MOX в легководниках Опции

[AtomInfo.Ru]

Интересные японские цифры по стоимости MOX-топлива.
http://atominfo.ru/newsk/r0328.htm

1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

[Didro]

Интересные японские цифры по стоимости MOX-топлива.
http://atominfo.ru/newsk/r0328.htm

1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

Поэтому и надо убирать по максимуму переработку.
Тем не менее, мое предложение о жидкосолевом бланкете для "прорыва" у сирожиных деток вызвало шквал негатива и сплетен в мой адрес, хотя это снижение стоимости ТВС с вторичным топливом в 2-3 раза.

Сообщение отредактировал Didro - 24.2.2015, 12:44

[VBVB]

1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.
В статьях разных при обсуждении МОХ-топлива для легководников обычно оперировали стоимостью МОХа на уровне 280-350% от уранового.
А тут в девять раз разница в цене. С такой экономикой для легководников с МОХом вообще смысла нет возиться.
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?

[VBVB]

Поэтому и надо убирать по максимуму переработку.

Выделение отдельной плутониевой фракции для создания топлива подпитки легководников действительно не имеет смысла.
REMIX-вариант более предпочтителен получается, однако постоянное добавление урана-235 17%-го обогащения к переработанному ремиксу тоже экономически не сильно хорошо. Если этот уран-235 есть регерат от ОЯТ исследовательских или транспортных реакторов или с БН-600, то схема REMIX приемлемый вариант, но если этот уран-235 17%-го обогащения отдельно производить надо, то это бредовая схема получается.

По сути имеем, что смесь U+Pu, которая может быть выделена из ОЯТ ВВЭР-1000 или РБМК обладает недостатком делящегося материала. В REMIX варианте этот недостаток предлагают компенсировать добавление урана-235 17%-го обогащения.
Но ведь можно делать и проще, добавив к смеси оятэшного U+Pu необходимое количество плутония из ОЯТ БНов. Тогда можно это смесевое топливо успешно прогнать через ВВЭР в качестве топлива подпитки и отложить на переработку. В таком ОЯТ после двух топливных компаний уран-235 почти весь повыгорит и его содержание будет на уровне около 0,25-0,3%, т.е. как в хвостах центрифужного производства. Плутоний из этого ОЯТ будет иметь долю нечетных изотопов около 55-60% и ему одна дорога - в БРЕСТ в смеси с нептунием и америцием ранее наработанным. Далее выжигание по максимуму и в хранилище на 40-50 лет.
Не видется особого смысла в многократном прокручивании REMIXа в ВВЭРах с постоянной подпиткой ураном-235 17%-го обогащения.

В принципе, плутоний из ОЯТ высокого выгорания от ВВЭР-1000/1200 будет иметь только половинчатое содержание нечетных изотопов, а половину четных изотопов, которые скорее выгорающий поглотитель, чем топливо для легководного спектра нейтронов.
IMHO, такому высокофоновому и низкокачественному плутонию три дороги есть.

Первая - в БРЕСТе с минорами выгорать по максимуму, попутно в жидкосолевом бланкете из тория нарабатывая уран-233. Схема интересная, но завязывается на успехе создания устойчиво работающего свинцового быстровика большой мощности.

Вторая - вместе с торием в ЖСРе палиться.
Вариант утилизации высокофонового и низкокачественного плутония в ЖСР устраняет весь массив проблем и возни с производством самого МОХ/REMIX-топлива, заполнения им ТВС и последующей утилизации такого ОЯТ. Плюс на выходе пригодных для лгководников уран-233 наработанный с помощью некачественного плутония иметь будем. Для выжигания высокофонового плутония с наработкой урана-233 не нужен ЖСР сверхмегамощности. Пять-шесть аппаратов тепловой мощностью по 1000-1500 МВт с генерацией высокотемпературного тепла для снабжения цеха электропирорепроцессинга и энергомощностью по 250-450 МВт. По сути промышленный завод для глубокой переработки сильновыгоревшего ОЯТ с утилизацией плутония и миноров на месте выделения и наработкой урана-233 в качестве товарного продукта.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.2.2015, 14:30

[Smith]

А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?

пока что никуда, но есть вот такие планы:
"Рассматриваются также возможности возобновления экспортных поставок для нужд французской компании Г‰lectricitГ© de France (EDF) и начало работы с регенерированным ураном японских компаний"
ссылка

Сообщение отредактировал Smith - 25.2.2015, 16:28

[Didro]

Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.
В статьях разных при обсуждении МОХ-топлива для легководников обычно оперировали стоимостью МОХа на уровне 280-350% от уранового.
А тут в девять раз разница в цене. С такой экономикой для легководников с МОХом вообще смысла нет возиться.
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?

