 |
Навигация |
 |
|
 |
Журнал |
 |
|
 |
Атомные Блоги |
 |
|
 |
Подписка |
 |
|
 |
Задать вопрос |
 |
|
 |
Наши партнеры |
 |
|
 |
PRo-движение |
 |
|
 |
PRo Погоду |
 |
|
 |
Сотрудничество |
 |
|
 |
Время и Судьбы |
 |
|
 |  |
[16/01/2009] Новая концепция построения ядерной энергетики
С.В.Коровкин, главный инженер проекта ОАО «Атомстрой», НИКИМТ
Современная ядерная энергетика России находится в тупике. Построенные 20÷40 лет назад атомные электростанции приближаются к выработке своего ресурса, а строящиеся АЭС не смогут компенсировать выбывающие мощности. Главная причина такого положения заключается в том, что современная ядерная энергетика, базирующаяся на АЭС с реакторами ВВЭР, всегда рассматривалась, и продолжает рассматриваться, как «неполноценная» ядерная энергетика, как только лишь промежуточный этап на пути к «настоящей» ядерной энергетике на базе АЭС с реакторами-размножителями.
Реакторы ВВЭР для своей работы используют уран-235. Энергетический потенциал, заключенный в доступных запасах урана-235 сравним с энергетическим потенциалом доступных запасов нефти и газа и способен обеспечить энергетические потребности общества в течение 100÷200 лет.
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах, по утверждению их разработчиков, способны вовлечь в топливный цикл ядерной энергетики уран-238, запасы которого в 140 раз превышают запасы урана-235.
Однако надежды разработчиков реакторов-размножителей не оправдались. Опыт создания и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600 насчитывает около 50 лет. Анализ этого опыта позволяет сделать вывод – создание ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах невозможно. Невозможно создать топливный цикл ядерной энергетики на уране-238.
Но если дело обстоит так (а дело обстоит именно так), то необходимо прекратить рассматривать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР как «неполноценную» ядерную энергетику. Необходимо развивать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР без оглядки на мифические реакторы-размножители. Необходимо прекратить встраивать топливный цикл АЭС с реакторами ВВЭР в топливный цикл реакторов-размножителей, которых нет и никогда не будет.
Задача АЭС с реакторами ВВЭР – эффективно сжечь доступные запасы урана-235. Иной задачи у АЭС с реакторами ВВЭР нет.
Что же даст пересмотр концепции построения ядерной энергетики? Пересмотр концепции открывает возможность для колоссального рывка в развитии ядерной энергетики. Ядерная энергетика освобождается от проблемы отработанного ядерного топлива!
Сейчас топливный цикл ядерной энергетики строиться с тем расчетом, что отработанное на АЭС с реакторами ВВЭР ядерное топливо впоследствии будет использовано на АЭС с реакторами-размножителями. Поэтому отработанное ядерное топливо сейчас храниться на АЭС, а затем должно транспортироваться на радиохимические заводы для последующей переработки. Из-за крайней опасности отработанного ядерного топлива, трудозатраты и финансовые затраты на эти операции чрезвычайно велики и являются тяжким грузом для ядреной энергетики. В дальнейшем, с увеличением объемов отработанного топлива, эта нагрузка на экономику ядерной энергетики будет только возрастать. Через 15÷20 лет вообще вся прибыль от продажи электроэнергии АЭС будет съедаться затратами на работы с отработанным ядерным топливом.
Это тупик. Но выход из этого тупика есть. Еще раз повторим уже сформулированные тезисы:
1. Необходимо прекратить рассматривать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР, как «неполноценную» ядерную энергетику, как промежуточный этап к ядерной энергетике на базе АЭС с реакторами-размножителями
2. Задача АЭС с реакторами ВВЭР – эффективно сжечь доступные запасы урана-235
Если принять эти тезисы в качестве основы для построения ядерной энергетики, то появляется возможность создания АЭС с укороченным топливным циклом. Укороченный топливный цикл – это цикл ядерного топлива в ядерной энергетике, при котором отработанное ядерное топливо захоранивается непосредственно на атомной станции.
