МОХ-топливо, Перспективы внедрения в ЯТЦ РФ и проблемы Опции

[VBVB]

Предлагаю в этой теме обсуждать перспективы вхождения МОХ-топлива в ЯТЦ нашей страны.

[VBVB]

Вот для японского проекта Mitsubishi APWR пишут следующее.

The standard APWR is going through the licensing process in Japan and two (of 1538 MWe) are being constructed at the Tsuruga plant.
The next APWR+ will be of a 1700 MWe power and have full Mox core abilities.

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2014, 1:25

[alex_bykov]

Вероятнее всего

have full Mox core abilities

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

[asv363]

Вероятнее всего

have full Mox core abilities

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

МАГАТЭ, однако, на странице 16:

Advanced Pressurized Water Reactor APWR & APWR+

• Mitsubishi & Japanese utilities
• 2x1540 MWe APWRs planned by JAPC at Tsuruga-3 & -4
• Advanced neutron reflector (SS rings) improves fuel utilization
and reduces vessel fluence
• 1700 MWe “US APWR” in Design Certification by the U.S.NRC
• Evolutionary, 4-loop, design relying on a combination of active and passive safety systems
• Full MOX cores
• 39% thermal efficiency
• Selected by TXU for Comanche Peak
• 1700 MWe “EU-APWR” to be evaluated by EUR

Но про малое количество информации именно о APWR+, соглашусь. Про APWR из БД ARIS.

И, продолжение.

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

Ну ничего, всего-то лет 20 прошло, и (новость от 21.01.2014):

СвердНИИхиммаш принял новое оборудование для завода по производству МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsg/n0879.htm
Но написано про топливо под БН-800. Да и затея с переносом всей (ну почти всей) конверсии и большинства переделов на СХК, которая сдвигается по срокам, немного, мягко говоря, сомнительна.

Сообщение отредактировал asv363 - 31.1.2014, 6:18

[VBVB]

однако, на странице 16:

Спасибо за пояснение.
Т.е. все таки декларируется возможность работы APWR+ на полной МОХ-зоне.
Многим ли странам нужна такая специфическая возможность?
Кажется мне, что после Фукусимы японцы еще долго не рискнут переходить на значительное долевое использование МОХ-топлива на новых проектах.

[AtomInfo.Ru]

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

Не могу найти подходящей ссылки, верь на слово. Это была совместная со Штатами программа. Велась как запасной вариант для утилизации 34 тонн. Соответственно, кончилась. Следы можно найти в старых годовых отчётах ТВЭЛа.

[Smith]

Не могу найти подходящей ссылки, верь на слово. Это была совместная со Штатами программа. Велась как запасной вариант для утилизации 34 тонн. Соответственно, кончилась. Следы можно найти в старых годовых отчётах ТВЭЛа.

подтверждаю но пока тоже голословно.

[KTN]

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Основное отличие в доле запаздывающих нейтронов: у Pu-239 и U-233 в три раза меньше чем даёт U-235, у которого 0,72%.
ВВЭР-1000 в конце топливной кампании получает от деления плутония мощности больше, чем от остаточного U-235 и принципиально задача решаема.
Если же в реакторе на некоторых режимах есть положительные коэффициенты реактивности по температуре или мощности (связанные с плотностью воды например), вероятность разгона цепной реакции на мгновенных нейтронах на плутониевом топливе увеличивается.

[KTN]

декларируется возможность работы APWR+ на полной МОХ-зоне.
Многим ли странам нужна такая специфическая возможность?
Кажется мне, что после Фукусимы японцы еще долго не рискнут переходить на значительное долевое использование МОХ-топлива на новых проектах.

Для Японии МОХ-топливо важно для военной программы: своего природного урана у них нет и основное направление не урановое а плутониевое. Плутоний легководных реакторов после ~40 лет выдержки содержит (2/3) Pu239 и (1/3) Pu240. В основном распадаются бета-излучатель Pu241 и Pu236, уменьшается количество Pu238, и металл приемлемо ватт на килограмм выделяет.