Переработанное топливо действительно примерно в 20 раз дороже.
3 кратное у японцев было в качестве прикидки переработки колдерхола, который они хотели использовать на природном уране с последующей добавкой рециклированного плутония.

[Didro]

Первая - в БРЕСТе с минорами выгорать по максимуму, попутно в жидкосолевом бланкете из тория нарабатывая уран-233. Схема интересная, но завязывается на успехе создания устойчиво работающего свинцового быстровика большой мощности.

Вторая - вместе с торием в ЖСРе палиться.
Вариант утилизации высокофонового и низкокачественного плутония в ЖСР устраняет весь массив проблем и возни с производством самого МОХ/REMIX-топлива, заполнения им ТВС и последующей утилизации такого ОЯТ. Плюс на выходе пригодных для лгководников уран-233 наработанный с помощью некачественного плутония иметь будем. Для выжигания высокофонового плутония с наработкой урана-233 не нужен ЖСР сверхмегамощности. Пять-шесть аппаратов тепловой мощностью по 1000-1500 МВт с генерацией высокотемпературного тепла для снабжения цеха электропирорепроцессинга и энергомощностью по 250-450 МВт. По сути промышленный завод для глубокой переработки сильновыгоревшего ОЯТ с утилизацией плутония и миноров на месте выделения и наработкой урана-233 в качестве товарного продукта.

Тем не менее все движения все равно идут в плане свинцового быстровика большой мощности.
Поэтому вообще непонятно. когда за предложения по его существенному улучшению, людей стали принуждать к увольнению.

[AtomInfo.Ru]

Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.

Удивился сам. Есть предположение, что японцы погорели по цене из-за сверхдолгого теххранения. Они вывезли ОЯТ давно, но принимать топливо не спешили. Естественно, хранение они обязаны были оплатить.

[VBVB]

пока что никуда, но есть вот такие планы:
"Рассматриваются также возможности возобновления экспортных поставок для нужд французской компании EDF и начало работы с регенерированным ураном японских компаний"

Спасибо.
Интересно, почему регенерат урановый из японского ОЯТ столь долгое время лежит без дела?
Некий запас сырья на случай мутных времен?
Топливо с регенерата уранового из-за необходимости цикла смешения с НОУ и конверсии, что гораздо дороже обычного получается?

Кажется, что топливо урановое из регенерата явно дешевле МОХа будет. Однако японцы почему то охрененно дорогое МОХ пользовали в своих BWR, а топливо с регенерата видимо массово не использовали.

[VBVB]

Переработанное топливо действительно примерно в 20 раз дороже.
3 кратное у японцев было в качестве прикидки переработки колдерхола, который они хотели использовать на природном уране с последующей добавкой рециклированного плутония.

IMHO, МОХ из ОЯТ высокого выгорания легководниковов для питания легководников использовать это изощренный вариант саморазрушения атомной энергетики с экономической точки зрения.
МОХ-топливо для подпитки легководников или от безвыходности в условиях недопоставок уранового сырья или при затаривания складов энергетического плутония от переработки ОЯТ. Причем если первичный МОХ это дорогой и радиотоксичный продукт, но то при переработки такого ОЯТ появляется РЕМОХ еще более дорогой по стоимости, более низкокачественный и высокорадиотоксичный из-за большей доли Pu-240 и Pu-242.
В добавок сжигание МОХа и РЕМОХа в легководниках - генерация в еще больших количествах высокорадиотоксичного америция и кюрия. И рост проблемы из-за необходимости утилизации америция и кюрия (выжигание/хранение долговременное).

IMHO, высокофоновый плутоний из ОЯТ современных и строящихся легководников с высокоми характеристиками выгораниями должен использоваться лишь однократно без повторной переработки. Причем в наиболее простом и удешевленном варианте производства топлива из такого плутония.
Варианты использования высокофонового плутония.
1) в тяжеловодниках в виде REMIX смеси из ОЯТ в виде вибротоплива;
2) в БНах в виде вибротоплива на основе инертной матрицы типа ZrO2 в ТВС с увеличенной бланкетной зоной из обедненного урана или тория. Причем конструкция ТВС должна позволять легко извлекать бланкетные стержни для переработки;
3) в СВБР или БРЕСТе в виде смешанного топлива с минорами;
4) в ЖСР в качестве утилизируемого топливного компонента в смесях типа PuF3-ThF4-NaF-LiF и PuCl3-ThCl4-NaCl(LiCl)-KCl-MgCl2(AlCl3). Рециклинг фторидной топливной смеси газофторидный через летучие MeF6. Для хлоридных топливных смесей рециклинг пироэлектрохимический.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.2.2015, 21:48

[Pakman]

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

[LAV48]

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

Яркий пример взаимосвязанности тем с примером перетекания из одной в другую

[VBVB]

