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?

[VBVB]

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?

Из того что есть в нашей стране, под использование тория наверное наиболее лучше подходит канальник РБМК. Но его никто производить в дальнейшем не собирается. Хотя за рубежом периодически рассматриваются перспективные варианты корпусных кипящих канальников-суббридеров с плотной решеткой.
Все знают, что преимущество тория как фертильного материала по сравнению с ураном-238 хорошо заметно лишь в низкоэнергетической части теплового спектра. И индусы и канадцы писали, что на ихних PHWR и CANDU при использовании матрицы ThO2 и средних выгораниях 10-12 ГГВт*сут/т количественная наработка урана-233 почти в 2.5-3 раза превышала наработку (Pu-239)+(Pu-241). Более продвинутый индийский вариант подразумевал МОХ с 6-7% PuO2.
Судя по индийским сообщениям BWR на Тарапуре позволял получать урана-233 на 12-15% больше, чем (Pu-239)+(Pu-241).
Но у нас нет и не будет ни тяжеловодников, ни таких древних версий BWR.
Из того что уже было пройдено по использованию тория в PWR на Индиана-Пойнт и Шипингпорте, так это необходимость использования ВОУ порядка 90-93% по урану-235. Явно не экономичный вариант. Хотя можно подобраться к КВ близким к 0.85-0.9 и длительность топливной компании до 4.5-5.5 лет.
Из того что в литературе есть по перепрофилированию PWRов, близким по характеристикам к нашим ВВЭРам, так это частичный переход на плутоний-ториевый МОХ приблизительного содержания (5-8% по PuO2, желательно выше 90% по Pu-239). Средние выгорания топлива по сравнению с урановым топливом не увеличатся, оставаясь на уровне 40-45 ГГВт*сут/т, но в конце компании наработанный уран-233 сможет давать до четверти-трети энерговыработки от плутония. Правда утилизация плутония снижается. Получается, что такой МОХ надо перерабатывать, чтобы остаточный уран-233 вытащить и плутоний, который только для быстровиков станет пригодным. Но проблем с преработкой МОХ ОЯТ светит много. Не зря многие считают плутониевый высоких выгораний МОХ вообще одноразовым.
Индусы как видится пришли к пониманию, что для наработки урана-233 из тория должны быть специальные аппараты, в которых характеристики наработки урана-233 оптимизированы в ущерб энерговыработке.
Одним словом, со стороны кажется, что сделать ВВЭР на гибридной уран-плутоний-ториевой зоне, для которого экономические характеристики и энерговыработка была бы лучше имеющегося варианта ВВЭР-1200 сложно, и малореально. Также имеются проблемы с боязнью МОХа и перспективами его переработки.
Такого рода ВВЭР-Т будет довольно проблемен в эксплуатации по сравнению с обычным ВВЭР-1200. Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория. Но насколько это интересно менеджерам-руководителям Росатома??

Сообщение отредактировал VBVB - 6.1.2012, 7:14

[VBVB]

Из того что уже было пройдено по использованию тория в PWR на Индиана-Пойнт и Шипингпорте, так это необходимость использования ВОУ порядка 90-93% по урану-235. Явно не экономичный вариант. Хотя можно подобраться к КВ близким к 0.85-0.9 и длительность топливной компании до 4.5-5.5 лет.

Коряво выразился. Поясню, а то выглядит как бред, что типа упомянутые энергетические PWR американцы полностью на ВОУ переводили, и вводит в заблуждение.
Имеется ввиду, что американцами керамическое таблеточное топливо ThO2-UO2 приготавливалось из ВОУ с обогащением порядка 90-93% при общем содержании UO2 в МОКсе на уровне 5-5.5%. Т.е. обогащение использованных торий-ураноксидных топлив по урану-235 составляло 4.65-4.95%.
В первой заправке Indian point PWR вообще использовали 9.1% UO2 (HEU 93%), т.е. содержание урана-235 в таком топливе составляло 8.46%.
При рассмотрении варианта с 7% содержанием UO2 (из 93% ВОУ) выходило, что в топливе содержание урана-235 составляло 6.5%, что в свою очередь американцам позволяло говорить о достижении максимальной длины топливной кампании до 4.5-5.5 лет.
Правда не ясно насколько такая длина топливной камапании экономически обоснованна. Тогда 40 лет назад выгорание топлива энергетических реакторов нормальным было 18-25 ГВт*сут/т, а сейчас двукратно возросло. Т.е. получается, что предполагаемый американский вариант использования ThO2-UO2 в PWR в нынешних условиях позволит топливную кампанию удлинить до 2.5 лет.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.1.2012, 13:20