Рециклирование плутония PWR имеющих КВ~0,5 незначительно повышает теплотворную способность изначальной тонны природного урана, т.к. хотя 1/(1-КВ) двойка, основная её часть реализуется уже при сжигании первой сборки засчёт глубокого выгорания. Для Японии ценность именно в выделяемом плутонии, часть которого находится на длительном хранении. Не случайно у нас многие считают дальновидным с ней мирный договор подписать прежде, чем станет ядерной державой.

Сообщение отредактировал KTN - 1.2.2014, 1:56

[pappadeux]

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?

- больше приводов СУЗ
- более скоростные приводы

Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

- спектр жестче
- меньше запаздывающих нейтронов

[pappadeux]

Вероятнее всего

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

нет, этот проект должен был работать изначально на 100% MOX зоне

[asv363]

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Собственно, уважаемый VBVB, основные тонкие места Вы обозначили. На первый взгляд, будет другая нейтроника активной зоны. Потребуется большее количество ОР СУЗ, скорее всего, с большим весом стержней. Поскольку работу ГНЦ РФ-ФЭИ, рекомендовал уважаемый AtomInfo.Ru в сообщении №8, ещё в прошлом году, то на примере абстрактного ВВЭР-СКД, рискуя положить партбилет на стол:

Исследование особенностей U-Pu-Th топливного цикла и его применения для выжигания младших актинидов в водоохлаждаемом реакторе при сверхкритических параметрах с быстрым спектром нейтронов
А.П. Глебов, А.В. Клушин, Ю.Д. Баранаев, П.Л. Кириллов ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск

Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором, которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности О” К % (абс.) при обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в течении всей кампании.

Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.

Однако, это для быстрого спектра нейтронов.

Для реакторов на тепловых нейтронах, основную роль будет играть ТКР (ТЭР) по топливу, ибо области резонансов у урана-235 и плутония-239 различны, микросечения захвата, поглощения, распада различны, плюс смещение и слияние резонансов. Естественно, если я правильно помню. Отнормировать на единичную мощность в 1000 МВт, затруднительно, по причине наличия геометрической составляющей, материала и высоты отражателя, добавки поглотителей того или иного вида. Однако, чуть ранее правильно написал уважаемый pappadeux.

Кстати, ВВЭР-1000, я бы, наверное, исключил.

P.S. Жду пояснений, где написал неправильно.

Сообщение отредактировал asv363 - 1.2.2014, 5:19

[asv363]

Основное отличие в доле запаздывающих нейтронов: у Pu-239 и U-233 в три раза меньше чем даёт U-235, у которого 0,72%.
ВВЭР-1000 в конце топливной кампании получает от деления плутония мощности больше, чем от остаточного U-235 и принципиально задача решаема.
Если же в реакторе на некоторых режимах есть положительные коэффициенты реактивности по температуре или мощности (связанные с плотностью воды например), вероятность разгона цепной реакции на мгновенных нейтронах на плутониевом топливе увеличивается.

Основное фундаментальное отличие - суммарная реактивность может стать положительной, без изменения состава топлива. ОЗР, опять же.

[asv363]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"

Полученные результаты подтверждают, что использование МОХ топлива приводит по сравнению с чисто урановым UOX топливом к изменениям в характеристиках активной зоны, имеющим отношение к безопасности, таким как:
уменьшение эффективности органов регулирования СУЗ, борной кислоты и выгорающих поглотителей;
наличие более отрицательного коэффициента реактивности по температуре топлива;
увеличение количества нейтронов деления;
уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов

Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000. (Это пока все умные майданят).

[VBVB]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

Спасибо за ссылку. Полезная информация.
Наконец то наши хоть вслух открыто говорят, чтот даже при учете всех интегральных ресурсов урана, дефицит топлива для АЭС к 2060 году вырисовывается однозначно.

По расчетам проведенным товарищи пришли к выводу, что оптимальная доля МОХ-топлива в топливе подпитки для ВВЭР-1000 (1-блок Ростовской АЭС) около 12%, а для третьего блока с ВВЭР-1000 (1050 МВт) уже 11%. Т.е. видим, что большая доля МОХ-топлива и больший экономический эффект будет характерна для загрузок ВВЭР-1000 с меньшим содержанием урана-235 в урановом топливе и для его меньших уровней выгорания. Соответственно, повышение обогащения уран-оксидного топлива и больший уровень его выгорания приводят к меньшей экономичности использования МОХ-топлива (из рецикла такого ОЯТ) для подпитки таких зон.
Важный вывод, что при подпитки МОХ-топливом содержание бора в первичном теплоносителе меньше можно иметь и твэгов меньше надо в твс с МОХом. Т.е. меньше нейтронов будет теряться в ходе контроля реактивности на выгорание поглотителей, что явный плюс.

