Индийский AHWR - оценки и перспективы Опции

[VBVB]

Интересно узнать кто и как оценивает перспективы развития индийского строящегося энергетического тяжеловодника AHWR с учетом проблематики его экономичности, особенностей переработки ОЯТ и перспектив дальнейшего развития к более мощным последователям.
Ссылка на краткое описание проекта (Bhabha Atomic Research Centre, Department of Atomic Energy)
http://www.dae.gov.in/gc/ahwr-leu-broc.pdf
Вопросы безопасности AHWR изложены ниже.
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads...2008/ANNEX6.pdf
http://www.barc.ernet.in/publications/eb/g...hapter1/1_7.pdf

Сообщение отредактировал VBVB - 8.5.2011, 19:01

[VBVB]

Хорошая статья по AHWR на русском языке (респект "Атоминфо").
http://atominfo.ru/news/air5294.htm

[RAE]

Ну на счет высокого КВ говорить не приходится - будет примерно 1,05 (как у рекламируемого БРЕСТа).
Т.е. лишь самоподдержание.
Глубина выгорания тоже не впечатляет - 38.
Судя по всему, все портит наличие почти половины плутониевых 24 борок из 54 - с ними КВ вообще будет менее 1.

[VBVB]

Ну на счет высокого КВ говорить не приходится - будет примерно 1,05 (как у рекламируемого БРЕСТа).
Т.е. лишь самоподдержание.
Глубина выгорания тоже не впечатляет - 38.
Судя по всему, все портит наличие почти половины плутониевых 24 борок из 54 - с ними КВ вообще будет менее 1.

Вряд ли стоит ожидать суперхарактеристики от этого индийского аппарата. Но выгорание 38 ГВт/день*т, для тяжеловодника это мощно. Индусы в паре статей обосновывали преимущества AHWR по сравнению с PHWR и BWR, которые у них есть. Т.е. речь идет об обновлении реакторного парка, с учетом расширенного воспроизводства делящихся материалов.
Но с другой стороны этот проект большой скачок от CANDU и PHWR к тяжеловодному бридеру (суббридеру) на тепловом нейтронном спектре, ориентированном на включение тория в ЯТЦ.
Хотя это скорее "самоед" получается.
Все равно проект интересный, и судя по всему потенциал развития имеется.

[RAE]

Выгорание на действующих низко из-за использования необогащенного урана.

[Велла]

НЬЮ-ДЕЛИ,10 октября. /Корр.ИТАР-ТАСС Александр Антипин/. Манифестации против строительства основного объекта российско-индийского сотрудничества в области ядерной энергетики – АЭС “Куданкулам” на юге штата Тамилнад – возобновились в Индии. В воскресенье на улицы прилегающих к станции районов вышли до семи тыс человек.

Протестующие выразили недовольство высказыванием премьер-министра Манмохана Сингха о том, что правительство “намерено идти в ногу с проектом”. Если центральные власти не прислушаются к их “законным требованиям”, демонстранты угрожают новыми массовыми акциями протеста.

После выступлений демонстрантов в сентябре пуск АЭС “Куданкулам” был отложен на два месяца.

В пятницу премьер встретился с активистами акций протеста. Он пообещал, что центральные власти уделят пристальное внимание тому, чтобы использование ядерной энергии в стране отвечало самым высоким стандартам безопасности.

Строительство АЭС “Куданкулам” ведется при содействии компании “Атомстройэкспорт” и основывается на соглашении между бывшим СССР и Республикой Индия, подписанным в ноябре 1988 года, о сотрудничестве в области мирных разработок ядерной энергии. Строительство объекта началось после подписания в ноябре 2001 года Генерального соглашения о сооружении АЭС “Куданкулам” и меморандума об основных принципах сотрудничества и взаимных обязательствах. Российская сторона обязалась обеспечить техническую поддержку проекта, поставку оборудования и материалов, а также подготовку и обучение индийского персонала станции.

Первый энергоблок должен быть введён в эксплуатацию уже в конце 2011 года. Всего на площадке “Куданкулам” будет возведено шесть энергоблоков.

[Geronimo]

Только что вернулся с Куданкулама. Влияние протестов на ход работ следующее:

1. Меньше рабочих на площадке. Возможно, это связано с окончания какого-нибудь этапа работ.
2. Запретили на 3 недели поездки из поселка специалистов в соседние города. В эти выходные вывезли в Нагеркойл.
3. АСЭшники нервничают. Их на оперативках накачивают разноообразными слухами "голодает 100 человек, скоро встреча с премьер-министром" и т.д.
4. Работы идут, на мой взгляд, в нормальном режиме.

