ВНИМАНИЕ! На форуме начался конкурс - астрофотография месяца СЕНТЯБРЬ!
0 Пользователей и 1 Гость просматривают эту тему.
А что насчёт малых реакторов?
Плохо ли, хорошо ли - у вас не спросили, поскольку первые компактные энергетические реакторы работали, когда вас ещё и на свете не было!
Цитата: pkl от 20 Янв 2020 [15:18:24]А что насчёт малых реакторов? Энергетические реакторы плохо масштабируются в сторону уменьшения. Показательна история с малым реактором СВБР-100, который при детальной проработке проекта требовал 30 зданий и сооружений на площадке с ценником строительства как у ВВЭР-1000.Поэтому нет, с очень высокой вероятностью перечисленное далее разговорами и останется.
Плохо ли, хорошо ли - у вас не спросили, поскольку первые компактные энергетические реакторыработали, когда вас ещё и на свете не было!
в настоящее время его использование для гражданских реакторов практически невозможно из-за позиции США.
на площадке свбр длжна была происходить переработка оят....
кроме того у него теплоноситель висмут-свинцовая эвтектика, а не вода...
нет никаих международных ограничений на испльзование ВОУ...
Разве вопрос про то, можно ли сделать их физически? Им мешает строиться в первую очередь экономика. Капитальные и операционные затраты на ядерный энергоблок при масштабировании вниз не уменьшаются пропорционально уменьшению мощности. См. пример с СВБР-100.
Критическая масса топлива - влезает в объём апельсина. А всё остальное - тривиальная переработка тепла в электричество.
Однако на размеры АЭС малый размер реактора влияет слабо. Собственно, вот макет одноблочной станции с СВБР-100 последней итерации от 2014 года, после которой проект ушёл в статус отложенного на полку. Немного не похоже на малую компактную станцию, не так ли?
Критическая масса топлива - влезает в объём апельсина
а кто ее оптимизировал то особенно
В размеры апельсина влезет банальная критсборка на Pu-239. Однако в реакторах только топлива загружается десятки и сотни тонн в виде UO2.
https://www.atomic-energy.ru/news/2020/03/11/102094
чтобы реактор в целом имел КВ по тритию на уровне 1 локальный коэффициент воспроизводства трития должен быть заметно больше 1, где-то 1.2 - 1.4 соответственно) в разных проектах даётся значение от 30%-40% до 90%.Вот для примера график зависимости локального коэффициента воспроизводства трития от обогащения лития по литию-6 (воспроизводящий материал - Li2SiO3, размножитель нейтронов - бериллий) (из этой работы: https://iopscience.iop.org/article/10.1088/2058-6272/aa8bfe )
Среднее содержание бериллия в земной коре в среднем составляет 3,8 г/т и увеличивается от ультраосновных (0,2 г/т) к кислым (5 г/т) и щелочным (70 г/т) породам.
ЦитатаСреднее содержание бериллия в земной коре в среднем составляет 3,8 г/т и увеличивается от ультраосновных (0,2 г/т) к кислым (5 г/т) и щелочным (70 г/т) породам. Бедные породы со временем могут перейти в категорию запасов с развитием технологии. Дело в затратах энергии.
232Th и 238U дают (после превращения в 233U и 239Pu) в среднем 182 МэВ (с учётом продуктов 191 МэВ) на ядро или 75 ТДж/кг. Если разведанных месторождений урана 5,5 Мт экономически выгодных или 35 Мт экономически невыгодных, то суммарные с торием составляют соответственно ~33 Мт или ~210 Мт, что соответствует энергозапасам ~2,5 ИДж или ~15,7 ИДж. D+T даёт 17,6 МэВ на пару ядер. Доступным источником трития является 6Li (которого 7,5% в природном литии, месторождения которого 16 Мт экономически выгодных или 65 Мт экономически невыгодных), которого лишь 1,2 Мт или 4,9 Мт, что соответствует энергозапасам ~0,34 ИДж или ~1,4 ИДж. То есть энергозапасы месторождений ядерного топлива деления в 7...11 раз больше, чем термоядерного D+T. И даже если учесть не только месторождения, а всё содержание в земной коре (которое у атомов 6Li в 4 раза больше атомов 232Th+238U), то на тритиевом топливе энергозапасы в ~2,5 раза ниже.