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

Те же ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ" и НИЦ «Курчатовский институт» усиленно пропиаривают "сверхперспективный" вариант "легководника будущего" в виде ВВЭР-СКД.
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/SCWR.php
http://www.atominfo.ru/newsd/k0230.htm
http://www.atominfo.ru/newse/l0411.htm
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
http://atomicexpert.com/content/%D1%81%D1%...%B4%D0%B0%D1%87
http://www.atomic-energy.ru/papers/29795

Дескать у этой сверхинновационной ЯРУ и кпд выше будет до 42-45%, и эффективность топливоиспользования больше на 10-20%, выгорание топлива увеличенное до 75 МВт*сут/кг U, прогнозируемый КВ почти в два раза увеличится до КВ=0,8 (даже КВ под 1 уже озвучивали) и топливо на треть активной зоны МОХ будет. Только вот доводить этот реактор до ума предполагается не менее 20-30 лет. Т.е.увидеть его в виде строящейся серии не ранее 2040 года предполагается. Однако очевидно, что к 2045-2050 году имеющиеся легководники уже столкнутся с дефицитом "дешевого и доступного" урана-235. Но типа для ВВЭР-СКД спасением частичное использование МОХа будет, что поможет продлить агонию легководного направления энергетических ЯРУ.

Вопрос имеется - зачем тратить огромные деньги, ресурсы и время на проектирование гипотетической энергетической установки, которая по всем перспективным параметрам не сильно превзойдет, а частично будет уступать уже имеющемуся БН-800?
Понятно, что легководное лобби очень сильно в отечественном атомпроме, и легководники пока кажутся более предпочтительными для экспорта. Однако, ключевые недостатки ВВЭРов, а именно невысокую эффективность топливопотребления и низкий коэффициент воспроизводства делящихся материалов очень трудно устранить, не ухудшая экономико-технические характеристики и не усложняя конструкцию использованием легководного теплоносителя сверхкритического давления .

IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.
Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

Сообщение отредактировал VBVB - 26.2.2015, 2:00

[asv363]

Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

Это, без всякого сомнения, верно. Чьи ошибки Вы имеете в виду?

IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.

Так уж сложилось, что уран в ТВС для экспортных контрактов поставляет Россия. Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна. Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).

Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

P.S. Содержательную часть попробую прокомментировать позже.

[Smith]

Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

Учитывая, что речь идет о горизонте 30-го года (это при самом оптимистичном варианте развития событий), то вполне хватит. Ведь помимо Маяка (согласно открытой информации, уже сейчас более 50 т энергетического плутония накоплено), на полную мощность к 20-му году должен заработать ОДЦ, который будет перерабатывать 250 т ОЯТ ВВЭР-1000 в год. При содержании плутония в нем на уровне 1%, имеем на выходе 2,5 т/год.

[Didro]

IMHO, МОХ из ОЯТ высокого выгорания легководниковов для питания легководников использовать это изощренный вариант саморазрушения атомной энергетики с экономической точки зрения.
МОХ-топливо для подпитки легководников или от безвыходности в условиях недопоставок уранового сырья или при затаривания складов энергетического плутония от переработки ОЯТ. Причем если первичный МОХ это дорогой и радиотоксичный продукт, но то при переработки такого ОЯТ появляется РЕМОХ еще более дорогой по стоимости, более низкокачественный и высокорадиотоксичный из-за большей доли Pu-240 и Pu-242.
В добавок сжигание МОХа и РЕМОХа в легководниках - генерация в еще больших количествах высокорадиотоксичного америция и кюрия. И рост проблемы из-за необходимости утилизации америция и кюрия (выжигание/хранение долговременное).

Вы сами помните на чем такие расчеты основывались - средина 70х, нефть под 40$/бар (по покупной стоимости как сейчас 200-250$), везде визг про истощение нефти-газа к концу 80х...

[VBVB]

Чьи ошибки Вы имеете в виду?

Ошибки европейцев и японцев, предполагавших что МОХ альтернативная замена урановому топливу для легководников.
Так можно было предполагать сорок лет назад, когда те же зарубежные PWR имели выгорание топлива 22-26 ГВт·сут/т U и отечественные ВВЭР-440 выгорание 20-22 ГВт·сут/т U. В плутонии из ОЯТ с такими уровнями выгорания содержание изотопа Pu-239 около 67-69% и Pu-241 около 8-9%. Т.е. доля мусорных для легководного нейтронного спектра четных изотопов плутония около 22-25%.