Причины демонстраций следующие:

1. Скоро у них выборы в правительство штата. А тут хороший повод заработать политический капиал. Где были эти борцы, когда шло согласование, в т.ч. с местными жителями, о месте строительства?
2. Голодают у них часто и без всякого повода, так что пусть голодают дальше.
3. Конечно, не стоит забывать о наших друзьях - американцах. У них, если не ошибаюсь, тоже есть площадка в Индии. Как там с протестами? Неужели нет? То есть американский атом более кошерный, несмотря на то, что Фукусима строилась америкацами "под ключ". К тому же работы на 1-м блоке выходят на конечную прямую - физпуск уже вот-вот. "Невидимая рука рынка", навернятка, отсыпала зелени протестующим. Тут надо понимать - народ живет бедно. Если человек бастует, то он денег не получает. Кто кормит его семью?

[AtomInfo.Ru]

Только что вернулся с Куданкулама. Влияние протестов на ход работ следующее:

Спасибо за рассказ! Набрались нахальства и сделали на его основе короткую новость
http://atominfo.ru/news8/h0424.htm

[Geronimo]

Спасибо за рассказ! Набрались нахальства и сделали на его основе короткую новость
http://atominfo.ru/news8/h0424.htm

Рад помочь.

[AtomInfo.Ru]

Рад помочь.

Сегодня перекрыли все дороги к станции.
http://atominfo.ru/news8/h0465.htm

[VBVB]

"Успехи" BWR на Фукусиме-1 сподвигли индусов к переосмыслению важности пассивной безопасности AHWR.
http://icapp.ans.org/icapp12/program/abstracts/12298.html
Смысл индийских предложений по улучшению пассивной безопасности. Установить над каждым AHWR емкость с водой объемом 8000 тонн (Gravity Driven Water Pool, GDWP), соединеную каналом с водой-теплоносителем реактора. По расчетам, при пассивной циркуляции в ходе охлаждения реактора после его аварийного останова с полной мощности, до кипения всей массы воды в системе AHWR+GDWP пройдет около 7 дней. Кипение воды в 8000-тонной емкости до повышения критического давления позволит производит теплосъем активной зоны суммарно в течении 40 дней. Оценено, что в течении 16 дней гермооболочка будет выдерживать внутреннее давление за счет конденсации пара стенками и трубчатыми теплообменниками. В общем по расчетам, с возможностью вентиляции ГО приведение AHWR к "холодному" состоянию должно уложиться в 50 дней.

[armadillo]

а какие недостатки такое решение добавляет? Увеличение количества мест, которые могут сломаться?

[VBVB]

а какие недостатки такое решение добавляет? Увеличение количества мест, которые могут сломаться?

А какие есть более лучшие технические предложения по улучшению расхолаживания РУ при потери подачи теплоносителя?
Индусы обсуждают решение, которое уже давно было придумано и пытаются совместить его с имеющимся проектом без кардинальной переделки последнего. Поэтому все логично. Уж не ловушку кориума под AHWR городить. Лучше уж штатно расхолаживать с дополнительными системами водоподачи и энергообеспечения.

[VBVB]

Еще одно общее описание AHWR.
http://www.dae.gov.in/publ/ahwr1.pdf
В разделе "Некоторые отличительные особенности AHWR" на 6-ой странице удивила фраза "Hundred year design life of the reactor". Это как понимать? Индийцы всерьез думают, что AHWR с момента постройки до сотни лет сможет проработать?

Сообщение отредактировал VBVB - 14.1.2012, 15:52

[Geronimo]

Если не по теме - перенесите.
Общался вчера по телефону с русской наладкой в Куданкуламе. Мне сообщили следующее:
1. Всвязи с беспорядками и демонстрациями большую часть персонала (индийского), работающего по контракту, сократили или перевели на другие проекты.
2. На первом блоке завершили горячую обкатку, проводят доп.испытания по помехоустойчивости кабельных линий к приводам СУЗ.
3. Загрузка топлива – не ранее августа-сентября.
4. По второму блоку наладочные работы не ведутся (по крайней мере, в части спецсистем АСУ реактора).

[AtomInfo.Ru]

Geronimo,

как всегда, Вам огромное спасибо за свежие новости с полей. Заходите почаще

Сделали новость.
http://atominfo.ru/newsa/j0392.htm

[Geronimo]

Geronimo,

как всегда, Вам огромное спасибо за свежие новости с полей. Заходите почаще

Сделали новость.
http://atominfo.ru/newsa/j0392.htm

Захожу то я почти каждый день - новостей нет. По блокам в России и так все знают, а за рубежом строят редко
Поеду скоро в Китай - узнаю у коллег, как идет согласование по внесению изменений в проект Тяньвань 3,4 (по результатам Фукусимы).

[сергей]

Новостей то по сути нет.С октября непонятная замороженная ситуация.
Кстати ,несколько коллег попали в неприятную ситуацию с этим "подвешиванием" работ.Так как во время "обострения" находились в отпуске здесь.Ну и когда засобирались обратно ,то оказалось ,что визу не открывают.И потянулись дни тоскливого ожидания.(А ,если учесть ,что за время ожидания зарплата не положена - то тоскливого вдвойне...)