Рассчитанные составы отработанного МОХ-топлива оптимима не дают, что по сути значит пока экономическую бессмысленность переработки отработанного МОХ-топлива высоких уровней выгорания от ВВЭРов.
Однако, может со временем догадаются применять МОХ-регенераты богатые четными изотопами плутония в качестве компонентов твэлов с выгорающим поглотителем (смесь Gd2O3 и МОХ-регенерата от передела МОХ-ОЯТ глубокого уровня выгорания).

Сообщение отредактировал VBVB - 5.2.2014, 18:13

[barvi7]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Есть вопросы к данным представленным в статье:
1) температурный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя для "реальных" загрузок ВВЭР-1000 на порядок "выше" (по абсолютной величине), чем представленные в табл.8
2) коэффициент реактивности по Бору для "реальных" загрузок ВВЭР-1000 тоже в 2 - 3 раза меньше, чем представленные в табл.8.
Может в Ростове-1, 3 "уникальное" топливо UO2.
Поэтому к статье - "пока" осторожное отношение . . .

[barvi7]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Полистал статью и еще "увидел":
1) по табл.2 - диаметр центрального отверстия твэл/твэг -1,51 мм.
Я встречал только 1,4 и 1,2 (и "теперь" 0,0, очень давно было 2,3 мм). Может кто даст наводку на другие данные (не путать с "на водку")
2) расчетная плотность топлива (стр.8) - 9,4 -9, 7 г/см3 .
Во "всех" источниках указана плотность топлива 10,4 - 10,7 г/см3. Иногда пользуются 10,2 г/см3.
Вопросов к исходным данным статьи уже наверно многовато

[asv363]

Полистал статью и еще "увидел":
1) по табл.2 - диаметр центрального отверстия твэл/твэг -1,51 мм.
Я встречал только 1,4 и 1,2 (и "теперь" 0,0, очень давно было 2,3 мм). Может кто даст наводку на другие данные (не путать с "на водку")
2) расчетная плотность топлива (стр.8) - 9,4 -9, 7 г/см3 .
Во "всех" источниках указана плотность топлива 10,4 - 10,7 г/см3. Иногда пользуются 10,2 г/см3.
Вопросов к исходным данным статьи уже наверно многовато

Главное, полагаю (в возможно не до конца точной работе), считаю Рис. 8 и Рис.9 (иной характер отклика обратных связей), угол наклона Вы же видите. Кроме того, ряд таблиц сдвинут по нумерации, что не является помехой. Сугубо мне так показалось, я не участвовал в данном мероприятии.
Однако и Вы в полезном файле по топливной составляющей, ранее, в ответ на мою просьбу привели не бесспорные данные. Показать там "косяки"? А так, согласен, опечаток хватает. Я предупреждал - КМС. Всё лучше майдана. А потом, среди пары сотен работ, выберите на какую давать ссылку? Какими кодами пользоваться?

P.S. Где-то хранится неплохая работа французских атомщиков, но смотрел давно, и ссылку на файл дать не смогу.

[asv363]

Спасибо за ссылку. Полезная информация.
Наконец то наши хоть вслух открыто говорят, чтот даже при учете всех интегральных ресурсов урана, дефицит топлива для АЭС к 2060 году вырисовывается однозначно.

Строго говоря, если мне не изменяет память, то заявления , нет, скорее работы начались в 80-х. Труды "курчатника", "ребят" из Снежинска. То есть, когда в 1000-й раз читаешь про демографию, прогнозы по части атомной генерации и необходимого количества топлива, "немного" надоедает.

