ВВЭР - Супер и СКД Опции

[kuzeyli]

Благодарю АтомИнфо.ру и В.Берковича за интервью http://atominfo.ru/news9/i0464.htm . Тему считаю весьма злободневной и сам давно точил на неё зубы, но не знал как начать.

Сначала о терминах. ВВЭР с регулируемым спектром нейтронов (посредством вытеснителей) буду называть Супер-ВВЭР (СВВЭР), понимая, что это только один из возможных его вариантов. Но не буду иметь в виду ВВЭР-СКД, как вариант СВВЭР. Тем более, что у ВВЭР-СКД своих вариантов хватает. Всё это почти устоявшиеся термины разработчиков и их и буду придерживаться.

О самом интервью. Упор в ней, как видно, Вадим Яковлевич делает на ВВЭР-СКД, как на более ценном для атомной энергетики реакторе, чем СВВЭР. Что очень даже понятно, - КПД в 40% с лишним, даже КПД-брутто, не шуточное дело. Но создаётся из интервью впечатление, что ОКБ ГП, при определённых условиях (например, при твёрдом заказе на разработку ВВЭР-СКД), готов махнуть рукой на СВВЭР. Как на паллиатив по отношению к ВВЭР-СКД. Что было бы весьма печально.

Потому что ВВЭР-СКД это почти журавль в небе, а СВВЭР, - почти синица в руках, но это синица, которая со временем способна стать близкой в своих размерах к журавлю. В частности и потому, что ториевый СВВЭР мог бы стать средством создания турецкого атомпрома, по сути как дочернего АО по отношению к Росатому. Ещё лучшим таким средством был бы, конечно, ВВЭР-СКД, но когда он будет. А та же Турция ждать не будет, а воспользуется первой же иной возможностью использования своих запасов тория.

В общем, если Росатом на самом деле задался целью мировой экспансии и в области наукоёмких технологий (как второй этап этой экспансии), то можно и нужно быстро создавать Супер-ВВЭР, в том числе и ториевый. И к разработке последнего можно и нужно привлекать и турецкую сторону. А ВВЭР-СКД будет чем-то вроде венца ВВЭРов. И к нему, конечно, тоже надо стремиться.

[VBVB]

Пример оптимизации а.з. для Westinghouse PWR для 100% PuO2-ThO2 для эквивалентной замены 4.2% по U-235 UO2 с достижением 50 GWd/t в 490 дневной топливной кампании при КИУМ=0,9 дает необходимое содержание топливного плутония в (2,5% Pu-238, 54.1 %Pu-239, 23.9% Pu-240, 12.7% Pu-241, и 6.9% Pu-242) в PuO2-ThO2 равное 8,6% [E. Fridman, S. Kliem. Pu recycling in a full Th-MOX PWR core. Part I: Steady state analysis. // Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 193–202].
Пишут, что по данным выполненного моделирования, регулирование параметров зоны бором, стержнями B4C, вытеснителями и выгорающими поглотителями для PuO2-UO2 не особо сильно будет отличаться от PuO2-UO2. Также получается, что выжигание трансуранидов на торивом МОКСе происходит в 1,5 раза быстрее, чем на плутониевом МОКСе. Скорость потребление плутония при использовании ториевого МОКСа почти в 1,94 раза будет выше, чем при использовании плутониевого МОКСа.
Т.е. за счет неоптимального для бридинга Th-232 нейтронного спектра делящегося плутония и реакторных характеристик при работе на PuO2-ThO2 расход плутония выше в 1,94 раза (плутоний добавочно не нарабатывается в PuO2-ThO2) по сравнению с чисто PuO2-UO2 при той же энерговыроботке. Правда 60% от излишне потраченного плутония возмещается наработанным U-233.
Итого:
1. Количество наработанного за компанию U-233 из PuO2-ThO2 составляет 130% от наработанного плутония по сравнению с обычным уран-оксидным топливом в идентичных условиях.
2. По сравнению с PuO2-UO2 (7,85% Pu) расход делящегося материала на одинаковую энерговыработку для PuO2-ThO2 выше в 1,5 раза. Но при использовании PuO2-ThO2 на выходе ОЯТ с относительно легко выделяемым U-233 и Pa-233, а в случае плутониевого МОКСа ОЯТ с денатурированным расщепленным плутонием перемещанным с наработанным такого же плохого качества.
3. При использовании PuO2-ThO2 содержание трансуранидов в ОЯТ будет на 40% ниже, чем при использовании плутониевого мокса.
4. В случае PuO2-ThO2 для заправки зоны требуется по эквивалентному количеству плутонию 4,5 отработанные зоны от такого же PWR с обычным уран-оксидным топливом, а для плутониевого мокса 2,3 отработанные зоны от такого же PWR.
Судя по этим данным, работа PWR на PuO2-ThO2 предпочтительнее, чем на PuO2-UO2. Но при наличии развитого парка быстрых реакторов плутоний лучше пережигать с его же бридингом в них.
Т.е. вышеописанный вариант оптимизации плутоний-ториевой зоны для Westinghouse PWR кажется более экономичнее и предпочтительнее варианта ВВЭР-Т, предложенного сотрудниками Курчатника в 1997-2000, который должен был использовать UO2-ThO2 c 20% U-235.