[VBVB]

Интересный документ.
IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-2.4 "Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles"
http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/...Pub1540_web.pdf
Оценки специалистов, составлявших документов, по использования тория в открытом топливном цикле для тяжеловодника AHWR говорят, что этот вариант окупит себя по сравнению с леговодным PWR лишь при цене урана в 250$ для PWR.
Для замкнутого топливного цикла с переработкой ОЯТ утверждается, что ториевый топливный цикл станет экономически более выгодными по сравнению с открытыми урановыми циклами для PWR только после удорожания природного урана до отметки 400$/кг и выше.
После таких оценок можно сделать вывод, что эксперты МАГАТЭ (кто такие?) что-то насчитали не того или у индусов в голове совсем неверные цифры по экономике AHWR сидят.
IMHO, использованная методика оценки экономики ториевого топливного цикла на AHWR слишком мутная и элемент ангажированности в выводах неких экспертов присутствует.

[Smith]

Эксперты-составители обзора перечислены на 155-156 стр. отчета :-)
Количество индусов и канадцев солидное. От нас там ФЭИшники (Чебесков, Калашников и Декусар).

Сообщение отредактировал Smith - 9.11.2012, 18:28

[Smith]

и, кстати, вот ещё что - http://atominfo.ru/newsb/k0273.htm

[VBVB]

Эксперты-составители обзора перечислены на 155-156 стр. отчета :-)

Ну тогда получается, что индийского AHWR экономичность не самоцель. Видимо фактор самодостаточности в плане обеспечения ядерным топливом для индусов большую роль имеет. Ну и аспект генерации урана-233 для дел разных (например потребность подводного флота).

[armadillo]

почему не самоцель?
просто они закладываются на отсутствие обогащающей промышленности - в расчете на плутоний и торий.
ИМХО, это намного более разумный способ чем у других наций, которые просто исторически спешили сделать ЯО на уране.

[VBVB]

почему не самоцель?
просто они закладываются на отсутствие обогащающей промышленности - в расчете на плутоний и торий.
ИМХО, это намного более разумный способ чем у других наций, которые просто исторически спешили сделать ЯО на уране.

Т.е. предполагаем, что индусы решили парк ЯО разнообразить и зарядами на уране-233?
Скорее есть завязка AHWR с потребности строящегося индийского подводного флота в ВОУ.

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2012, 16:25

[armadillo]

возьмем с нуля абстрактную страну.
Нет промышленности обогащения. Но есть технический уровень.
Что строить и на что закладываться?
центрифуги и диффузные фабрики сравнимо с США, РФ и Франции?
или можно заложиться на чистый плутоний с торием? Или это вообще не обсуждается и не обдумывается, потому что деды так постановили?

Заряды на 233 я так понял индусы как раз испытывали.

[VBVB]

возьмем с нуля абстрактную страну.
Нет промышленности обогащения. Но есть технический уровень.
Что строить и на что закладываться?
центрифуги и диффузные фабрики сравнимо с США, РФ и Франции?

А почему вы думаете, что в Индии нет обогательных мощностей по урану?
Возможности индусов по обогащению на экспериментальной линии в BARC с новым каскадом экспериментальных центрифуг оцениваются под 200-300 SWU/год (т.е. один боезаряд на ВОУ раз в 8-10 лет).
Возможности завода RMP на 2006 оценивались в 9200-9600 SWU/год, а сейчас около 14000-16000 SWU/год. Т.е. сейчас возможности обогащения позволят спокойно содержать индусам 4-5 АПЛ.
http://www.isis-online.org/publications/so...ingcapacity.pdf

http://fissilematerials.org/blog/2010/06/i...g_new_cent.html

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2012, 17:40

[armadillo]

спасибо.
для АПЛ пока действительно нужен ВОУ.
А вот для реакторов им имеет смысл использовать природный.

[asv363]

Честно признаюсь, в какую тему, не определился. На сайте isis, насколько помню, мне попадалась более полная информация об индийских центрифугах. Что интересно - они небольшие по высоте, 1250 мм или 1280 мм.

Вопрос, в приведенной статье идет речь об уране-235. Где и как выделяют уран-233, и как будет соотноситься количество SWU или ЕРР для него, относительно 1 кг ВОУ реакторного качества современной АПЛ?

[armadillo]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

[asv363]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам. Вот по химии процесса - к товарищу VBVB.

Есть говорят, небольшая примесь урана 232 и 234. Последний в незначимых количествах в природе присутствует.