По расчетам проведенным товарищи пришли к выводу, что оптимальная доля МОХ-топлива в топливе подпитки для ВВЭР-1000 (1-блок Ростовской АЭС) около 12%, а для третьего блока с ВВЭР-1000 (1050 МВт) уже 11%. Т.е. видим, что большая доля МОХ-топлива и больший экономический эффект будет характерна для загрузок ВВЭР-1000 с меньшим содержанием урана-235 в урановом топливе и для его меньших уровней выгорания. Соответственно, повышение обогащения уран-оксидного топлива и больший уровень его выгорания приводят к меньшей экономичности использования МОХ-топлива (из рецикла такого ОЯТ) для подпитки таких зон.
Важный вывод, что при подпитки МОХ-топливом содержание бора в первичном теплоносителе меньше можно иметь и твэгов меньше надо в твс с МОХом. Т.е. меньше нейтронов будет теряться в ходе контроля реактивности на выгорание поглотителей, что явный плюс.
Рассчитанные составы отработанного МОХ-топлива оптимима не дают, что по сути значит пока экономическую бессмысленность переработки отработанного МОХ-топлива высоких уровней выгорания от ВВЭРов.

Тут палка о двух концах, потому как для эффективной работы от бора надо при полной загрузке МОХ надо отказываться при работе на номинале, и, при этом увеливать "вес" стержней ПЭЛ СУЗ, и количество органов регулирования. Что касается рециклирования, то графики наработки нечетных изотопов Pu (в основном 239-го) есть много где, пусть выложит тот у кого есть на то права (форумные). Вы совершенно правы - чем больше выгорание и дольше кампания, тем меньше можно взять. Я мыслю так - должны быть специальные наработчики.

Однако, может со временем догадаются применять МОХ-регенераты богатые четными изотопами плутония в качестве компонентов твэлов с выгорающим поглотителем (смесь Gd2O3 и МОХ-регенерата от передела МОХ-ОЯТ глубокого уровня выгорания).

Последнее, что видел - добавки эрбия, однако, там было не разобрать, используется ли чистый диоксид плутония, или в смеси с ураном-235/233. и Было это для ТВЭЛов. Вообще-то, предпочитаю ПГ, однако можно и по топливу посмотреть подробней.

[barvi7]

Главное, полагаю (в возможно не до конца точной работе), считаю Рис. 8 и Рис.9 (иной характер отклика обратных связей), угол наклона Вы же видите. Кроме того, ряд таблиц сдвинут по нумерации, что не является помехой. Сугубо мне так показалось, я не участвовал в данном мероприятии.

иной характер отклика обратных связей - к сожалению, а точнее к счастью - я вижу одинаковый "характер" обратных связей, который определяется знаком и величиной коэффициентов реактивности - табл.8 , рис.10,11.
Отличия абсолютных значений от "известных" - указаны выше. И к этим значениям и к исходным данным моделирования - есть вопросы. Хорошо, что это КМС - значит все поправимо . . . - после апробации работы на других семинарах .

Однако и Вы в полезном файле по топливной составляющей, ранее, в ответ на мою просьбу привели не бесспорные данные. Показать там "косяки"?

Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .

[asv363]

иной характер отклика обратных связей - к сожалению, а точнее к счастью - я вижу одинаковый "характер" обратных связей, который определяется знаком и величиной коэффициентов реактивности - табл.8 , рис.10,11.
Отличия абсолютных значений от "известных" - указаны выше. И к этим значениям и к исходным данным моделирования - есть вопросы. Хорошо, что это КМС - значит все поправимо . . . - после апробации работы на других семинарах .
Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .

Уважаемый barvi7, давайте разбираться по порядку.

Возможно, работа не подошла, однако, профильных работ НИЦ "Курчатовский Институт" и ГНЦ РФ-ФЭИ (по ВВЭР-1000), мне пока не встретилось (ВВЭР-СКД не учитываю). В принципе, можно уйти на некоторые тонкие научно-технически-политические моменты, но это не мой путь. К примеру, возможно, ответ есть в документе "Системный анализ неопределённостей характеристик ядерной безопасности реактора типа ВВЭР 1000 с различной долей МОХ топлива в активной зоне." Итоговый технический отчет по проекту МНТЦ №1836. Москва от 2007 г., но где он лежит, я сходу не нашел.

