IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
7 страниц V   1 2 3 > »   
Reply to this topicStart new topic
> ВВЭР - Супер и СКД
kuzeyli
сообщение 1.1.2012, 18:52
Сообщение #1


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381




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.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 1.1.2012, 19:06
Сообщение #2


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 576
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



В Супер-ВВЭР меня очень беспокоит пустотный эффект.

Если брать просто реакторы с тесными решётками (сблизить твэлы друг к другу), то КВ у них резко растёт и КВ=0,7-0,8 становятся легко достижимыми. Но при этом ПЭР стремится к нулю и даже становится положительным.

Спектральное регулирование якобы позволяет данную проблему обойти. С интересом бы послушал как. Но дело в том, что это вопрос к Курчатнику или, в крайнем случае, к ФЭИ, но не к Гидропрессу. Вопрос такой Берковичу мы всё-таки задали, но ответа на него закономерно не получили. Это действительно не их область.

Насчёт перспектив - особенно не беспокойтесь smile.gif У направления Супер-ВВЭР есть влиятельные сторонники, в том числе, нередко поминаемый на форуме господин А-в. smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 3.1.2012, 18:15
Сообщение #3


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381




Ещё раз просмотрел статью “Близость к сценарию” сотрудников НИЦ КИ Ю.Семченова, А.Павловичева и А.Чибиняева в октябрьском номере журнала “Росэнергоатом” http://rosenergoatom.info/index.php?option...11&month=06 и должен вернуться к теме даже не терминов, а сокращений. Они Супер-ВВЭР сокращённо называют ВВЭР-С. Так же буду именовать его впредь и я.

По поводу безопасности ВВЭР-С можно и нужно, конечно, попытать и вышеуказанных сотрудников НИЦ КИ. Но в статье своей никаких сомнений в осуществимости этого реактора они не выказывают. Значит, непреодолимых препятствий этому не видят.

Более того, по-моему, и они, и В.Беркович молча намекают, что дело это сегодня упирается в его финансирование. И в обоснование необходимости такого реактора посильную свою лепту попробую внести и я. Но всего лишь в виде впечатления о готовности турецких властей к следующему серьёзному шагу в атомном сотрудничестве с Россией.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 3.1.2012, 18:26
Сообщение #4


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 576
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



Ссылка на статью тут.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 3.1.2012, 19:06
Сообщение #5


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 576
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



Kuzeyli,

про ПЭР я вспомнил неспроста. Я считал такие системы на дипломе. Более того (о, дивные советские времена!), мне для диплома специально собирали три загрузки на одном из критстендов в ФЭИ. Сейчас в это трудно поверить - сторонний студент заикнулся, что хотел бы иметь собственные экспериментальные данные в дополнение к взятым из американской литературы, и ему тут же собрали целых три зоны!

Физика проблемы с ПЭР такова. Чуть выше тепловых энергий нейтронов сидит (при 6,67 эВ, если помню правильно) дичайший по площади захватный резонанс в сечениях U-238. В традиционном ВВЭР нейтроны обходят этот резонанс в воде и замедляются ниже его по энергии. Но уберите из ВВЭР немного воды, т.е. сделайте спектр чуть жёстче - и резонанс начнёт работать в полную силу. Реактивность системы резко упадёт из-за роста захватов на U-238. Но по этой же причине начнёт резко расти КВ. Если найду старые файлы, то проиллюстрирую это цифрами и графиками.

Т.е., ставя твэлы в ВВЭР теснее друг к другу (или вытесняя воду!), мы действительно можем существенно поднять КВ и превратить ВВЭР в почти-бридер. Но у такого реактора с тесными решётками пустотный эффект реактивности может быть положительным, т.к. теперь при потере воды спектр будет уходить с упомянутого гигантского резонанса в сечении захвата U-238. Это примерно напоминает возникновение положительного ПЭР для состояния ВВЭР с большой концентрацией борной кислоты.