[VBVB]

Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Обычно при нейтронном облучении тория тепловыми нейтронами на выходе получается смесь урана-233 (около 97,0-99,5%), урана-234 (0,5-1,5%) и урана-232 (0.01-1.5%).
Уран-232 довольно неприятен по свои радиационным характеристикам, имеет в цепочке распада 6 альфа-распадов и 2 бета-распада. Наиболее пакостен дочерний таллий-208 (жесткая гаммма с 2.6 МэВ).
Есть четкая аналогия между ураном-232 и плутонием-238 по ядерным характеристикам. У обоих изотопов малая критмасса (для урана-232 около 3-4 кг с отражателями) с возможностью детонации как на промежуточных, так и тепловых нейтронах. Однако свежий изотоп уран-232 имеет в 1,24 раза большое удельное тепловыделение по сравнению с плутонием-238. Уран-232 также спонтанно генерирует нейтроны как и плутоний-238, но с меньшим выходом. Т.е. для создания боезарядов уран-232 - реальная проблема. И создает значительные проблемы при проихзводстве ядерного топлива на основе урана-233.
Для тяжеловодных и графитовых реакторов-наработчиков для минимизации выхода урана-232 при получении целевого урана-233 требуется оптимизация бланкетной зоны как по термализации нейтронов так и по их флюенсу. В последнее время появились работы по оптимизации получения высокочистого урана-233 на промежуточных и быстрых нейтроннах.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 15:50

[VBVB]

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам.

Дорого получается из-за попытки выделять уран-233 как целевой продукт. Поскольку такой подход требует выделения в реакторе бланкетной области/областей для облучения тория с необходимыми нейтронными характеристками. Т.е. гетерогенная наработка урана-233 в активной зоне. А это приводит к куче проблем с неэффективностью топливного цикла ЯЭУ и переработке большого количества ториевого сырья с малым содержанием наработанного урана-233.
Если же использовать гомогенный подход к наработке урана-233 в виде работы тяжеловодника на плутоний-ториевом МОХе, то можно достичь условий равновесного накопления урана-233 и выделить его путем процесса THOREX или более новыми варинтами. Можно вообще использовать вариант примененный на Shippingport Light Water Breeder Reactor (прообраз экспериментального флотского реактора с уран-ториевым топливом c выдачей 60 МВт(эл.) ), типа брать смешанное топливо состава 5U(98% ВОУ)O2-95ThO2 и жечь его в суббридерном режиме в режиме самовосполнении нарабатываемого урана-233. Вот в этом случае стоимость уран-233, нарабатываемого in situ будет на порядок ниже, по сравнению с его наработкой в бланкетной зоне тяжеловодника-наработчика. Если же на плутоний-ториевый MOX из плутония реакторного перейти, то генерация урана-233 еще дешевле будет.
В том же AHWR относительно невысокое выгорания топлива, как пишут индусы, оптимизировано под оптимальное накопление генерируемого урана-233.
Ну а если работать на жидкосолевых топливных смесях, то стоимость генерации урана-233 вообще со стомостью ВОУ сравнится, при гораздо лучшем нейтрон-генерерирующем потенциале урана-233 в тепловом и промежуточном спектре по сравнению с ураном-235.
IMHO, с учетом роста цен на нефть для будущего развития военного и грузового флота современный транспортный аналог LBWR на уран-ториевом или плутоний-ториевом топливе очень перспективен. Относительно дешево и до 6-7 лет между перезарядками а.з.
Многие страны уже активно переоценивают отношение к торию как будущему ядерному топливу.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 17:42

[armadillo]

типа брать смешанное топливо состава 5U(98% ВОУ)O2-95ThO2 и жечь его в суббридерном режиме в режиме самовосполнении нарабатываемого урана-233. Вот в этом случае стоимость уран-233, нарабатываемого in situ будет на порядок ниже

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

[VBVB]

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

Не стоит забывать, что Shippingport LWBR был рабочим прототипом экспериментального флотского реактора. Поэтому во главу угла ставилась в том числе и максимальное увеличение длины топливной кампании, отсюда и использование ВОУ naval grade. Реактор LWBR отработал 29000 тыс эффективных часов, т.е. в реальных условиях на лодке при КИУМ=0,15-0,20 этот реактор отработал бы около 22-16,5 лет без перезарядки. Очень неплохой результат.
Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 18:02

[asv363]

Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Почитал сегодня отчет по Shippingport LWBR. Эффект удержания продуктов деления и не только их, утверждается при данном х=0.03-0.08. Глубины выгорания запомнились меньше (для LWBR),не выше 30 ГВат*сут/тонну. За AHWR, не скажу. В подробном описании THOREX и последователей, регулярно натыкался на минорные актиниды, это так?

[VBVB]

В подробном описании THOREX и последователей, регулярно натыкался на минорные актиниды, это так?