На рис.1 показана технологическая схема атомной электростанции с реактором ВВЭР, в которой бассейн выдержки совмещен с могильником для отработанного ядерного топлива.
Рис.1
1 – ядерный реактор 2 – турбогенератор 3 – деаэратор 4 – конденсатор 5 – кран реакторного отделения 6 – вентиляционная труба 7 – бассейн отработанного ядерного топлива Глубина бассейна отработанного топлива составляет 100÷200 метров и его объем рассчитан на размещение всех отработавших топливных сборок за все время эксплуатации АЭС. После вывода АЭС из эксплуатации отработанное топливо выдерживается в бассейне в течение 15÷20 лет, а затем остекловывается (заливается стекловидной массой). В таком виде топливная композиция может храниться неограниченное время без ущерба для природы и человека. Таким образом, ни во время эксплуатации АЭС, ни в последующий период, облученное отработанное ядерное топливо не покидает пределы реакторного отделения.
Увеличение объема бассейна выдержки практически не увеличит стоимость сооружения АЭС, Вместе с тем, экономическая эффективность и безопасность такой АЭС резко возрастает из-за исключения чрезвычайно затратных операций с отработанным ядерным топливом. Ядерная энергетика, перейдя на АЭС с укороченным топливным циклом, сможет сделать резкий рывок в своем развитии. Более того, только на базе АЭС с укороченным ядерным циклом и возможен ядерный ренессанс, выход ядерной энергетики на качественно более высокий уровень развития. Дальнейшее развитие АЭС с укороченным топливным циклом подразумевает сооружение АЭС с подземным расположением реакторного отделения (рис.2). Рис.2
1 – ядерный реактор 2 – паропровод 3 – трубопровод питательной воды 4 – турбогенератор 5 – конденсатор 6 – деаэратор 7 – кран реакторного отделения 8 – бассейн отработанного ядерного топлива 9 – вентиляционная шахта 10 – вентиляционная труба Преимущество такой АЭС заключается в возможности полного захоронения после вывода АЭС из эксплуатации не только отработанного ядерного топлива, но и всех облученных конструкций АЭС и создания на месте АЭС «зеленой лужайки» (рис.3). Рис.3
АЭС с подземным расположением реакторного отделения требует создания компактных ядерных паропроизводящих установок. Одним из вариантов такой установки может быть схема, описанная в «Приложении 1». Другими вариантами могут быть кипящий водо-водяной реактор или реактор ВВЭР на сверхкритических параметрах, разрабатываемый в Физико-энергетическом институте (Журнал «Росэнергоатом», №2, 2008, П. Кириллов «Реакторы на воде СКП – пути развития»). ПРИЛОЖЕНИЕ 1
Атомная энергия Том 71, 1991 г. УДК 621.039.5/6 ОДНОКОНТУРНАЯ АЭС С PWR
КОРОВКИН С.В.
В настоящее время мощности ядерной энергетики наращиваются в основном за счет АЭС с корпусными водо-водяными реакторами PWR (с водой под давлением) и BWR (кипящей водой). АЭС с обоими типами реакторов достигли примерно равной эффективности, и пути значительного повышения эффективности не просматриваются. В связи с этим представляют интерес иные, отличные от имеющихся технологические схемы АЭС с водо-водяными реакторами. В авторском свидетельстве № 286612 от 02.01.89 предложена технологическая схема одноконтурной АЭС для реактора с водой под давлением, особенностью которой является генерация пара за счет дросселирования горячей воды до давления ниже точки кипения в гидравлической турбине привода ГЦН паропроизводящей установки, а не кипения воды на поверхности нагрева. Такая схема позволяет отказаться от парогенератора и электропривода ГЦН, заменив их гидравлической турбиной (рис.1).  Рис.1 Принципиальная схема одноконтурной АЭС с PWR