Обойти данное явление в лоб нельзя, т.к. мы имеем дело с физическими константами. Запретить ядрам урана-238 иметь резонанс при 6,67 эВ мы не можем. Более того, этот резонанс нам нужен для повышения КВ. Проблема положительного ПЭР зарубила работы по реакторам с тесной решёткой, ведшиеся в 80-ые годы в Союзе, США, Франции и Японии. После Чернобыля такие реакторы строить никто не дал бы.

В своё время Курчатник предлагал другое решение - уйти вообще от теплового спектра для будущих ВВЭР и проектировать их как пароводяные бридеры, реакторы с быстрорезонансным спектром. По факту, курчатовцы хотели превратить ВВЭР в кипящий реактор, что многим тогда не понравилось.

В статье, на которую Вы ссылаетесь, про ПЭР не говорится ровным счётом ничего. Но есть некоторые косвенные данные. Например, там указывается:

QUOTE
Диапазон изменения водо-уранового отношения при опущенных и извлеченных вытеснителях меняется от 1 до 1.96.


Т.е., уран-водное отношение (мне более привычен такой термин) меняется от 1 до 0,5. Последнее - это фактически традиционный ВВЭР. А при уран-водном отношении, равном единице, пустотный эффект ещё остаётся отрицательным! Это я помню из расчётов. В плюс по ПЭР мы вылетим где-то при уран-водном отношении, равном двойке.

Таким образом, в описанном в статье варианте ПЭР существенно уменьшится по модулю, но всё ещё останется отрицательным. За пределы безопасного проектирования реакторов мы не выйдем, хотя динамика переходных процессов станет более неприятной, чем для традиционных ВВЭР.

Но! При уран-водном отношении, равном единице, мы не сможем рассчитывать на требуемые КВ. По памяти, при таком отношении КВ составит где-то от 0,6 до 0,7. До поставленных целей 0,8-0,85 (статья) или 0,8-0,9 (Беркович) мы не дотягиваем! Более того, нужные нам КВ появлялись при таких значениях отношений, когда ПЭР становился положительным.

Каким образом Курчатник предлагает справляться с этим противоречием, я пока разобраться не могу. Конкретных цифр в статье, к сожалению, не приводится.

Добавлю для понимания. Не критикую и не разоблачаю smile.gif Напротив, мне жутко интересно, каким образом и за счёт чего Курчатник смог добиться требуемого результата.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 3.1.2012, 20:50
Сообщение #6


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 3.1.2012, 20:06) *
Напротив, мне жутко интересно, каким образом и за счёт чего Курчатник смог добиться требуемого результата.


Ну, так Вам, вроде, и карты в руки. И не забудьте спросить про возможности ториевого ВВЭР-С. Про свой реактор говорить не буду. А продолжу начатую свою песню.

Итак, о готовности Турции. Во-первых, власти Турции непреклонны в своей решимости создания в их стране атомной энергетики, невзирая на отрицательное отношение к этому большинства населения. Причём не сопротивляются этому (молча) и верхи оппозиционных парламентских партий. Всему этому есть вполне очевидные причины, но здесь на них останавливаться не буду.

Во-вторых, такой же консенсус в элитах Турции существует уже и в отношении дальнейшего расширения-углубления связей с Россией. Так, неделю назад Турция дала разрешение на проход Ю.Потока через свою экономическую зону в Чёрном Море, чем сняла с рук России последние путы в торговле газом с Европой. И это событие обошлось у них безо всяких криков о продаже Турцией своих западных союзников. И это не случайно, потому что за неделю-две до этого к премьеру Эрдогану нанесли визиты примирения предыдущий, Байкал, и нынешний, Кылычдароглу, главы второй по весу парламентской партии – НРП. А третьей и четвёртой парламентским партиям пока и не до отношений Турции с Россией. И вот самый суровый по этому поводу комментарий обозревателя Миллиет Кохена свёлся к тому, что в сотрудничестве с Россией им надо не забывать о зависимости Турции от неё (России).

