MOX в легководниках Опции

[AtomInfo.Ru]

Интересные японские цифры по стоимости MOX-топлива.
http://atominfo.ru/newsk/r0328.htm

1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

[Pakman]

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

[VBVB]

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

Те же ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ" и НИЦ «Курчатовский институт» усиленно пропиаривают "сверхперспективный" вариант "легководника будущего" в виде ВВЭР-СКД.
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/SCWR.php
http://www.atominfo.ru/newsd/k0230.htm
http://www.atominfo.ru/newse/l0411.htm
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
http://atomicexpert.com/content/%D1%81%D1%...%B4%D0%B0%D1%87
http://www.atomic-energy.ru/papers/29795

Дескать у этой сверхинновационной ЯРУ и кпд выше будет до 42-45%, и эффективность топливоиспользования больше на 10-20%, выгорание топлива увеличенное до 75 МВт*сут/кг U, прогнозируемый КВ почти в два раза увеличится до КВ=0,8 (даже КВ под 1 уже озвучивали) и топливо на треть активной зоны МОХ будет. Только вот доводить этот реактор до ума предполагается не менее 20-30 лет. Т.е.увидеть его в виде строящейся серии не ранее 2040 года предполагается. Однако очевидно, что к 2045-2050 году имеющиеся легководники уже столкнутся с дефицитом "дешевого и доступного" урана-235. Но типа для ВВЭР-СКД спасением частичное использование МОХа будет, что поможет продлить агонию легководного направления энергетических ЯРУ.

Вопрос имеется - зачем тратить огромные деньги, ресурсы и время на проектирование гипотетической энергетической установки, которая по всем перспективным параметрам не сильно превзойдет, а частично будет уступать уже имеющемуся БН-800?
Понятно, что легководное лобби очень сильно в отечественном атомпроме, и легководники пока кажутся более предпочтительными для экспорта. Однако, ключевые недостатки ВВЭРов, а именно невысокую эффективность топливопотребления и низкий коэффициент воспроизводства делящихся материалов очень трудно устранить, не ухудшая экономико-технические характеристики и не усложняя конструкцию использованием легководного теплоносителя сверхкритического давления .

IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.
Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

Сообщение отредактировал VBVB - 26.2.2015, 2:00

[asv363]

Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

Это, без всякого сомнения, верно. Чьи ошибки Вы имеете в виду?

IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.

Так уж сложилось, что уран в ТВС для экспортных контрактов поставляет Россия. Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна. Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).

Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

P.S. Содержательную часть попробую прокомментировать позже.

[VBVB]

Чьи ошибки Вы имеете в виду?

Ошибки европейцев и японцев, предполагавших что МОХ альтернативная замена урановому топливу для легководников.
Так можно было предполагать сорок лет назад, когда те же зарубежные PWR имели выгорание топлива 22-26 ГВт·сут/т U и отечественные ВВЭР-440 выгорание 20-22 ГВт·сут/т U. В плутонии из ОЯТ с такими уровнями выгорания содержание изотопа Pu-239 около 67-69% и Pu-241 около 8-9%. Т.е. доля мусорных для легководного нейтронного спектра четных изотопов плутония около 22-25%.

В текущих условиях и в ближайшем будущем выгорание топлива в ВВЭРах составляет/составит около 50-60 ГВт·сут/т U. В плутонии из такого ОЯТ содержание изотопа Pu-239 около 53-46% и Pu-241 около 14-17%. Т.е. доля мусорных для четных изотопов плутония около 33-39%. И плутоний такой из ОЯТ выделять быстро надо, иначе при хранении сильновыгоревшего ОЯТ непрерывно теряется ценный Pu-241.
Ценность такого плутония для легководников, с учетом его высокофоновой радиотоксичности и более трети содержания четных изотопов сомнительна, а с экономической точки зрения очень низкая. Ежели предполагается еще из этого плутония МОХ делать для легководников, а потом еще МОХ-ОЯТ перерабатывать, то в один раз выгоревшем таком МОХе доля нечетных изотопов будет уже более 42-45%. Т.е. по сути куча балласта трансмутируемого.

Цена же МОХ топлива для легководников с производственной точки практически близка к цене МОХ-топлива для БНов. Но при этом, БНы по сравнению с ВВЭР не так сильно поганят состав плутония в МОХ-ОЯТ, имеют в два раза больший КВ и эффективно делят четные изотопы. Плюс переработка МОХ-ОЯТ БНов экономически более целесообразна, чем МОХ-ОЯТ от ВВЭРов.
Поганить среднефоновый плутоний из ОЯТ первых топливных кампаний ВВЭР-440 в ВВЭР-1000/1200 будет явной ошибкой.

Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна.

Ничто не мешает строить двухблочные АЭС в качестве референтных блоков. Например один блок ВВЭР-ТОИ, а второй какой нибудь ВВЭР-1300-СУПЕР.

Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).
Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

Понятно уже, что темпы строительства/ввода замешаюших энергоблоков низкие. И далее хуже только может быть.
Но к чему сейчас строить ВВЭР с ожидаемым сроком эксплуатации в 60 лет, если ожидаемо две трети срока эксплуатации эти реакторы будут иметь проблемы с постоянно дорожающим топливом и сложности с его поставками.

Оценим имеющееся в РФ количество наличное плутония в 50 тонн энергетического+34 тонны ненужного военного. Т.е. не менее 84 тонн.

БН-800 в пересчете на плутоний имеет начальную загрузку около 3 тонны плутония и 1,8 тонны для ежегодной подпитки.
Ориентиовочно шкалируя, БН-1200 будет иметь начальную загрузку около 4.5 тонны и ежегодно требовать 2.7 тонны топлива подпитки.
Допустим, что ОЯТ БН-1200 будет выдерживаться 4.5 лет и далее перерабатываться в течении полугода. Тогда на пять лет работы БН-1200 с учетом первоначальной загрузки потребное количество плутония 15,3 тонны.

Имея сейчас в наличии около 85 тонн плутония, можно сейчас смело планировать строительство в ближайшие 15-18 лет 4-5 единиц БН-1200 и одного БРЕСТ-1200.

Далее же запасы выделяемого плутония РФ будут постоянно увеличиваться из-за переработки ОЯТ ВВЭР-440, БН-600, БН-800 и ввода в строй линии переработки ОЯТ ВВЭР-1000.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.2.2015, 0:29

[arcanist]

ну может быть идет рассчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?