ВВЭР, все про реакторы ВВЭР Опции

[AtomInfo.Ru]

Тема открыта по просьбе посетителей.

[Smith]

с таким вариантом в Росатом не так уж давно обращались товарищи из "Ториум Пауэр" (ныне - Лайтбридж), даже какие-то расчеты проводили на тему тория в ВВЭР, но были вежливо посланы.

[VBVB]

с таким вариантом в Росатом не так уж давно обращались товарищи из "Ториум Пауэр" (ныне - Лайтбридж), даже какие-то расчеты проводили на тему тория в ВВЭР, но были вежливо посланы.

Ну понятно, что нам конкуренты для поставок топлива забугорным реципиентам не нужны.
А у нас вообще не рассматривался вариант ВВЭР с гибридной уран-ториевой зоной для последующих продаж тем же индусам или туркам?
Или такой вариант нашим менеджерам не интересен?

[AtomInfo.Ru]

Ну понятно, что нам конкуренты для поставок топлива забугорным реципиентам не нужны.
А у нас вообще не рассматривался вариант ВВЭР с гибридной уран-ториевой зоной для последующих продаж тем же индусам или туркам?
Или такой вариант нашим менеджерам не интересен?

Рассматривать можно всё, что угодно. И рассматривают, собственно.

Но следующий ВВЭР (после ВВЭР-ТОИ) будет всё-таки с плутониевым MOX как более проработанный вариант.

[VBVB]

Но следующий ВВЭР (после ВВЭР-ТОИ) будет всё-таки с плутониевым MOX как более проработанный вариант.

А какова мощность предполагается у этого "следующего ВВЭРа"? Тоже в районе 1250-1300 МВт(эл) или поболее?
Вообще казалось что наши не собирались резко начать переходить на использование плутониевого МОХа в тепловых реакторах. Быстрые натриевые его основные потребители. Или имеется ввиду что в "следующем ВВЭРе" только малая часть зоны на МОХе будет?
Смотрю что мы упорно французскую модель развития топливно-ядерного цикла и его замыкания полностью начинаем копировать.
Т.е. в перспективе ВВЭРы-Х едят МОХ на основе обедненного урана и наработанных запасов плутония, и быстрые натриевые работать будут тоже на основе плутониевого МОХа. Но в такой модели без бридеров не обойтись, а наш БН-800 им в безбланкетном варианте не является. Да и далее наверняка нам наработку плутония-239 американцы банить всячески будут. СВБР как пожиратель 19.5-19.6% UO2 вообще в таком сценарии непонятно для чего нужен. Не бридер и на МОХ непонятно когда в перспективе будет переведен. Т.е. СВБР заведомо затратный маленький паразит, вся ценность его в слове маленький и заключена (портативен и в инфраструктуру старых АЭС может быть внедрен).
Индийская модель развития ЯТЦ и способы его замыкания куда более нравятся своей обдуманностью.
1. На природном уране работают тяжеловодники PHWR.
2. На плутониевом МОХе из обедненного/природного урана и плутония от тяжеловодников будет PFBR. Со временем следующие FBR будут на торий-плутониевом МОХе. Причем FBR - бридеры.
3. Со временем парк PHWR заместится AHWR, которые будут ориентированы на использование плутоний-торий-уранового топлива с наработкой урана-233.
Описывался проект варианта AHWR-бридера на чисто уран-ториевой зоне с обогащением ураном-235 около 19.5-19.7.
В индийской модели и импортным ВВЭР и PWR место оставлено и имеется ощущение, что неявно подразумевается их будущий перевод на собственное топливо из урана-233 наработанного в AHWR.
Такая схема ЯТЦ более диверсифицированная и надежная на мой взгляд по причине использование трех видов ядерных материалов и резервирования вариантов их наработки из фертильного тория и урана-238.

[AtomInfo.Ru]

А какова мощность предполагается у этого "следующего ВВЭРа"? Тоже в районе 1250-1300 МВт(эл) или поболее?

Трёхпетлевой. Где-то порядка 1800 МВт(эл.).

[Nut]

Трёхпетлевой. Где-то порядка 1800 МВт(эл.).

Потом 2-х петлевой - 2500 и наконец верх совершенства - 1 петля - 3000! И ПГ с 50 тыс трубок. В неправильном направлении идем. Это показало уже сравнение 440 и 1000. Все, кто там работал, сходятся во мнении.

[AtomInfo.Ru]

Потом 2-х петлевой - 2500 и наконец верх совершенства - 1 петля - 3000! И ПГ с 50 тыс трубок. В неправильном направлении идем. Это показало уже сравнение 440 и 1000. Все, кто там работал, сходятся во мнении.

Направление на самом деле другое - повышать КВ.
Мощность и т.д. - предмет обсуждения.

Идея, которую поддерживает в том числе и часто обсуждаемый на форуме господин А. - поднять воспроизводство в ВВЭР до 0,8-0,9. При таком раскладе снизятся требования к быстрым реакторам.

Но это варианты послезавтрашнего дня, даже не завтрашнего ("завтра" - это ВВЭР-ТОИ, вполне себе эволюционный и традиционный проект). Ну а ВВЭР на послепослезавтра - это ВВЭР-СКД со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Вот там будет много чудес, включая отказ от циркония

[VBVB]

Идея, которую поддерживает в том числе и часто обсуждаемый на форуме господин А. - поднять воспроизводство в ВВЭР до 0,8-0,9. При таком раскладе снизятся требования к быстрым реакторам.

А как в тех вариантах ВВЭР, что сейчас проектируются поднять КВ заметно больше 0.8?
1. Перейти на сверхкритический теплоноситель?
2. Перейти на плутониевый МОХ?
3. Полностью перекомпоновать параметры а.з.?
Довольно сложные и неоднозначные решения.
Проще наверное будет со временем перейти на частичное использование уран-ториевого МОХа с содержанием урана-235 в районе 5% и трех-четырех годичной топливной кампании. Американцы на своих PWR такую штуку пробовали несколько раз, правда к оксиду тория примешивали UO2 свыше чем 90% обогащения, поэтому в массу такая технология и не пошла. А индусы постоянно оксид тория в свои BWR подмешивают в последнее время. Проблемы правда некоторые с регенерацией такого урана из уран-ториевого ОЯТ возникнут, но они относительно нетрудно решаемые.