В общем, против расширения-углубления российско-турецкого атомного сотрудничества опять будут выступать профессиональные противники АЭС и отдельные депутаты оппозиционных партий. А все необходимые решения правящая ПСР будет проводить через парламент (с молчаливого согласия большинства оппозиционных депутатов) и претворять затем в жизнь невзирая на это сопротивление. Но только при условии, что связи эти не будут угрожать энергетической безопасности их страны. А ещё лучше, если они эту их безопасность будут укреплять.

Сообщение отредактировал kuzeyli - 3.1.2012, 20:50
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 3.1.2012, 21:56
Сообщение #7


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381




Вот России и надо ко взаимной с Турцией выгоде вовлечь в производство электроэнергии в Турции их запасы тория. С предельным их участием в этом деле. Проще всего это сделать вроде посредством ториевого ВВЭР-С. А договороспособность турецких властей, по-моему, позволит найти все необходимые для этого взаимоприемлемые решения. Такое вот у меня впечатление.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 5.1.2012, 14:20
Сообщение #8


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Перспективный ториевый ВВЭР-С не только бы туркам был бы интересен, но и индусам, и южноамериканцам типа Венесуэлы, Аргентины или Бразилии с учетом их запасов тория. Вопрос только стоит поставить так "А нужен ли ториевый ВВЭР менеджерам Росатома?". Сдается мне, что ответ будет отрицательным. Не зря же было сказано турком "Атомная банда"...


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 5.1.2012, 14:51
Сообщение #9


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 576
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



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?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 5.1.2012, 17:31
Сообщение #10


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 5.1.2012, 15:51) *
Теперь вопрос. Каким образом в эту систему вписать торий?


Начинать, но не вписывать, а рассмотрение возможности такого вписания, можно и нужно с физических свойств Th-232 и U-233. По-моему. Но у меня специальность 0310, да и когда это было. Поэтому прошу не судить меня слишком строго. А возможная моя категоричность по поводу ВВЭР-С обусловлена упоминанием о таком его варианте вышеуказанными сотрудниками КИ и физическими свойствами Th-232 и U-233.

И вот на Рисунке 1 в http://www.atominfo.ru/news/air5421.htm приведены спектры поглощения (нейтронов) Th-232 и U-238. Из которого очевидно, что предпоследний резонансный пик U-238 практически совпадает с последним таким пиком Th-232 (о вредности последнего пика U-238 Вы писали выше). И всё это в надтепловой области энергии нейтронов. А в тепловой области их энергии (0,025 эВ) опять же у Th-232 сечение захвата почти в три раза больше, чем у U-238 (и даже после этого у кого-то язык поворачивается говорить, что бога нет). Но там же ниже в тексте указано, что в области тепловой энергии нейтронов сечение захвата у U-233 в два с лишним раза меньше, чем у U-235 (может его и в самом деле нет?).

Вот из этих вот соображений и исходу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С (а заодно и развеять мои сомнения на счёт существования бога).


Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 5.1.2012, 17:48
Сообщение #11


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381



QUOTE(VBVB @ 5.1.2012, 15:20) *
Не зря же было сказано турком "Атомная банда"...


Об искушении, перед которым стоит один из членов этой банды, немного позже напишу в теме “Турецкий атом”.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.1.2012, 7:13
Сообщение #12


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(AtomInfo.Ru @ 5.1.2012, 15:51) *
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


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 6.1.2012, 20:32
Сообщение #13


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория ©

боюсь, что топливная составляющая в себестоимости "атомной" элеткроэнергии изначально черезчур мала, чтобы играть существенную роль на фоне проблем, которые сулит уран-плутоний-ториевый цикл...

Сообщение отредактировал Smith - 6.1.2012, 20:32
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 6.1.2012, 22:02
Сообщение #14


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 618
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(VBVB @ 6.1.2012, 0:13) *
перспективные варианты корпусных кипящих канальников-суббридеров с плотной решеткой.


