Техническое задание №352-ТЗ-002, ВВЭР-1800 Опции

[Denis_Hliustin]

В связи со строительством EPR-1700 планируется ли у нас переход к ВВЭР-1800, кто-нибудь знает?
В 1986 году подготовлено техническое предложение, в связи с распадом страны его отложили в долгий ящик, как оказалось, по меньшей мере на 28 лет.
Целесообразно ли возобновление работ по нему, или выгоднее строить ВВЭР-1200 с последующим переходом на быстрые реакторы?

Одно из преимуществ ВВЭР-1800 перед тысячником состоит в том, что в бо'льшей активной зоне поглощается основная часть гамма-квантов деления. Утечка нейтронов уменьшается. При остальных равных условиях топливная составляющая снижается на 10%.

[armadillo]

ну скд понятно что теплосъем должен быть интенсивнее.
а по исходному посту - имхо, однозначно, что перспектива в развитии новых технологий (-с, скд), и "обычный" ВВЭР-1800+ делать не надо. И у меня впечатление, что так оно и воспринимается на всех уровнях. А вот какого размера делать новые реакторы - вопрос.
я считаю, что большого, иначе никаких денег не хватит.

[VBVB]

имхо, однозначно, что перспектива в развитии новых технологий (-с, скд), и "обычный" ВВЭР-1800+ делать не надо. И у меня впечатление, что так оно и воспринимается на всех уровнях. А вот какого размера делать новые реакторы - вопрос.
я считаю, что большого, иначе никаких денег не хватит.

А есть ли смысл в текущий момент времени ориентировать развитие АЭ в РФ на строительство ВВЭРов? Хоть в варианте ВВЭР-С, хоть в варианте ВВЭР-1800+?
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?
И есть ли смысл с МОХом для ВВЭРов начинать безперспективную возню устраивавать?

Сообщение отредактировал VBVB - 24.10.2013, 17:41

[Didro]

Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?
И есть ли смысл с МОХом для ВВЭРов начинать безперспективную возню устраивавать?

Поэтому варианты ВВЭР-2-2,4 ГВт еще в 80х предуматривали перевд на торий, с КВ~1,03-1,05.

[VBVB]

Поэтому варианты ВВЭР-2-2,4 ГВт еще в 80х предуматривали перевод на торий, с КВ~1,03-1,05.

О чем и была суть моего вопроса.
Без перехода в ближайшем будущем на гибридный уран-ториевый топливный цикл смысла в массовом строительстве отечественных ВВЭРов нет. При перспективном недостатке урана-235 смысл содержания большого парка ВВЭРов имеется лишь при наработке для них урана-233.
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
РБМК могли бы хорошо справиться с этой задачей, но им приговор уже подписан и в ближайшие 10-12 лет им кранты придут. БН-600 и БН-800 под программы уничтожения военного плутония отведены.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.
Т.е. ситуация сложилась такая, что в ближайшие 5-7 лет никто даже в экспериментальном порядке не собирается опробовать на российских ВВЭРах технические аспекты уран-ториевого топливного цикла.
Зато мыслители развития отечественного ЯТЦ рассказывают сладкие сказки про гипотетический ВВЭР-СКД с баснословным КВ около 1, и про то что перспективное уничтожение отечественного запаса энергетического плутония в виде МОХ-топлива для ВВЭРов это очень хорошо...

Сообщение отредактировал VBVB - 25.10.2013, 13:50

[KTN]

Без перехода в ближайшем будущем на гибридный уран-ториевый топливный цикл смысла в массовом строительстве отечественных ВВЭРов нет. При перспективном недостатке урана-235 смысл содержания большого парка ВВЭРов имеется лишь при наработке для них урана-233.
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.

Небольшое уточнение, которое уже обсуждалось в пункте 4:
Период полураспада ядра-предшественника U233 на порядок дольше, чем ядра-предшественника Pu239. Это усугубляется большим сечением нейтронного захвата 91Pa233 составляющим 150 барн. Поглощение в Pa233 особенно существенно тем, что теряется два нейтрона из цикла воспроизводства: один расходуется на образование Pa233, а другой поглощается в Pa233. при потоке нейтронов 2e13 время жизни Pa233 до поглощения нейтрона в 100 раз больше чем период его радиоактивного распада в U233, а при потоке 2e15 эти величины равны. В случае бридера может оказаться, что для превышения КВ единицы требуется снижать мощность реактора до незначительных величин.

Легководные реакторы, ВВЭР в частности, для нейтроники ториевого цикла не оптимальны. ВВЭР характерен высокой удельной мощностью на единицу объёма, значит в нём высокий поток нейтронов и высокая их доля пойдёт на образование порогового урана-234 с потерей двух нейтронов. КВ считали, получался он на уровне 0,8 то есть ниже, чем на перспективных ВВЭР-С и ВВЭР-СКД. Их замысел, в частности, подразумевает увеличить размножение нейтронов в уране-238 более тесной решёткой ТВЭЛов и меньшей плотностью водяного пара. В тории-232 этот эффект не работает из-за, сравнительно с ураном-238, высокого порога деления и низкого сечения за ним.

Эффективный ториевый цикл требует разработки специальных реакторов. Если они на тепловых нейтронах, их поток должен быть мал. Именно поэтому под торий стремились приспособить старые реакторы, тяжеловодные либо графитовые. Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.

Сообщение отредактировал KTN - 25.10.2013, 21:14

[pappadeux]

Эффективный ториевый цикл требует разработки специальных реакторов.

совершенно верно

Если они на тепловых нейтронах, их поток должен быть мал. Именно поэтому под торий стремились приспособить старые реакторы, тяжеловодные либо графитовые. Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.

потому и привлекательны для этого жидкосолевые реакторы - предполагается наличие ловушек протактиния вне зоны, плюс ванны выдержки где протактиний будет распадаться