Если имется в виду переработка МОХа типа 235UO2-232ThO2, то за счет нейтронного захвата ядром 235U и 234U (есть в ВОУ и побочный изотоп при наработке урана-233) возможно получение и некоторого количества 237Np в ОЯТ. Насчет америция или кюрия ситуация более хитрее. Из плутониев в ОЯТ МОХа типа 235UO2-232ThO2 при низких выгораниях будет превалировать плутоний-239 (разные пути наколения для него есть), а при высоких выгораниях пойдут массово остальные изотопы плутония. Ну а из них и америций (преимущественно 241Am) с кюриями (преимущественно 244Cm и 245Cm) по цепочкам соответствующим. Только в отличии от топлива 235UO2-238UO2 в уран-ториевом МОХе младших актинидов на порядок меньше будет.
Однако справедливости ради, отмечу для ясности (в противовес болтовне о "сверхэкологичном ториевом топливе"), что для всех видов ториевых топлив в ОЯТ также всегда будут иметься младшие актиниды. И даже в ОЯТ 233UO2-232ThO2 они будут присутствовать. Но в горадо меньших количествах по сравнению с другими вариантами ядерных топлив.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 19:51

[VBVB]

Ну все таки мутные индусы.
То говорят, что "Активная зона реактора AHWR, проект которого разработан в Индии, будет загружаться ториевым и низкообогащённым урановым топливом".
http://atominfo.ru/newsj/q0203.htm
То потом говорят, что "Индия не отказывается от использования торий-плутониевого топлива в своих реакторах AHWR, разработка которых ведётся в этой стране".
http://atominfo.ru/newsj/q0433.htm

Причем, объяснение "AHWR-LEU сможет иметь экспортный потенциал в отличие от варианта AHWR с торий-MOX-топливом" за уши притянули.
О каком экспортном потенциале непостроенного и довольно специфичного энергетичесого реактора-наработчика они ведут речь?
Сомневаюсь что вообще есть реальные финансово-самодостаточные потребители столь своеобразной технологии как AHWR.
И по политическим причинам также сомнительны варианты продаж AHWR разным мутным режимам.

В реале можно предполагать, что практическое создание промышленного производства торий-плутониевого керамического топлива оказывается для индусов очень сложным и геморным. Этого следовало ожидать.
Успехи же индусов в области производства оксидных вибротоплив не особо известны.

Также еще более сомнительны какие либо достижения индусов в области переработки ОЯТ MOX-ThO2. Водная переработки такого типа ОЯТ очевидно малоперспективна, а с пироэлектрохимией у индусов все довольно туго обстоит. Какие то успехи индусов в области фторидной газофазной пиропереработки ОЯТ тоже не известны.
Т.е. сваять несколько ТВС с торий-MOX-топливом для пробной загрузки AHWR они смогут, а вот наладить относительно быструю (в течении 3-5 лет) переработку этого ОЯТ вряд ли.
Поэтому и разговоры про экспортный потенциал UO2-ThO2 как основного топлива ведут.

IMHO, однако, довольно бессмысленно по экономике строить энергетический реактор типа AHWR с перспективой его использования на UO2-ThO2 топливе.
Использование МОХа от слабообогащенного ОЯТ тарапурских BWR и PHWR вкупе с торием в качестве топлива AHWR есть и была основная фишка этого проекта.
Но, видимо, для реального производства MOX-ThO2 и переработки его ОЯТ это еще тот уровень хай-тека требуется.
Причем, есть ощущение, что до этого технологического уровня еще индусам идти и идти не менее десятка лет.

[VBVB]

Появляется настойчивое ощущение, что никакого начала реального строительства реактора AHWR до 2020 начато не будет. А первый блок с AHWR никак не ранее 2025 может появится.
Прозападные силы и индийском атомпроме усиленно продавливают легководники разных проектов и изготовителей. Сделки всякие с буржуями в этом направлении подписывают.
Писалось, что "Индия приступила к работам по созданию проекта легководного реактора мощностью 900 МВт(эл.)" и собирается построить собственныйцентрифужный разделительный завод для прозводства НОУ для парка легкодных реакторов.

Атоминфо публиковал откровения индийского атомного ветерана. Так дедушка прямо говорит

Создание и эксплуатация реакторов PHWR являются одним из важнейших достижений программы "Сделано в Индии". Наш "друг" Барак никогда не станет поддерживать подобную программу, и мы уже стали свидетелями его лукавых слов по поводу нашей независимой программы солнечных электростанций.

Уверен, что немалое число народа в индийском атомпроме такой точки зрения с опорой на собственный силы развития индийского атома придерживается.
Индусами эксплуатируется 18 блоков с PHWR и ещё четыре строятся. Почти все эти реакторы собраны собственными силами.
Было сказано ветераном

Сегодня мы располагаем тремя поколениями инженеров и учёных, владеющими технологиями PHWR и способными довести их до мощностей 1000-1200 МВт(эл.).