1 – реактор 2 – компенсатор давления 3 – циркуляционная установка 4 – гидравлическая турбина 5 – рабочее колесо насоса 6 – паровая турбина 7 – конденсатор 8 – питательный насос 9 – система аварийного охлаждения Нагретая вода из реактора подается в циркуляционную установку, проходит через гидротурбину и вскипает вследствие падения давления ниже критического. После выхода из гидротурбины пароводяная смесь под действием центробежных и гравитационных сил разделяется на пар и воду, вода рабочим колесом насоса подается в реактор, а пар поступает в турбину. Работоспособность схемы определяется эффективностью гидротурбины, которая должна вырабатывать мощность, необходимую для создания циркуляции рабочим колесом насоса. Для АЭС с параметрами, аналогичными АЭС с ВВЭР-1000, при давлении в реакторе 16 МПа, а температуре воды на выходе 322˚С, давлении свежего пара 6.4 МПа на гидротурбине срабатывает теплоперепад D iгт = 21 кДж/кг. На выходе из турбины массовое паросодержание в потоке x = 0.135, объемное – β = 0.8. Среднее массовое и объемное паросодержание потока при течении через гидротурбину определяется по графикам рис.2 .  Рис.2 Зависимость массового (x) и объемного ( β) паросодержания от теплоперепада где i1 , i2 – энтальпия потока на входе и выходе из гидротурбины соответственно. Для такого среднего паросодержания к.п.д. гидротурбины ηгт = 0.7-0.8. Для обеспечения работы насоса циркуляционной установки к.п.д. гидротурбины должен быть не менее ηгтmin = Diн/(Diгт ηн), где Diн, Diгт – теплоперепад на насосе и гидротурбине соответственно; ηн – к.п.д. насоса. Для принятых параметров ηгтmin = 0.66. Отсюда видно, что предложенная схема в принципе работоспособна. ГЦН функционируют за счет перепада энтальпии в контуре циркуляции. В имеющихся АЭС с PWR этот перепад не производит полезной работы, а для привода ГЦН тратится до 1% вырабатываемой электрической мощности. Значительное повышение давления пара перед турбиной на имеющихся АЭС с PWR лимитируется теплофизическими и технологическими свойствами трубок парогенераторов. Для АЭС с BWR при давлении в реакторе свыше 7 МПа существенно снижаются критические тепловые нагрузки на поверхности твэлов и резко возрастает стоимость контура. Поэтому для традиционных АЭС с водо-водяными реакторами предельный электрический к.п.д. равен, по-видимому, 34%. В предлагаемой схеме эти причины снимаются, и давление в реакторе может быть повышено до 22-25 МПа (рис. 3).  Рис.3 Зависимость КПД (η) и давления пара перед турбиной (РП) от давления в реакторе
Не тривиальную техническую задачу представляет способ пуска АЭС. Одним из возможных решений может быть пуск с предварительной раскруткой гидротурбины водой из компенсатора давления. В этом случае реактор, набирая мощность, охлаждается системой аварийного охлаждения. После его выхода на расчетную мощность нагретая вода из компенсатора давления раскручивает циркуляционную установку до требуемой мощности, и включается рабочая циркуляция через реактор. Для реактора тепловой мощностью 3000 МВт при времени раскрутки циркуляционной установки 10 с через гидротурбину необходимо пропустить 24 м3 воды. Объем компенсатора давления для АЭС с аналогичным по тепловой мощности ВВЭР-1000 составляет около 80 м3. Дополнительной проработки требуют вопросы безопасности АЭС с предложенной схемой, особенно при пуске и переменных нагрузках. В то же время снимается проблема обеспечения работы ГЦН при обесточивании станции. АЭС с предложенной схемой компактнее имеющейся. Циркуляционная установка не превышает габаритов ГЦН. За счет исключения из технологической схемы парогенератора примерно в 2 раза можно сократить площадь поперечного сечения реакторного отделения АЭС, что позволит резко уменьшить объем строительно-монтажных работ.