Теперь об обратных связях. С Ваших же слов, коэффициенты реактивности для МОХ-топлива будут иными, чем для условно-пятипроцентного диоксида урана. Плюс различие в борном регулировании. Не просто так французы стараются убирать бор из первого контура, полагаю. Может, конечно из-за ЖРАО при маневрировании + ВХР, но, полагаю не только. Если смотреть в гарантированной подкритике (те же ТУКи разных моделей), то ОТВС МОХ не подарок, согласно обоснованиям. Итого мы имеем допплер и разницу в резонансах по топливу, разную эффективность борного регулирования. Для чего и увеличивают "вес" или количество стержней ОР СУЗ, с чем солидарны в подавляющем большинстве работ и, даже, учебников. Они, конечно, работают (связи), боюсь запасы уменьшаются, во всяком случае положительный (по топливу) коэффициент часто описывается.

Однако, можно зайти с другой стороны. Как Вы считаете:
1. Возможна ли эксплуатация В-320 с полной загрузкой МОХ-топливом без внесения каких либо изменений?
2. Если да, то какого обогащения по изотопам, если нет, то какие изменения необходимо внести?

Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .

№221 Там я ранее про образование центрального отверстия в "таблетке" интересовался.

Ну и слегка дополню. Там, по памяти, после процитированного Вами текста, через несколько страниц приведены фотографии МОХ с разным выгоранием и разными механизмами дефектообразования (при разных выгораниях). По сути, полагаю, распухания и растрескивания хватит, а особо интересно, что оболочки описаны стальные - не под тепловой спектр. Как-то так.

Сообщение отредактировал asv363 - 6.2.2014, 22:06

[asv363]

Горно-химический комбинат создал первые MOX-таблетки для АЭС
http://www.atominfo.ru/newsh/o0168.htm

[Ultranauth]

Горно-химический комбинат создал первые MOX-таблетки для АЭС
http://www.atominfo.ru/newsh/o0168.htm

Это для БН-800? Под штатную АЗ?

[AtomInfo.Ru]

Это для БН-800? Под штатную АЗ?

Да, именно так. Предполагается, что ГХК будет обеспечивать БН-800 топливом.

[pappadeux]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000. (Это пока все умные майданят).

похоже, вариант той же стат'и, оффициальная ссылка

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant31.pdf

стр.41

[VBVB]

Горно-химический комбинат создал первые MOX-таблетки для АЭС

Позитивная новость.
Другой вопрос сколько топливных МОХ таблеток в опытной партии изготовить смогли?
Одно дело полсотни-сотня, другое дело полтысячи-тысяча.

[pappadeux]

1. Возможна ли эксплуатация В-320 с полной загрузкой МОХ-топливом без внесения каких либо изменений?

невозможно, как я понимаю

если не рассматривать какой-то мелкий процент загрузки или работу на пониженной мощности

2. если нет, то какие изменения необходимо внести?

В-392/Белене был таким первым шагом

121 привод, модифицированные приводы ШЭМ-3, ...

притом декларировалось, емнип, возможность работы с 50% по МОХ зоне (хотя, я подозреваю, это было вполне консервативное заявление, имеющее определенные резервы к росту)

[asv363]

Немного информации от МАГАТЭ по теме (возможно, на сайте упоминалось):

Просто по МОХ, в том числе немного про аварии типа RIA и LOCA:
Status and Advances in MOX Fuel Technology(2003 год)
Experimental and analytical study on MOX fuel behavior under RIA-simulating conditions in the NSRR(Япония, апрель 2011 года)
Как показалось, первый, более старый файл, будет по-честнее. В основном по квадратным кассетам.

По МОХ и БН, есть немного по плотному нитридному и карбидному топливу.
IAEA Nuclear Energy Series, No. NF-T-4.1

Однако, (U,Pu)N оставим товарищу VBVB, про таблетки пишут:

The initial oxides and carbon are mixed up in ball mill/attritor and are pressed at a pressure of 75–150 MPa. The tablets are loaded in the furnace and heated up in a flow of nitrogen for nitriding and followed by nitrogenhydrogen mixture for removal of excess carbon. Temperature of uranium nitride production is from 2020 to 2220 K, and mixed uranium-plutonium nitride is from 1820 to 1920 K. At the end of nitriding process the product is cooled in argon atmosphere to avoid formation of U₂N₃.

.

[asv363]

СвердНИИхиммаш готов испытать оборудование для завода по производству МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsh/o0304.htm
Фотография - прелесть!

