 |
| Навигация |
|
|
|
|
|
|
| Журнал |
|
|
|
|
|
|
| Атомные Блоги |
|
|
|
|
|
|
| Подписка |
|
|
|
|
|
|
| PRo Выставки |
|
|
|
|
|
|
| Задать вопрос |
|
|
|
|
|
|
| Наши партнеры |
|
|
|
|
|
|
| PRo-движение |
|
|
|
|
|
|
| PRo Погоду |
|
|
|
|
|
|
| Сотрудничество |
|
|
|
|
|
|
| Время и Судьбы |
|
|
|
|
| |
Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от на 23/05/2023
Цитата: "Общемировая концепция эксплуатации АЭС исключает какую бы то ни было переработку ОЯТ ТР с выдержкой менее 10 лет. При снижении времени выдержки менее 0,5 лет, радиационная опасность ОЯТ (пропорциональна остаточной энергии ОЯТ) возрастает в 20-50 раз."
Переработка ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, да ещё длительной выдержки /десятилетия/ задача лёгкая по сравнению со свежим ОЯТ быстрых реакторов.
В быстром реакторе, по порядку величины, загрузка 4 тонны плутония-239 на 1 ГВт(эл), длительность топливной кампании пусть 2 года. Тогда при времени внешнего топливного цикла 0,5 года общая потребная масса плутония-239 пять тонн на ГВт(эл). При выдержке ОЯТ 10 лет требуется 24 тонны плутония на ГВт: 4 тонны в реакторе и 20 тонн в хранилище выдержки ОЯТ.
При выдержке ОЯТ перед переработкой 50 лет потребуется по 100 тонн плутония-239 на каждый ГВт что означает: бридеры будут в первом поколении в единичных экземплярах во всём мире, либо будут работать на обогащённом уране-235 как и обычные легководные реакторы. Сжигая уран-235 а не уран-238 переводя его сначала в плутоний-239 затем в осколки деления.
|
|
|