|
| |
 |
Связанные ссылки |
 |
|
 |
Рейтинг статьи |
 |
Средняя оценка работы автора: 3.45 Ответов: 11

|
|
 |
опции |
 |
|
|
Re: Интересно, но не пройдет. (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | Интересно. Но не пройдет, даже если все верно: уж слишком поперек генеральной линии. Генералы не допустят этой ереси. Хотя действительно, обещания замкнуть топливный цикл давно уже выглядят как обещание Насреддина научить (за деньги) ишака говорить в расчете на то, что либо эмир к тому времени помрет, либо ишак сдохнет. Кстати можно вспомнить также панаму с МОХ-топливом - где оно?. |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | А что отвечать С.В, Коровкину, если он сам не захотел объяснить свои "выводы"? Отвечать
можно, только если что-то хоть как-то аргументирована статья. А там
просто Коровкин вытащил свои, вероятно, материалы 20-летней давности,
где нужно заглубляться в землю на сотни метров. Ну что тут сказать? Хорошая статья для увеличения доли строительно-монтажной части в проектах — чем именно и занимается НИКИМТ.. . Лучше
бы Коровкин обсудил свои предложения с европейцами. Они, наверно
мечтают, чтобы каждый блок был совмещён с могильником. Земли то у них —
"завались"! |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | Можно ли практически замкнуть топливный цикл. Наверное можно, но не в нашей стране. У нас это всегда будет - анекдот про Насреддина с ишаком (и про МОХ здесь правильно напомнили). |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | “Анализ этого опыта позволяет сделать вывод – создание ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах невозможно. Невозможно создать топливный цикл ядерной энергетики на уране-238. Но если дело обстоит так (а дело обстоит именно так) … ” – Круто и однозначно. Это Вы так решили, раз и всё – нет БР, нет бридинга. А мужики-то и не знают, что за них всё уже решили! |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | Мужики уже 50 лет решают. Срок достаточный, что бы понять - жизнеспособна технология или нет.
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | а вчем собственно "более полное выгорание урана235". И с чего это вы так росчерком своего бодрого пера похоронили замкнутый цикл? Более фантастической галиматьи давненько ваш журнал не печатал. Гость |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | А Вы поинтересуйтесь, почему наш быстрый реактор до сих работает только на обогащенном уране, сколько плутония надо для загрузки хотя бы одного реактора-милллионника, какой даже теоретический период удвоения у быстрых реакторов и т.д. Тогда станет понятно - что именно фантастика. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 19/01/2009 | Вопрос не в периоде удвоения топлива, а в чистой экономике. Работающие сейчас БР (БН) — трёх-контурные, слишком много там различного оборудования и они пока уступают в ЭКОНОМИКЕ. Ни у какого государства или компании нет желания выложить лишние сотни миллионов $ только для того, чтобы попробовать, что такое БР-БН. Только отсутствие запасов урана (как в Индии) и уменьшение запасов доступного урана (в целом по всей Земле) толкают на разработку БР. А также, разумеется, именно то, что только на БР можно сделать замкнутый цикл. На тепловых реакторах ЗТЦ не получишь даже в теории.
|
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 20/01/2009 | А ни в чём! Нет и не будет без переработки "более полного выгорания". Те же РБМК сейчас юзают смесь выделенного из ВВЭР-440 и ледоколов урана. Те же ВВЭР-1000 выгружают топливо с содержанием U-5 на уровне от 1,5 до 2,5%. Захоранивать такое - себе дороже. Проще дообогатить и снова пустить в дело. А это уже есмь замыкание топливного цикла по урану. Просто сейчас топливо тысячников ещё не идёт в дело исключительно из-за наличия запасов непереработанного топлива от 440ых.
Аналогично и с плутонием: захоранивать - себе дороже. Ведь ещё и охранять придётся ;)
Просто конкретно сейчас большого спроса на рецикл топлива конкретно в России нет по банальной причине перепроизводства обогатительных мощностей. Ну перестарались в 1980е с темпом их ввода: расчитывали на большую программу создания новых мощностей, а тут Чернобыль...
Перерабатывать нужно!
А автору желаю не слишком покалечиться при испытаниях турбины, в которой выпаривается вода. Максимум - мозгами, чтобы потом появилось желание посмотреть книжки по проблемам гидродинамической устойчивости парогенераторов. Запатентовать-то и прямоугольный круг можно - бумага всё терпит. Просто не будет оно работать, сколько денег не вбухай. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | "Те же ВВЭР-1000 выгружают топливо с содержанием U-5 на уровне от 1,5 до 2,5%"- ???. При выгрузке ТВС с начальным обогащением 3,5 - 3,9% концентрация U-5 в ОТВС от 0,78 до 1,06% (взято на примере одной кампании). Это не понаслышке, а из повседневной практики. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | А выйдете на установившуюся подпитку 4,4% - получите искомые 1,5%. А посмотрите загрузку-четырёхлетку с начальным обогащением 5% ...