Наверняка индусы могут и десяток мощных PHWR по 1000-1200 МВт(эл.) построить в ближайший десяток лет. И реактор AHWR в ближайшие пару лет можно было бы бы индусам начать строить. Но видимо нынешние "эффективные индийские менеджеры" не помнят или не хотят осозновать основного императива развития программы индийского атома "Выход на освоение обширных индийских запасов тория".
Кажется индусам, что за зеленые бумажки они всегда смогут купить необходимого им дефицитного урана...

А ведь демонстрация расширенного топливного цикла с примененим тория на тех же PHWR или на специализированном AHWR могла бы серьезно сдвинуть с мертвой точки проблему использования тория в современной АЭ, тем самым давая возможность отодвинуть реальную проблему исчерпания доступных запасов урана-235 на несколько десятков лет.
Хотя бы в перспективе создания развитой АЭ с опорой на собственное сырье для таких стран как Индия, Бразилия, Турция, Египет, Венесуэла.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.2.2015, 19:04

[pappadeux]

Наверняка индусы могут и десяток мощных PHWR по 1000-1200 МВт(эл.) построить в ближайший десяток лет.

проблема в том, что вроде проекта PHWR-1000 просто не видно. И уже несколько лет Индия не закладывает новых тяжеловодников.
Пора бы выкатить проект и начать копать...

Кажется индусам, что за зеленые бумажки они всегда смогут купить необходимого им дефицитного урана...

По текущим ценам на уран, вполне разумная политика. Интересно, создают ли индусы, пока можно, некий урановый запасец?

А ведь демонстрация расширенного топливного цикла с примененим тория на специализированном AHWR могла бы серьезно сдвинуть с мертвой точки проблему использования тория в современной АЭ

сам проект, честно, выглядит слегка странным...

[VBVB]

Интересно, создают ли индусы, пока можно, некий урановый запасец?

Есть ощущение, что наметившийся акцент на строительство легководных реакторов в Индии с работой на низкообогащенном урановом топливе связан с парой причин.

Первая - для развития атомного подводного флота индусам нужно много ВОУ (они завляли что хотят построить 6 "Арихантов") по низкой стоимости производства. Строительство центрифужного завода под мирную тематику развития АЭ на легководниках западных/российских проектов позволит прикупить/получить нужные современные центрифужные технологии у тех же европейцев или РФ.

Вторая - для развития направления индийских натриевых быстровиков, последователей PFBR, нужен приличный оперативный запас плутония в количестве нескольких десятков тонн.
Выделять топливный плутоний из ОЯТ тяжеловодных PHWR экономически дорого и неэффективно. Из ОЯТ лекговодников, в котором плутония наработанного по 9-10 кг на тонну и урана-235 остаточное содержание под 1%, выделение плутония экономически более дешево, поскольку урановый регенерат компенсирует часть затрат. Плюс этот регенерат урана-235 можно пускать на топливо для тех же PHWR, слегка добавив НОУ при конверсии. А НОУ таковой может браться при переработке лодочного топлива.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.2.2015, 20:40

[Nucon]

Не стоит забывать, что Shippingport LWBR был рабочим прототипом экспериментального флотского реактора. Поэтому во главу угла ставилась в том числе и максимальное увеличение длины топливной кампании, отсюда и использование ВОУ naval grade. Реактор LWBR отработал 29000 тыс эффективных часов, т.е. в реальных условиях на лодке при КИУМ=0,15-0,20 этот реактор отработал бы около 22-16,5 лет без перезарядки. Очень неплохой результат.
Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Я пару раз критикова ваш подход и знания, но модератор благодушно удалял мои посты. Тем не менее, вы продолжаете удивлять.
1. Откуда вы взяли, что на лодке этот реактор отработал бы такое время. Расчет приведите? И еще, когда будете считать, подумайте еще и о том, каковы причины досрочных и срочных перегрузок корабельных зон.
2. Вам известен хоть один случай работы лодочной зоны легководника расчетное время, до полного выгорания? Пример. Какая самая длительная кампания у лодочной зоны?
3. Почему зоны ледокольные ходят дольше лодочных? Новости в развитии вам известны? Сопоставьте с плавучкой.
4. Последняя выведенная из линии ПЛА в США (несколько недель назад) какой КУИМ по вашему она имела? В печати даны срок службы 30 лет и количество выходов в море/дежурств 18. Прикиньте.
5. Как это соотносится с работой реактора?
6. Очень занятно про "таблеточную фишку". Источник плиз. Вы это считали сами? Ссылку на софт дайте. Что рассчитывалось? И соотношение интересное... занимательное.
7. Вы серьезно считаете, что таблетка решит ВСЕ проблемы? Не пробовали считать температуру сердечника и оболочки? Давайте я вам так скажу, в прогрессивном топливе она 450С градусов, а в той же геометрии "таблетки" 1500С. Ничего не странно? Особенно с т.з. обеспечения маневренности. Не улавливаете?

