуклидов нормированное на ГВт, то меня как химика интересует количество наработанных радионуклидов на тонну ОЯТ. Поскольку при превышении некоторых характеристик радиотоксичности топлива и его остаточного тепловыделения переработка его растворными экстракционными методами становится практически нереальной ни технически ни экономически. И в этом отношении бридеры на плутониевом МОКСе будут являться еще тем подарком. Получается, что ОЯТ активной зоны бридера на плутониевом МОКСе одноразовым становится. Поработали и в захоронение, или ждать 15-20 лет пока не "остынет". Ну и где же здесь эффективный замкнутый ЯТЦ?
По всему миру уже накоплены горы ОЯТ от легководников и его количество постоянно увеличивается. Лишь небольшое число стран его перерабатывают да и то невысокими темпами.
Если судить по вашей логике, то атомную энергетику закрыть давно надо, поскольку тепловые станции на угле вырабатывают гораздо меньше радионуклидов на выработанный ГВт электроэнергии. А электростанции на газу или газоконденсате вообще радионуклидов не дадут.
Известно, что PUREXом ОЯТ на основе МОХа плутониевого в промышленных масштабах перерабатывать сложно по причине высокой радиолитической деградации трибутилфосфата и неселективности выделения трансплутонидов. Кроме того количество жидких низкоактивных и среднеактивных отходов от PUREX процесса создает реальные проблемы с их утилизацией при реальных тоннажах переработки. Поэтому страны-разработчики бридерных технологий и стремится перейти на методы сухой переработки. Только не у всех получается. Респект французам и южнокорейцам, молодцы, вперед идут.
Или для вас это не факт?
Классическая PUREX переработка малопригодна для рециклинга бридерного ОЯТ на основе плутония и трансплутонидов. Те же французы и японцы сколько альтернативных способов переработки ОЯТ с высокими степенями выгорания наразрабатывали. TRUEX, DIAMED, DIDPA, варианты с каликсаренами и ионными жидкостями. Только массово переходить на них не стали по причине дороговизны. PUREX дешев, примитивен, но не позволяет нормально выделять из высокоактивных отходов америций и кюрий, а они все таки так или иначе будут фигурировать в ОЯТ бридерном.
Видно не хотим понимать мы друг друга.
Вопрос интересующий поставлю таким образом.
Товарищи эксперты (не только разработчики, но и ОЯТ переработчики) как вы считаете в каком виде более оптимально использовать будущие быстрые натриевые бридеры для РФ:
1. Работа на ВОУ с наработкой плутония из урана-238 (обедненного, который Россатом наскирдовал)?
2. Работа на плутониевом МОКСе с наработкой плутония из урана-238?
3. Работа на ВОУ с наработкой урана-233 из тория?
4. Работа на плутониевом МОКСе с наработкой урана-233 из тория?
Просьба учитывать реальную радиотоксичность ОЯТ а.з. бридера и сложности с его переработкой, а не переработку облученных бланкетов как некоторые советуют.

Информации по ключевым аспектам переработки ОЯТ в расплавах фторидных и хлоридных, как в ионных жидкостях уже достаточно опубликовано. Максимально близко к законченной технологии пирорепроцессинга ОЯТ подошли французы, японцы и южнокорейцы. Ждем выхода этих технологий из тени и на рынок переработки ОЯТ. Сухой пирорепроцессинг хорошо подходят для быстрой переработки свежего (1.5-2 года) "горячего" ОЯТ тех же бридеров дистанционными камерными методами. Количество отходов для утилизации по сравнению с растворными экстракционными методами переработки ОЯТ снижается в 20-50 раз.
Так сужу, поскольку у самого в компе за сотню источников статейных в этом направлении лежит и их содержимым хорошо знаком. Не надо нас за дураков с окраины считать.
Не пишите талмуды, их давно уже написали другие, просто ответьте конструктивно если есть, что сказать.

А сейчас разве меньше ждут, куда торопиться? А про эффективный...давайте сначала замкнём . Эффективность нынешней-то АЭ вызывает бо-о-о-о-льшое сомнение

Ну и "чтоб два раза не вставать" звиняйте, шо здесь напысав, но все темы по индийским БН уже закрыты (хотя время ещё детское )



Вас видимо самих удивила низкая стоимость блока (вместо запятой "? " ), меня тоже....нет ошибки? (при переводи из рупий в зелёные нет, сам проверил)

вот за это вас и не любят.

"нас" это кого?...я просто сам себя ещё не идентифицировал окончательно

Сравнивайте выход на 1 кВт.ч выработанной электроэнергии.
Бред сравнивать количество отходов с тонн, которые дали в разы различающееся количество э.э.
Тогда к 1 тн от БН, берите 4 тн от PWR.


Разница будет, если на хранение и переработку поступит 1 или 4 тн ?


Поэтому от пурекса надо отказываться, переходить от химических к физическим процесса.
Промежуточными здесь является технологии на расплавах.