В текущих условиях и в ближайшем будущем выгорание топлива в ВВЭРах составляет/составит около 50-60 ГВт·сут/т U. В плутонии из такого ОЯТ содержание изотопа Pu-239 около 53-46% и Pu-241 около 14-17%. Т.е. доля мусорных для четных изотопов плутония около 33-39%. И плутоний такой из ОЯТ выделять быстро надо, иначе при хранении сильновыгоревшего ОЯТ непрерывно теряется ценный Pu-241.
Ценность такого плутония для легководников, с учетом его высокофоновой радиотоксичности и более трети содержания четных изотопов сомнительна, а с экономической точки зрения очень низкая. Ежели предполагается еще из этого плутония МОХ делать для легководников, а потом еще МОХ-ОЯТ перерабатывать, то в один раз выгоревшем таком МОХе доля нечетных изотопов будет уже более 42-45%. Т.е. по сути куча балласта трансмутируемого.

Цена же МОХ топлива для легководников с производственной точки практически близка к цене МОХ-топлива для БНов. Но при этом, БНы по сравнению с ВВЭР не так сильно поганят состав плутония в МОХ-ОЯТ, имеют в два раза больший КВ и эффективно делят четные изотопы. Плюс переработка МОХ-ОЯТ БНов экономически более целесообразна, чем МОХ-ОЯТ от ВВЭРов.
Поганить среднефоновый плутоний из ОЯТ первых топливных кампаний ВВЭР-440 в ВВЭР-1000/1200 будет явной ошибкой.

Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна.

Ничто не мешает строить двухблочные АЭС в качестве референтных блоков. Например один блок ВВЭР-ТОИ, а второй какой нибудь ВВЭР-1300-СУПЕР.

Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).
Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

Понятно уже, что темпы строительства/ввода замешаюших энергоблоков низкие. И далее хуже только может быть.
Но к чему сейчас строить ВВЭР с ожидаемым сроком эксплуатации в 60 лет, если ожидаемо две трети срока эксплуатации эти реакторы будут иметь проблемы с постоянно дорожающим топливом и сложности с его поставками.

Оценим имеющееся в РФ количество наличное плутония в 50 тонн энергетического+34 тонны ненужного военного. Т.е. не менее 84 тонн.

БН-800 в пересчете на плутоний имеет начальную загрузку около 3 тонны плутония и 1,8 тонны для ежегодной подпитки.
Ориентиовочно шкалируя, БН-1200 будет иметь начальную загрузку около 4.5 тонны и ежегодно требовать 2.7 тонны топлива подпитки.
Допустим, что ОЯТ БН-1200 будет выдерживаться 4.5 лет и далее перерабатываться в течении полугода. Тогда на пять лет работы БН-1200 с учетом первоначальной загрузки потребное количество плутония 15,3 тонны.

Имея сейчас в наличии около 85 тонн плутония, можно сейчас смело планировать строительство в ближайшие 15-18 лет 4-5 единиц БН-1200 и одного БРЕСТ-1200.

Далее же запасы выделяемого плутония РФ будут постоянно увеличиваться из-за переработки ОЯТ ВВЭР-440, БН-600, БН-800 и ввода в строй линии переработки ОЯТ ВВЭР-1000.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.2.2015, 0:29

[arcanist]

ну может быть идет рассчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?

[VBVB]

ну может быть идет расчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?

Везде где идет речь о будущем ВВЭР-С всегда говорится, что этот реактор будет работать на смесях уранового и МОХ топлива, способен работать на чистом МОХ и будет в ближайшие 70-80 лет основной рабочей лошадкой российской атомной энергетики.

Складывается ощущение, что насчет перспектив использования в ВВЭРах тория согласованного мнения так и не выработано. Скорее выраженное отрицательное отношение.
Хотя может вариант подпитки ВВЭРов торий-содержащим топливом и рассматривается как некоторая возможная опция для перспективных иностранных заказчиков новых версий ВВЭР типа Индии, Турции или Аргентины.

Складывается ощущение, что промышленная наработка урана-233 для нужд российской АЭ пока всерьез не рассматривается. Логика проста - типа зачем заморачиваться с ториевым топливом и получением урана-233 если на складе делящихся материалов есть халявный (бесплатный для Росатома) плутоний, выделенный на заводе РТ-1.

[VBVB]

http://atominfo.ru/newsl/s0731.htm

Суммарные запасы ОЯТ, накопленные во всём мире, превышают 240 тысяч тонн.

Такие данные привёл на симпозиуме WNA, прошедшем в начале сентября в Лондоне, вице-президент "GE Hitachi Nuclear Energy" Дэвид Пауэлл.

Даже если грубо принять, что из этого количества только около 200 тысяч тонн составляет ОЯТ от легководников и среднее содержание плутония в таком ОЯТ около 7-9 кг на тонну, то общее количество плутония в этом ОЯТ около 14-18 тысяч тонн!!!

Если этот плутоний выделить, то из него можно наделать почти 200-250 тысяч тонн топлива для легководников.
Этого количества могло бы хватить, что бы в течении 60 лет подпитывать по трети а.з. в 460-570 легководных реакторов мощностью по 1000 МВт(эл.).

И после этих чисел как можно говорить о том, что ОЯТ не нужно перерабатывать.