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]

В очередной раз перечитал статью Берковича.
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
Куча скользких вопросов.
"Цели СУПЕР-ВВЭР - экономия природного урана и приближение к замкнутому циклу за счет повышения коэффициента воспроизводства (КВ). В пределе - это самообеспечение топливом."
Ну ведь сколько раз уже в литературе писалось и доказывалось (в том числе и на работавших примеров легководного суббридера), что самообеспечение топливом (т.е. КВ> 1) реакторов типа PWR и BWR с тепловым нейтронным спектром возможно лишь только на уране-233, но никак не на уране-235 или плутониевом МОХе.
"Кроме того, мы хотим, чтобы за счёт более жёсткого спектра в новой реакторной установке более эффективно сжигался 238U."
Ну сколько в ВВЭРе урана-238 делится то? Как не старайся, а ВВЭР в быстрый реактор с сверхжестким спектром необходимым для эффективного деления урана-238 не превратить.
"Кроме сближения твэлов, предлагается также производить извлечение вытеснителя со временем. То есть, у концепции есть два принципиальных аспекта. Первое - твэлы стоят ближе друг к другу, чем в обычном ВВЭР. Второе - уран-водное отношение в процессе кампании будет меняться за счёт извлечения из зоны вытеснителей."
Вот очередной гемор придумывают с вытеснителями, которые потом куда девать? Это же получается, что в вытеснителях из обедненного урана плутоний близкий к оружейному нарабатываться, а это требует жесткого контроля по учету, хранению и утилизации этих вытеснителей. Насколько наличие вытеснителей в ТВС будет осложнять экспорт таких СУПЕР-ВВЭР?
"Осторожно мы говорим о КВ=0,8. Это неплохо. Это очень неплохо! Практически в два раза больше того, что мы имеем на сегодняшний день. Но в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9".
Ну это вообще речь о малодостижимых цифрах идет, особенно про КВ > 0,9.
В аспекте развития СУПЕР-ВВЭРа полезно рассмотреть введение тория и урана-233 в топливный цикл, поскольку значительных КВ для тепловых ВВЭРов можно добится лишь на уране-233.
Есть интересная статья [J.N. Wilson, A. Bidaud, N. Capellan, R. Chambon, S. David, P. Guillemin, E. Ivanov c, A. Nuttin, O. Meplan. Economy of uranium resources in a three-component reactor fleet with mixed thorium/uranium fuel cycles. //Annals of Nuclear Energy 36 (2009) 404–408], написаная французами с участием пары товарищей из Курчатника.
Рассматривается высокоэффективный по потреблению урана-235 трехкомпонентный реакторный парк. Эта высокая эффективность достигается использованием уран-плутоний-ториевого цикла. Причем обращается внимание, что роль тория в экономии урана-235 в этом случае основополагающая.
Первый компонент - оптимизированный легководный PWR с КВ=0,49 при выгорании 4,2% уран-оксидного топлива в 38 ГВт*сут/тонну. Большее выгорание приводит к снижению КВ за счет выжигания наработанных Pu-239 и Pu-241.
Второй компонент - оптимизированный легководный ABWR японского типа (или PWR со сверхкритическим водяным теплоносителем) c плотной решеткой с уран-водным отношением близким к 1 на 10% Pu-ThO2 c КВ=0,85 причем вклад наработанного урана-233 в КВ составляет 37%. Т.е. КВ(U-233)=0.314.
Третий компонент - наиболее эффективный в использовании урана-233 тяжеловодник типа CANDU6 на 1,5% 233UO2-ThO2 c максимализированным КВ=0,98 при выгорании топлива в 12 ГВт*сут/тонну.
Причем показано, что легководный PWR на уране-233 будет заметно уступать тяжеловодника по наработке делящегося урана-23 на 15-30% в зависимости от обогащения топлива.
Один из важных выводов статьи - КВ наработки урана-233 в PWR на 233UO2-ThO2 топливе резко уменьшается с увеличением выгорания. Так например на 233UO2-ThO2 2,3% обогащения КВ=0,82 при максимальном допустимом выгорании в 16.5 ГВт*сут/тонну, для 3,0% обогащения КВ=0,69 при максимальном допустимом выгорании в 28 ГВт*сут/тонну, а при 4,0% обогащения КВ=0,60 при максимальном выгорании в 41 ГВт*сут/тонну.
На основании экономических расчетов сделан вывод, что с сегодняшним уровнем переработки ОЯТ и ценами на производство и переработку МОХ- топлива переход на описанный трехкомпонентный реакторный парк оптимален при достижении цен на U3O8 в районе 320$ за кг.
Т.о. исходя из вышеописанного, имеющиеся у нас в стране тенденции к максимализации выгорания уран-оксидного топлива в ВВЭРах явно ошибочные, поскольку не отвечают принципу максимализации наработки делящегося плутония.
На МОХ топливо для ВВЭРов все равно когда нибудь придется нам переходить. Также следует задуматься и о включении ториевой компоненты в отечественный ЯТЦ. Однако включения урана-233 для максимализации эффективности его использования потребует разработки современного отечественного энергетического тяжеловодника (не аналога древности CANDU). Он необязательно должен быть циклопических масштабов. С учетом оптимального обогащения топлива по урану-233 в 1.5% он мог бы быть относительно небольших размеров c тепловой мощностью в районе 1 ГВт и соответствующей электрической в районе 300 МВт (т.е АСММ). При отсутствии такого тяжеловодника придется использовать неэффективный в потреблении урана-233 ВВЭР-СУПЕР или ВВЭР-СКД.
К сожалению отечественная идеология развития ЯТЦ ведет нас в другую сторону. Пытаемся строить дорогущие в эксплуатации быстровики в единичных количествах и уповать, что они в перспективе спасут нас от проблем с потреблением резко уменьшающегося количества доступных сегодняшнему уровню технологии запасов урана-235. Причем игнорируется, что переход на быстрые реакторы вызовет лавинообразное накопление радиотоксичных трансактинидов типа америция и кюрия без нормальных технологий их утилизации. Рассказы об перспективах многолетних пережиганий америция и кюрия в активных зонах БНов или в гипотетических ADS-трансмутаторах вызывают уныние.
Складывается ощущение, что руководство Росатома само не очень знает в каком направлении нужно развивать наш ЯТЦ. Используют ориентиры и некоторые оставшиеся наработки от СССР, но очевидно, что они должны быть многогранно пересмотренны сейчас.
Быстрые реакторы тоже нужны, но реакторный парк тепловых реакторов в мире более многочисленен, технологии хорошо отработанны и аспекты ЯТЦ на тепловых нейтронах более понятны и очевидны. Поэтому нынешние ориентиры только на ВВЭРы, БНы и малый СВБР могут неверными с точки зрения эффективности использования делящегося сырья в отечественном ЯТЦ.
Тот же РБМК в модернизированном и улучшенном варианте мог бы успешно участвовать в наработке урана-233 из тория, способствуя развития технологий будущего торий-уранового ЯТЦ.

Сообщение отредактировал VBVB - 19.2.2012, 6:02