Сообщение отредактировал asv363 - 5.3.2014, 6:48

[VBVB]

СвердНИИхиммаш готов испытать оборудование для завода по производству МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsh/o0304.htm
Фотография - прелесть!

Хоть какие-то сдвиги.
Ощущение правда от фотографии осталось, что оборудование лабораторно-полупромышленного уровня для производства малых тестовых партий МОХ таблеток.

[asv363]

Хоть какие-то сдвиги.
Ощущение правда от фотографии осталось, что оборудование лабораторно-полупромышленного уровня для производства малых тестовых партий МОХ таблеток.

Про обучение сотрудников:

МОКС ГХК наращивает подготовку специалистов - © ФГУП ГХК

На радиохимическом заводе Горно-химического комбината (предприятие Государственной корпорации «Росатом») началась целевая подготовка персонала для проведения НИР по отработке режимов спекания таблеток МОКС-топлива. Подготовка персонала ведётся по утверждённой программе на опытном стенде GERO. Предполагается обучить более ста операторов для «большого» завода.

Программа обучения включает 120 академических часов. Более половины учебного времени посвящены практическим занятиям: подготовке исходных порошков оксидов металлов, изготовлению оксидной мастер-смеси, прессованию таблеток и их последующему спеканию в ручном и в автоматическом режиме. Теоретические занятия включают в себя лекции и семинары по охране труда, радиационной и ядерной безопасности.

- Программа уже принята, утверждена как в Учебном центре ГХК, так и на радиохимическом заводе. Сейчас обучение проходят семь сотрудников, которые после сдачи экзаменов будут работать именно на опытном стенде. Это квалифицированные радиохимики, которые имеют многолетний опыт безопасного и эффективного обращения с диоксидом плутония, - комментирует начальник участка готовой продукции цеха №1 РХЗ и один из составителей учебной программы Сергей Русанов.

[asv363]

СвердНИИхиммаш начал проведение стендовых испытаний оборудования для ГХК
http://www.atominfo.ru/newsh/o0446.htm

В ОАО ВЕНТА прошли испытания оборудования для производства МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsh/o0427.htm

[asv363]

«СвердНИИхиммаш» разработал реактор-растворитель для установки переочистки диоксида плутония - © ГК "Госатом"

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома - Атомэнергомаш) разработало и изготовило реактор-растворитель, который войдет в часть технологического оборудования, предназначенного для изготовления смешанного оксидного (МОКС) топлива на ФГУП «ГХК».

Разработчиком проекта установки переочистки плутония выступило ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ», разработчиком технологического процесса - ОАО «ВНИИНМ», разработчик нестандартизированного оборудования – ОАО «СвердНИИхиммаш».

На установку диоксид плутония, долгое время находившийся на хранении, попадает в виде высокофонового порошка. Растворение диоксида плутония производится с помощью азотной кислоты и электрохимически генерируемым окислителем - двухвалентным серебром. Это первый опыт применения данного технологического решения в промышленном масштабе на российских предприятиях. Новая технология позволяет значительно сократить затраты на переочистку диоксида плутония и упростить обращение с РАО. После растворения происходит очистка раствора, и на выходе - получение диоксида плутония «керамического» сорта усредненного изотопного состава, пригодного для изготовления МОКС-топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800.

Пока это лишь опытный образец для проведения испытаний в условиях стендовой лаборатории «СвердНИИхиммаш» на воде и на имитаторе диоксида плутония с целью отработки его конструкции и экспериментальной проверки принятых конструктивных решений. В ближайшее время опытный образец реактора пройдёт ряд испытаний. Подведение их итогов намечено на конец апреля.

«Мы провели испытания на воде, на порошке, сходном по всем показателям с диоксидом плутония, теперь нам предстоит испытать технологию с использованием самого диоксида плутония. В двадцатых числах апреля к нам в очередной раз приедут представители ФГУП «ГХК», Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», ВНИИНМ для анализа и принятия решения о применении аппарата. Опытный образец даёт возможность увидеть, какие коррективы необходимо внести в конструкцию для дальнейшего изготовления уже промышленного аппарата», - рассказал руководитель разработки Аркадий Фотеев.

Как-то про диоксид плутония "керамического" сорта усредненного изотопного состава, при неуказанном изотопном составе плутония на входе, слегка, мягко говоря, непонятно. Если это разбавление WGPu, это одно, если с переработки ОТВС, это другое.

