Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать Опции

[Помм]

В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

[www]

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.
Или вы имели ввиду станцию на мысе Лепро? Там, отдельная история...

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/...E87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

[MVS]

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.

А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.
А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/...E87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...
А насчет Экселон - площадку за собой он таки оставил на 20 лет
http://articles.chicagotribune.com/2012-08...-charles-pardee

Сообщение отредактировал MVS - 16.9.2012, 18:56

[www]

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...

Ес-но вы правы, но эти реакторы все время были "нишовой" технологией. То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками. За исключением наверное РБМК. Если бы технология РБМК "пошла", то они могли составить серьезную конкуренцию легководникам, но...

А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.

Да, на них делалась реновация, но начальным проектом это не было предусмотрено, потому занимает год или более...
Это как гланды удалять, но не через рот (заранее извиняюсь за груб шутку, более уместной другой не вспомнил).
Все надо вырезать, каналы, бетон ГО, ну и тд.

А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?

Модератор прав, это EC6. ACR, который был джен 3+, красивый такой, весь пассивный с 1200 мегаватами лег на полку, отдохнуть... в связи с кирдыком потенциальных заказов из альберты и дарлингтона.

Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...

Реновация в КАНДЮ на самом деле не так экономически обременительна, как его малюют. То есть, при действующем например АЭС КАНДЮ "N" с КИУМ 92%, эффект на снижение от реновации сильно меньше 2х процентов.
И не должна она занимать несколько лет для EC6. Даже на действующих построенных она занимает не "несколько лет". Исключение составляет кандю на мысе лепро, где местные "неуловимые Джоны", которые постоянно ходят с красными носами, не последовали указанной проектантами технологии (черт его знает, так пишут в газетах ), и работу говорят, пришлось переделывать дважды...
Даже во времена доброго Брежнева, такие люди мгновенно оптравлялись валить лес в тайгу на гос харчи. А тут... продолжать не буду.

[VBVB]

То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками.

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Сообщение отредактировал VBVB - 20.10.2012, 1:30

[www]

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Директор не врет (А кто кстати?)

В связи с тем, что основная доля энерговыделения в КАНДЮ реакторах получается из Урана-238, то его замена на Торий, благоприятно влияет на нейтронную физику активной зонны.

Википедия имеет статью:
"Thorium-based fuels exhibit several attractive properties relative to uranium-based fuels. The thermal neutron absorption cross section (σa) and resonance integral (average of neutron cross sections over intermediate neutron energies) for 232Th are about three times and one third of the respective values for 238U; consequently, fertile conversion of thorium is more efficient in a thermal reactor. Also, although the thermal neutron fission cross section (σf) of the resulting 233U is comparable to 235U and 239Pu, it has a much lower capture cross section (σγ) than the latter two fissile isotopes, providing fewer non-fissile neutron absorptions and improved neutron economy. Finally, the ratio of neutrons released per neutron absorbed (η) in 233U is greater than two over a wide range of energies, including the thermal spectrum; as a result, thorium-based fuels can be the basis for a thermal breeder reactor.[4]"

У МАГАТЭ есть ТЕКДОК-1450:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...TE_1450_web.pdf