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.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.4.2011, 14:30

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.

Сообщение отредактировал RAE - 26.4.2011, 13:53

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 27.4.2011, 1:01

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.

Сообщение отредактировал RAE - 28.4.2011, 12:06

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 29.4.2011, 1:29

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.