[asv363]

На ГХК прошло 39-е отраслевое совещание по созданию МОКС-производства - © ГК "Росатом"

17-18 июля на Горно-химическом комбинате (предприятие Госкорпорации «Росатом») прошло 39-е совещание рабочей группы по вопросам создания на ФГУП ФЯО «ГХК» промышленного производства МОКС-топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800.

Пожелаем им удачи, может быть к 363-му совещанию вопрос будет решен.

[VBVB]

Как-то про диоксид плутония "керамического" сорта усредненного изотопного состава, при неуказанном изотопном составе плутония на входе, слегка, мягко говоря, непонятно. Если это разбавление WGPu, это одно, если с переработки ОТВС, это другое.

Насколько понятно из текста, берется технический ранее выделенный диоксид плутония с хранения. Далее производится его растворение, окисление до Pu(IV), очистка от примесного Am(III) и Np(III) и получение осадка гидролитической формы PuO2*nH2O.
На выходе получают очищенный порошок PuO2 микрометрового размера с определенной величиной насыпной плотности и оговоренной величиной площади удельной поверхности, который хорошо прессуется и легко спекается для получения МОХ-таблеток требуемой высокой плотности и малой пористости.
В свою очередь, порошок PuO2, предназначенный для получения МОХ-таблеток по вибро-технологии, обладает другими физико-химическими характеристиками. Получается, если не ошибаюсь, пирохимическим разложением дикарбоксилатов. В двух словах, у такого PuO2 прекурсора для вибро-МОХа меньшей размер субмикрометровых частиц околосферической формы, с меньшей насыпной плотностью и большей площадью удельной поверхности.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.7.2014, 1:00

[asv363]

Пара новостей, если, конечно, уважаемый VBVB не против.

СвердНИИхиммаш отгрузил на ГХК установку входного контроля качества таблеток - © ОАО "Атомэнергомаш"

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатом – Атомэнергомаш) после успешного завершения испытаний отгрузило на ФГУП «Горно-химический комбинат» (ГХК) установку входного контроля качества таблеток.

Установка станет частью комплекса по производству таблеток МОКС-топлива, разработанного и изготовленного СвердНИИхиммашем для строящегося завода в Железногорске. Установка входного контроля качества таблеток – завершающий этап производства. Установки оснащены лазерами, которые считывают форму и массу каждой таблетки. Если в ходе проверки выявляются несоответствия параметрам, то изделие поступает в камеру хранения бракованных таблеток. Вся система установки работает автоматизировано, контроль над качеством происходит при помощи специальной компьютерной программы, которую также разработали специалисты СвердНИИхиммаша. Последние шесть месяцев сотрудники института проверяли работу установки, отрабатывая процессы контроля качества таблеток на специальных имитаторах.

В ближайшем месяце установка будет смонтирована на месте эксплуатации, и, после завершения пуско-наладочных работ, запущена.

Интересно, однако, как лазером считывают массу таблетки. Впрочем, это лирика.

«СвердНИИхиммаш» завершил приёмочные испытания комплекса спекания таблеток для ГХК - © ГК "Росатом"

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома - Атомэнергомаш) завершило предварительные стендовые испытания комплекса спекания таблеток. Испытания оборудования проходили на территории ОАО «Воткинский завод» с участием специалистов института и представителей заказчика – ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск, Красноярский край, предприятие Госкорпорации «Росатом»). Договор с ОАО «Воткинский завод» на изготовление и поставку оборудования был подписан на основании проведённых конкурсных процедур осенью прошлого года.

В комплекс входят модульные установки со вспомогательным оборудованием и системой транспорта для печей спекания таблеток. Печь, а также боксы с транспортно-перегрузочным и газоочистным оборудованием, – части технологического модуля спекания таблеток, которые будут в него интегрированы.

Комплекс спекания таблеток - составная часть оборудования, поставляемого «СвердНИИхиммаш» для строящегося на ФГУП « ГХК» завода по производству МОКС - топлива. В ближайшее время планируется отгрузка готового оборудования заказчику. Далее последует стадия монтажа и приемочные испытания уже всего комплекса в целом.

Вроде бы всё правильно, однако который год режет глаз аббревиатура МОКС. Никто не расшифрует (на русском)?