Будте аккуратны и обоснуйте ответы плиз.

Можно частный вопрос, у вас какое базовое образование, и опыт, и что вы делаете по жизни сейчас? Журналист? Студент? Интересующийся?

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:41

[Nucon]

спасибо.
для АПЛ пока действительно нужен ВОУ.
А вот для реакторов им имеет смысл использовать природный.

Обогащение для лодочного топлива снизилось более чем вдвое. Конечно не ЛОУ, но...

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:34

[Nucon]

Есть ощущение, что наметившийся акцент на строительство легководных реакторов в Индии с работой на низкообогащенном урановом топливе связан с парой причин.

Первая - для развития атомного подводного флота индусам нужно много ВОУ (они завляли что хотят построить 6 "Арихантов") по низкой стоимости производства. Строительство центрифужного завода под мирную тематику развития АЭ на легководниках западных/российских проектов позволит прикупить/получить нужные современные центрифужные технологии у тех же европейцев или РФ.

Вторая - для развития направления индийских натриевых быстровиков, последователей PFBR, нужен приличный оперативный запас плутония в количестве нескольких десятков тонн.
Выделять топливный плутоний из ОЯТ тяжеловодных PHWR экономически дорого и неэффективно. Из ОЯТ лекговодников, в котором плутония наработанного по 9-10 кг на тонну и урана-235 остаточное содержание под 1%, выделение плутония экономически более дешево, поскольку урановый регенерат компенсирует часть затрат. Плюс этот регенерат урана-235 можно пускать на топливо для тех же PHWR, слегка добавив НОУ при конверсии. А НОУ таковой может браться при переработке лодочного топлива.

Вам точно известно, какой реактор и какая зона? Хотя бы приблизительно. И если он/она похожы например на 3-е поколение, понятно что там будет?

Вторая часть, просто "вау"!

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:47

[asv363]

Я пару раз критикова ваш подход и знания, но модератор благодушно удалял мои посты. Тем не менее, вы продолжаете удивлять.

Поскольку админ трет все мои посты

Пока админ не удалил

Прекращайте юродствовать. Особо отмечу, что на нескольких известных мне форумах, любая открвтая критика методов, действий и т.п. модератора запрещена и карается временным или пожизненным отлучением от ресурса. Убедительная просьба не нагружать уважемого AtomInfo.Ru лишней работой.

Необоснованную критику сообщений уважаемого VBVB стоит, наверное, удалить. Есть провокационнык вопросы, направлйте их мне.

Можно частный вопрос, у вас какое базовое образование, и опыт, и что вы делаете по жизни сейчас? Журналист? Студент? Интересующийся?

Сообщение своё зимы 2012-2013 годов перечитайте и подумайте, на каких принципах органмзована работа АЗ разных проектов. После чего, сами, открыто, распишкте свою биографию.

[VBVB]

Вам точно известно, какой реактор и какая зона? Хотя бы приблизительно. И если он/она похожы например на 3-е поколение, понятно что там будет?

А разве не очевидно, что на "Арихантах" легководяной реактор на ВОУ. Уж не на плутонии или на уране-233/тории...

Вне зависимости какая там зона, топливо на основе высокообогащенного урана-235 этот реактор потреблять будет. Индусы сами писали, что для Арихантов производится 40% ВОУ.

Учитывая имеющиеся в индии проблемы с запасами урана-235 и низкой продуктивностью их центрифужных технологий индусы так или иначе через несколько лет эксплуатации своих АПЛ придут к переработке отработанного лодочного топлива и регенерат такой куда то им придется далее использовать.

[VBVB]

Если по более-менее свежим докладам, то о характеристиках своих энергетических тяжеловодниках индусы пишут следующее.

По топливу добивались выгорания:
1) на природном уране до 7000 МВт*сут/тонну (в центральной зоне PHWR добивались величины до 9800 МВт*сут/тонну)
2) на рециклированном урановом регенерате от BWR (0,85% по U-235) до 11000 МВт*сут/тонну
3) на слабообогащенном оксиде (2% по U-235) до 25000 МВт*сут/тонну
4) на UO2(обедненный)-4%PuO2(от BWR) до 20000 МВт*сут/тонну
5) на UO2(обедненный)-2,4%PuO2(от BWR) до 15000 МВт*сут/тонну
6) на UO2(природный)-0,4%PuO2(от BWR) до 10500 МВт*сут/тонну
7) на UO2(0,9% по U-235)-ThO2 до 13000 МВт*сут/тонну
8) на ThO2+4%PuO2(от BWR) до 22000 МВт*сут/тонну
9) на ThO2+2,4%PuO2(от BWR) до 15500 МВт*сут/тонну

Видно, что эффективности потребления делящихся материалов PHWR явно превосходит имеющиеся легководники разные.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 3:18

[VBVB]

В 2011-2012 индусы в разных докладах озвучивали планы развития своей АЭ до 2030 года.