Даже пурекс требует 5 лет, вместо 3 для PWR.
Плазменные процессы вообще не требуют выдержки.


И куда торий-урас с их продуктами из угля девается?
А радий из природных газов?


Выше я разве не об этом?


Для меня не факт успехов указанных стран - у них пока лишь на роне наших разработок 70х, к плазменным процессам вообще не подступались.


А куда у PRW они денутся?



Мое мнение на счет перспектив - система гибрид с бланкетом U238 => БН => ВВЭР.
БН - активня зона - PU-U238, экран - Th232
ВВЭР - экранные сборки БН с U233-Th232.

В сравнении с действующей схемой сокращение объемов переработки в 2-2,5 раза, средняя глубина выгорания на активной зоне БН до 150, ВВЭР до 100.

Спасибо за выраженное мнение. И много у нас в России народа причастного к большим решениям по ЭА по поводу введения тория в ЯТЦ задумывались?
Почему то нигде на эту тему обсуждения не увидел. Просто приходится по интересам профессиональным рынок РЗЭ отслеживать и вижу, что отечественный торий из руд никому нафиг особо не нужен. Да и работ практических опубликованных по торию российских товарищей увидеть пока нигде не удалось. В чем проблема? Денег не дают под это направление или просто затеваться не хотят?


Наших это чьих? А то тут народа много разного бывает.

Поднимайте вопрос у нынешнего руководства, может поднимут тему.
Наших - значит отечественных разработок.

Надо читать... В моей практике еще не было случая, чтобы в двуязычных документах не попытались объявить приоритетным языком английский.

Чисто мое мнение: в полемике VBVB и RAE прав RAE.

за все (зону, бланкеты, регенерацию, фабрикацию) будет заплачено из квт*ч, так что это сравнение д.б. основным.



для отдельно стоящего рад.завода учет, конечно, будет идти по тоннам - тонна говнища на входе, ххх продукта на входе, ууу на захоронение, но мы таки пытаемся на весь цикл смотреть, нес па?



Передергивать не надо - угольщики свои беккерели не улавливают, не хранят, а честно ими через многометровую трубу засирают окрестности. Это как если б ядерщики свои сборки после перегрузки везли на городскую свалку



ну да, сухие методы рулят. Что-то вроде пиро+вибро, если в д-граде таки возьмутся за ум




плутониевое плотное топливо в БН, наработка плутония и У233 в бланкетах

У233/ториевое топливо в ВВЭР

Кто б прочитал и сказал. Главное, впрочем, в том, что тем, кто пойдет на установку ториевых экранов надо будет иметь абсолютно железные бейцы - независимо от разночтений в текстах договоров


Угу...

Предыдущая полемика была инспирирована мною для того, чтобы многие имеющие отношение к АЭ еще раз взглянули, что лучше делать с БН-800 и дальнейших его последователях.

Вариант А. На плутонии оружейном или энергетическом в а.з. нарабатывать из обедненного урана плутоний в бланкетах (чего хочет Россатом)
Вариант Б. На плутонии оружейном или энергетическом в а.з. нарабатывать из тория уран-233 бланкетах (к чему нас американцы с СУОП подталкивают)
Вариант Б. На ВОУ урана-235 (или впоследствии наработанного урана-233) в а.з. нарабатывать из тория уран-233 бланкетах.

Я не ратую за то, чтобы бридеры не развивать, без особого толку сжигая плутониевый МОХ в легководниках. А попытался обратить внимание, что не совсем рационально плодить плутоний путем пережигания того же плутония в бридерах. И причиной такого моего мнения является тот факт, что мы в разы таким подходом усложняем варианты переработки ОЯТ бридерного, увеличиваем его радиотоксичность. Поэтому и плодить плутоний из плутония - это крутится по развертывающейся спирали в ЯТЦ с негативной динамикой по накоплению целого спектра трансуранидов.
Для включения тория в ЯТЦ на основе того же БН-800 сейчас появляется очень удачный момент, и тот же СУОП невольно (осознанно???) нас к этому подталкивает. Надо ловить момент удачный. Иначе потом когда другие страны перейдут на комбинированный уран-плутониевый+торий-урановый цикл мы можем остаться в аутсайдерах.
Надо стремиться использовать наши ресурсы тория и ключевые аспекты цикла торий-уранового начать у нас исследовать.

Все изотопы урана, хоть 235, хоть 233, существенно ухудщают экономику БН.
Требуется большее его содержание, существенно меньший коэффициент размножений нейтронов - именно поэтому глубина выработки АЗ у БН-600 не превышает 100, в то время как на французких фениксах более 120.
Соответвенно и наработка вторичных делящихся существенно ниже, и отходов больше, меньше продолжительность компании, больше остановок на перегруз - меньше КИМ.
Сюда можно прибавить и больший паразитный захват быстрых нейтронов без деления для U-235.
А вот торий в экранах - только плюс, но при условии если не в хранилища.

А они у нас разве есть, эти ресурсы тория?