[VBVB]

Интересно, однако, как лазером считывают массу таблетки.

Несколько разнесенных в пространстве лазеров позволяют по анализу временной задержки обратного отражения с высокой точностью определить объем находящейся на подложке цилидрической таблетки.
Поскольку параметра приготовления МОХ-прекурсора и параметры обжига четко контролируются, то заранее известна плотность таблеточного материала после спекания.
Далее имеем m=V*p, все довольно просто и без использования всяких пьезо- и виброэлементов для определения массы на линии проверки параметров таблеток.
Ну так мне кажется...

Сообщение отредактировал VBVB - 27.8.2014, 14:47

[VBVB]

К вопросу насколько отечественные ВВЭР-1000 могут МОХ-топливо потреблять.

Есть американские работы исследователей из ORNL, которые просчитывали варианты утилизации оружейного плутония в ВВЭР-1000.
По этим данным ВВЭР-1000(мод.В-320) вполне способен работать при содержании МОХа в зоне от 30 до 40%, при этом для адекватного управления требуется увеличить содержания бора-10 в карбид-борных стержнях СУЗ с природного уровня 19.8% до 80%. Также уровень борирования теплоносителя нужно увеличить на 17-25%.

Ничего фантастического, вполне технически реальная возможность частично использовать МОХ-топливо для подпитки отечественных ВВЭР-1000.

Сообщение отредактировал VBVB - 7.10.2015, 1:38

[AtomInfo.Ru]

Ничего фантастического, вполне технически реальная возможность частично использовать МОХ-топливо для подпитки отечественных ВВЭР-1000.

По нейтронно-физическим расчётам ничего экстраординарного и не будет. См. опять же французский опыт.

[VBVB]

По нейтронно-физическим расчётам ничего экстраординарного и не будет. См. опять же французский опыт.

Имеем в целом:
1. БН-600 может принципиально работать с частью а.з. на МОХ-топливе
2. БН-800 сможет со временем работать на половине а.з. с МОХом, а позднее видимо и на полной зоне из МОХа.
3. ВВЭР-1000 последних проектов при замене материала СУЗ может использовать в а.з. до 40% МОХ-топлива.
4. ВВЭР-ТОИ вроде как принципиально может при соответствующем материале СУЗ до 50% МОХа в а.з. использовать.
5. РБМК видимо может в малой части каналов тоже ТВС с МОХом использовать.

Т.е. дело остается за малым - начать на каком-либо легководном блоке обкатку малой партии тестовых ТВС с МОХ-топливом. А потом проанализировать результаты полученные.
Кажется мне, что проще всего сделать это на каком-нибудь из "молодых" РБМК. Можно специализированную ТВС разборную сделать и периодически твэлы отбирать из нее с разным уровнем достигнутого выгорания для последующего физико-химического анализа.
Выгорание МОХа до 50-55 ГВт*сут/тонну можно и в РБМК набрать, не прибегая к использованию исследовательского легководника.

[VBVB]

Согласно отечественным расчетам ВВЭР-1000 способен ежегодно утилизовывать до 450 кг плутония оружейного.
Но делать это он будет крайне отвратильно с КВ на уровне 0,3 и кучей трансплутонидов-миноров.

Тогда получается, что ВВЭР-1200 может в год "употребить" до 540 кг плутония оружейного или предельно до 900 кг плутония энергетического "ВВЭРного качества". Даже если бы при использовании МОХ-топлива типа PuO2-ThO2 в ВВЭР-1200 величина КВ была бы на убогом уровне около 0,33, то такой бы ВВЭР-1200 утилизируя высокофоновый низкокачественнй энергетический плутоний выдывал бы среднефоновый высококачественный уран-233 в количестве 300 кг в год.
Из этого количества урана-233 можно было бы производить топлива для половины заправки а.з. ВВЭР-1200 раз в полтора года.

Как по мне, так хороший размен превратить X тонн хренового ВВЭРного плутония в 0.333*X тонн более нейтронно-физически интересного и менее геморного по выходу трансурановых радионуклидов в ОЯТ урана-233. И при этом конвертируемый плутоний может дать до 40-50% энерговыработки ВВЭР-1200 по топливу.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.10.2015, 4:12