Итог один: путём выделения урана и небошьшого его дообогащения получаем топливо для РБМК. Предки не дураки были - они с одной единицы ЕРР получали в 1,5 раза больше полезной мощности, чем за бугром. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 20/01/2009 | А ни в чём! Нет и не будет без переработки "более полного выгорания". Те же РБМК сейчас юзают смесь выделенного из ВВЭР-440 и ледоколов урана. Те же ВВЭР-1000 выгружают топливо с содержанием U-5 на уровне от 1,5 до 2,5%. Захоранивать такое - себе дороже. Проще дообогатить и снова пустить в дело. А это уже есмь замыкание топливного цикла по урану. Просто сейчас топливо тысячников ещё не идёт в дело исключительно из-за наличия запасов непереработанного топлива от 440ых.
Аналогично и с плутонием: захоранивать - себе дороже. Ведь ещё и охранять придётся ;)
Просто конкретно сейчас большого спроса на рецикл топлива конкретно в России нет по банальной причине перепроизводства обогатительных мощностей. Ну перестарались в 1980е с темпом их ввода: расчитывали на большую программу создания новых мощностей, а тут Чернобыль...
Перерабатывать нужно!
А автору желаю не слишком покалечиться при испытаниях турбины, в которой выпаривается вода. Максимум - мозгами, чтобы потом появилось желание посмотреть книжки по проблемам гидродинамической устойчивости парогенераторов. Запатентовать-то и прямоугольный круг можно - бумага всё терпит. Просто не будет оно работать, сколько денег не вбухай. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 20/01/2009 | А ни в чём! Нет и не будет без переработки "более полного выгорания". Те же РБМК сейчас юзают смесь выделенного из ВВЭР-440 и ледоколов урана. Те же ВВЭР-1000 выгружают топливо с содержанием U-5 на уровне от 1,5 до 2,5%. Захоранивать такое - себе дороже. Проще дообогатить и снова пустить в дело. А это уже есмь замыкание топливного цикла по урану. Просто сейчас топливо тысячников ещё не идёт в дело исключительно из-за наличия запасов непереработанного топлива от 440ых.
Аналогично и с плутонием: захоранивать - себе дороже. Ведь ещё и охранять придётся ;)
Просто конкретно сейчас большого спроса на рецикл топлива конкретно в России нет по банальной причине перепроизводства обогатительных мощностей. Ну перестарались в 1980е с темпом их ввода: расчитывали на большую программу создания новых мощностей, а тут Чернобыль...
Перерабатывать нужно!
А автору желаю не слишком покалечиться при испытаниях турбины, в которой выпаривается вода. Максимум - мозгами, чтобы потом появилось желание посмотреть книжки по проблемам гидродинамической устойчивости парогенераторов. Запатентовать-то и прямоугольный круг можно - бумага всё терпит. Просто не будет оно работать, сколько денег не вбухай. |
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Коллеги, за что мы любим науку? За то, что научные методы, в частности эксперимент, позволяют объективно судить об истинности гипотезы. Гипотезу о возможности реакторов на замкнутом уран-плутониевом цикле можно было бы считать доказанной, если бы
- Удалось создать технологическую цепочку цикла плутоний-уран-плутоний
- Коэффициент воспроизводства позволяет организовать наработку плутония для других реакторов
Что мы имеем в результате 50(!) летнего эксперимента?
- Все быстрые реакторы работали и работают только на высокообогащенном уране
- Достигнутый коэффициент воспроизводства позволяет обеспечивать только собственные нужды. Это тем более важно, что у нас физически нет плутония на загрузку даже одного реактора-миллионника
Эксперимент состоялся. Результат отрицательный.
С уважением, Коровкин Сергей
|
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | "Эксперимент состоялся. Результат отрицательный" Внутренние грузопотоки России в 1900 году вполне могли быть закрыты имевшимся гужевым транспортом. Закроем железные дороги и автомобили?
