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.

[AtomInfo.Ru]

Прежнего директора ФЭИ многие ругали. И на известном питерском сайте на него лили грязь бочками. А ведь он говорил правильные вещи - рассуждать надо не об одном типе реакторов, а о всей системе в целом.

Давайте посмотрим, какая логика стоит за нынешним интересом к ВВЭР-С/СКД.

Чтобы решить вопрос с ресурсным обеспечением атомной энергетики, нам необходимо иметь систему со средним КВ=1+a+b.

Коэффициент "a" учитывает технологические потери при переработке. Коэффициент "b" учитывает наработку топлива для развития системы, т.е. строительства новых блоков. Если развития нет, то b=0.

Оба коэффициента не будут в реальности слишком велики. Технологию переработки можно совершенствовать, слишком активное развитие нам не грозит. Поэтому КВ системы должно быть порядка, допустим, 1,05-1,1.

Если в состав системы входят только быстрые реакторы, то всё очевидно. Мы ставим им требования по КВ=1,05-1,1 и спокойно их выполняем, т.к. такие реакторы мы умеем делать. Подобные показатели были реализованы на БН-600, а на БН-350 КВ был даже выше.

Но мы не хотим по очень многим причинам ограничиваться только быстрыми реакторами. Во-первых, экспорт. Продавать за рубеж быстрые реакторы мы очень долго не сможем. Во-вторых, по легководным технологиям накоплен самый большой практический опыт, и отказываться от него нецелесообразно. Есть и социальные аспекты - на ВВЭРы завязано много людей, грамотных квалифицированных специалистов, и лишать их работы неправильно.

Значит, будущая атомная энергетика России (включая те блоки, что мы строим за рубежом и снабжаем топливом!) должна быть, как минимум, двухкомпонентной. Допустим, условные БР и модернизированные ВВЭР.

Возьмём простейший случай. Пусть в такой двухкомпонентной системе присутствует поровну БР и ВВЭР. У ВВЭР значение КВ примем 0,4. Тогда для удовлетворения требования по КВ системы значение КВ для БР должно быть 1,6+2*(a+b ).

В принципе, физика не запрещает появление таких быстрых реакторов. Но проектанты и, тем более, технологи решить задачу по созданию такого энергетического реактора не смогут.

В цифрах. Примем, что КВmax = "ню"-1, где "ню" есть число нейтронов, рождающихся в акте деления. Это оценка сверху, так как она не учитывает паразитный захват нейтронов в делящихся ядрах. Отсюда следует, что "ню" должно быть больше или равно 2,6+2*(a+b ).

Обратимся к библиотеке сечений БНАБ-78. Увидим, что для U-235 значение "ню" превысит 2,6 для энергий 1,4-2,5 МэВ. Что это означает? Это означает, что требуемые КВ мы сможем получить для реакторов со спектром нейтронов, примерно равным спектром деления. То есть, в таком реакторе вообще не может быть ни теплоносителя, ни конструкционных материалов! Реально ли его создать? Думаю, вопрос риторический.

Таким образом, выход один. В двухкомпонентной системе на место ВВЭР должны прийти модернизированные реакторы ВВЭР с более высоким КВ. Исходя из реальных проектов БР, для модернизированных ВВЭР значения КВ должны быть в худшем случае 0,8, а ещё лучше - 0,9. Вот поэтому и появляются концепции ВВЭР-С/СКД.

Всё вышесказанное относится к уран-плутониевому циклу. То есть, это MOX-топливо для БР и модернизированных ВВЭР. В крайнем случае, нитридное топливо, но также уран-плутониевое.

Теперь вопрос. Каким образом в эту систему вписать торий?

[kuzeyli]

Теперь вопрос. Каким образом в эту систему вписать торий?

Начинать, но не вписывать, а рассмотрение возможности такого вписания, можно и нужно с физических свойств Th-232 и U-233. По-моему. Но у меня специальность 0310, да и когда это было. Поэтому прошу не судить меня слишком строго. А возможная моя категоричность по поводу ВВЭР-С обусловлена упоминанием о таком его варианте вышеуказанными сотрудниками КИ и физическими свойствами Th-232 и U-233.

И вот на Рисунке 1 в http://www.atominfo.ru/news/air5421.htm приведены спектры поглощения (нейтронов) Th-232 и U-238. Из которого очевидно, что предпоследний резонансный пик U-238 практически совпадает с последним таким пиком Th-232 (о вредности последнего пика U-238 Вы писали выше). И всё это в надтепловой области энергии нейтронов. А в тепловой области их энергии (0,025 эВ) опять же у Th-232 сечение захвата почти в три раза больше, чем у U-238 (и даже после этого у кого-то язык поворачивается говорить, что бога нет). Но там же ниже в тексте указано, что в области тепловой энергии нейтронов сечение захвата у U-233 в два с лишним раза меньше, чем у U-235 (может его и в самом деле нет?).

Вот из этих вот соображений и исходу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С (а заодно и развеять мои сомнения на счёт существования бога).

[VBVB]

Вот из этих вот соображений и исхожу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С.

Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся...

Сообщение отредактировал VBVB - 7.1.2012, 8:23

[kuzeyli]

Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся...

Да, буду признателен. Сбросьте пожалуйста. Моя попытка добраться до этого номера успехом не увенчалась.


Сообщение отредактировал kuzeyli - 7.1.2012, 15:29