Собственных запасов урана им хватает лишь на постройку/питание 10 PHWR по 700 МВт(эл) и одного AHWR. Запасов плутония имеющихся и перспективных предполагается иметь лишь на снабжение всего 4 единиц натриевых FBR.

По этим планам также предполагалось, возможное строительство 34 единиц до 40 (!!) ГВт мощности легководников на импортном топливе и возможно 10-12 PHWR по 700 МВт(эл) также на импортном уране взамен части легководников.

Т.о. понятно становится почему никто не спешит со строительством AHWR. Приоритет по перспективе использования плутония отдается натриевым быстровикам.
По топливу чтобы AHWR (300 МВт(эл)) запустить нужно пожертвовать или одним FBR (500 МВт(эл)) или одним PHWR в 700 МВт(эл).

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 2:31

[Nucon]

А разве не очевидно, что на "Арихантах" легководяной реактор на ВОУ. Уж не на плутонии или на уране-233/тории...

Вне зависимости какая там зона, топливо на основе высокообогащенного урана-235 этот реактор потреблять будет. Индусы сами писали, что для Арихантов производится 40% ВОУ.

Учитывая имеющиеся в индии проблемы с запасами урана-235 и низкой продуктивностью их центрифужных технологий индусы так или иначе через несколько лет эксплуатации своих АПЛ придут к переработке отработанного лодочного топлива и регенерат такой куда то им придется далее использовать.

И что... ваши выводы сделаные выше в постах противоречат вашему утверждению здесь. Вы точно понимаете и знаете уровень кооперации с Индией? может оставить в стороне вопросы политические. И рассуждения о том как это может повлиять. Утверждение о легководнике на ВОУ верно. Это все. Остальное слова.

[Nucon]

Если по более-менее свежим докладам, то о характеристиках своих энергетических тяжеловодниках индусы пишут следующее.

По топливу добивались выгорания:
1) на природном уране до 7000 МВт*сут/тонну (в центральной зоне PHWR добивались величины до 9800 МВт*сут/тонну)
2) на рециклированном урановом регенерате от BWR (0,85% по U-235) до 11000 МВт*сут/тонну
3) на слабообогащенном оксиде (2% по U-235) до 25000 МВт*сут/тонну
4) на UO2(обедненный)-4%PuO2(от BWR) до 20000 МВт*сут/тонну
5) на UO2(обедненный)-2,4%PuO2(от BWR) до 15000 МВт*сут/тонну
6) на UO2(природный)-0,4%PuO2(от BWR) до 10500 МВт*сут/тонну
7) на UO2(0,9% по U-235)-ThO2 до 13000 МВт*сут/тонну
8) на ThO2+4%PuO2(от BWR) до 22000 МВт*сут/тонну
9) на ThO2+2,4%PuO2(от BWR) до 15500 МВт*сут/тонну

Видно, что эффективности потребления делящихся материалов PHWR явно превосходит имеющиеся легководники разные.

Ответов на вопросы не увидел.

[AtomInfo.Ru]

Nucon - блокировка на месяц за грубость в адрес участников форума. Пост удалён. - Модератор

[VBVB]

Утверждение о легководнике на ВОУ верно. Это все. Остальное слова.

Исходя из того факта, что индусам хорошо известен лодочный реактор ВМ-4-1 по первой "Чакре", то явно что хуже его по характеристикам для "Ариханта" ЯЭУ строить не собирались. При этом сами индусы писали, что реактор для Арихантов и тестовый реактор-прототип в Калпакаме будет мощностью 100 МВт. Однако из-за проблем с получением урана-235 необходимой степени обогащения позднее писалось, что на мощность более 80 МВт он не выходил. Потом проблему с уровнем обогащения ВОУ для лодочного топлива индусы вроде как решили и заявлялось, что на самом "Ариханте" мощность реактора может 85 МВт достигать.

Логично предположить, что реактор на "Ариханте" с высокой долей вероятности будет работать на металлическом топливе U-Al (такое топливо им знакомо по исследовательскому реактору KAMINI и по первой "Чакре") c ориентировочным уровнем обогащения от 20 до 40% (вилка между вторым и третьем поколением ЯЭУ). Вероятно, что первая зона "Ариханта" может иметь обогащение 20-22% (соответственно может отработать до 6000 эфф. часов), а последующие варианты будут наверняка на интерметаллиде типа UZr2 c уровнем обогащения до 36-40% и соответственно двукратно удлиненной топливной кампанией. Тогда вот до желаемых 100 МВт они и доберутся...

Сообщение отредактировал VBVB - 13.2.2015, 3:23

[alex_bykov]

Анпилогов выдал серию по индийскому атому в "Однако" (1, 2, 3).

[Smith]

на ториевую беговую дорожку выходит луноликий спортсмен.