То, что конкретно сейчас в России достаточно обогатительных мощностей и покупного U2O3 отнюдь не означает, что рецикл топлива не нужен.
*** А вот "испаряющая турбина" действительно не нужна. Энтальпия воды на линии насыщения при 15МПа = 1613 кДж/кг. Чтобы адиабатично сдросселировать её до состояния сухого насыщенного пара нужно опуститься ... правильно - в область глубокого вакуума. Или же изрядно напоить экспертов-патентоведов :) |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | По железным дорогам и автомобилям эксперимент дал положительный результат
|
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Так и по рециклу тоже. Рецикл урана на сегодня в России вполне реализован. Рецикл плутония реализован во Франции. Результат вполне положительный.
То, что первые публично признанные автомобили создали в Германии не заставляет Вас отказываться от обыденного автотранспорта. Почему же Вы отказываете в перспектике переноса на нашу землю опыта французского? Тем более, что в отличие от автомобилей мы в деле рецикла более чем конкурентоспособны по технологическоему уровню. Просто "здесь и сейчас" - при нынешних запасах урана и мощностях по обогащению - рецикл имеет ограниченную нишу.
Но представьте, что "вдруг" появился БН с капитальной составляющей меньше, чем у ВВЭРов. Выводить в большую энергетику (БН-600 и БН-800 всё же не для энергетики, а как большие исследовательские машины) аппарат с 20% обогащением урана - нонсенс. Тут-то сразу и возникнет плутоний. А вместе с ним - и рецикл. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Испаряется 15% воды. Подобные двухфазные турбины уже более 30 лет работают в Италии на геотермальной электростанции. Горячая вода под давлением из под земли подается на гидротурбину, вскипает при дросселировании, пар идет на паровую турбину, а оставшаяся вода опять под землю. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Ну и в чём тогда кайф? Вместо надёжной стенки парогенератора получить вращающееся нечто, дающее радиоактивный пар на турбину ... Если можно без этих сложностей генерить столь же активный пар прямо в реакторе - BWR называется.
И при этом потерять борное регулирование, т.к. борная кислота в турбине не есть гут. |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Крнечно, можно и BWR, просто ВВЭР намного компактней, для подземной АЭС как раз то, что надо |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Крнечно, можно и BWR, просто ВВЭР намного компактней, для подземной АЭС как раз то, что надо |
[ Ответить на это ]
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 21/01/2009 | Подобный механистический подход в данном случае неуместен. Создана научная школа, выращены кадры, одних только докторов наук по быстрым реакторам выпущено более 100.
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 22/01/2009 | Статья эта правильно смотрелась бы, если бы была опубликована 1 апреля.
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 24/01/2009 | Сложно не согласиться. Химия в России скорее мертва, чем жива(РТ-2 в Железногорске, жалкое зрелище, Маяк загадивший все вокруг, то же не лучше). А нет химии, нет и МОХ, нет переработки ОЯТ. Проблема даже не в БН, хотя 50 лет эксплуатации на высокообогощенном топливе доказывают обратное. Сторонники замкнутого цикла, а занимается ли Росатом спецхимией?? Очевидно, что нет. Так что не замкнутого вам цикла, а мертвого осла уши. А Вы уважаемый г-н Коровкин, небеспокойтесь, плавучие АЭС у нас и так прекрасно "закапываются".
|
[ Ответить на это ]
|
|
Re: Новая концепция построения ядерной энергетики (Всего: 0) от Гость на 26/01/2009 | Идеи строительсва подземных АЭС не нова, но весьма порочна. Не только из-за увеличения объема капвложений, а и по соображениям безопасности. Под землей на долгие годы будут размещены тысячи тонн ОЯТ. Контроля за его состоянием фактически не будет. В связи с глобальным изменением климата впереди нас ожидают подвижки подземных структур. что может привести к нарушению защитных средств. Не к месту. но надо сказать о вредной практике закачивания ЖРО в подзамные пласты. Необходимо немедленно прекратить это делать! А по поводу БН автор совсем не прав. Они могут быть прекрасными дожигателвми долго живущих нуклеидов.И в этом их главное достоинство.
|
[ Ответить на это ]
|
|
|