А это что за зверь - корпусный канальник ?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.1.2012, 7:42
Сообщение #15


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(pappadeux @ 6.1.2012, 23:02) *
А это что за зверь - корпусный канальник ?

Может криво или не совсем понятно выразился, но в паре японских статей было описание проектов перспективных корпусных кипящих реакторов с преимущественно тепловым нейтронным спектром с графитовыми каналами для работы на топливах относительно низких обогащений с целью достижения высоких КВ. Вот эти штуки и назвал корпусными канальниками. Х.з. как их правильно назвать...
Цитата(Smith @ 6.1.2012, 21:32) *
боюсь, что топливная составляющая в себестоимости "атомной" элеткроэнергии изначально черезчур мала, чтобы играть существенную роль на фоне проблем, которые сулит уран-плутоний-ториевый цикл...

Кажется мне, что зачастую при заключении атомных контрактов дело не совсем в количестве денег, которые поставщик хочет, а в отношении между странами. Работа то ведь с людьми ведется при заключении договоров. Тут для турков могли бы политические аспекты и собственная значимость сыграть. Дескать, "...русские специально для нас реактор для использования нашего турецкого тория сделали...". Экономический аспект здесь может быть не превалирующим, политический может быть более важен.

Сообщение отредактировал VBVB - 7.1.2012, 7:57


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.1.2012, 7:56
Сообщение #16


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Пример оптимизации а.з. для Westinghouse PWR для 100% PuO2-ThO2 для эквивалентной замены 4.2% по U-235 UO2 с достижением 50 GWd/t в 490 дневной топливной кампании при КИУМ=0,9 дает необходимое содержание топливного плутония в (2,5% Pu-238, 54.1 %Pu-239, 23.9% Pu-240, 12.7% Pu-241, и 6.9% Pu-242) в PuO2-ThO2 равное 8,6% [E. Fridman, S. Kliem. Pu recycling in a full Th-MOX PWR core. Part I: Steady state analysis. // Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 193–202].
Пишут, что по данным выполненного моделирования, регулирование параметров зоны бором, стержнями B4C, вытеснителями и выгорающими поглотителями для PuO2-UO2 не особо сильно будет отличаться от PuO2-UO2. Также получается, что выжигание трансуранидов на торивом МОКСе происходит в 1,5 раза быстрее, чем на плутониевом МОКСе. Скорость потребление плутония при использовании ториевого МОКСа почти в 1,94 раза будет выше, чем при использовании плутониевого МОКСа.
Т.е. за счет неоптимального для бридинга Th-232 нейтронного спектра делящегося плутония и реакторных характеристик при работе на PuO2-ThO2 расход плутония выше в 1,94 раза (плутоний добавочно не нарабатывается в PuO2-ThO2) по сравнению с чисто PuO2-UO2 при той же энерговыроботке. Правда 60% от излишне потраченного плутония возмещается наработанным U-233.
Итого:
1. Количество наработанного за компанию U-233 из PuO2-ThO2 составляет 130% от наработанного плутония по сравнению с обычным уран-оксидным топливом в идентичных условиях.
2. По сравнению с PuO2-UO2 (7,85% Pu) расход делящегося материала на одинаковую энерговыработку для PuO2-ThO2 выше в 1,5 раза. Но при использовании PuO2-ThO2 на выходе ОЯТ с относительно легко выделяемым U-233 и Pa-233, а в случае плутониевого МОКСа ОЯТ с денатурированным расщепленным плутонием перемещанным с наработанным такого же плохого качества.
3. При использовании PuO2-ThO2 содержание трансуранидов в ОЯТ будет на 40% ниже, чем при использовании плутониевого мокса.
4. В случае PuO2-ThO2 для заправки зоны требуется по эквивалентному количеству плутонию 4,5 отработанные зоны от такого же PWR с обычным уран-оксидным топливом, а для плутониевого мокса 2,3 отработанные зоны от такого же PWR.
Судя по этим данным, работа PWR на PuO2-ThO2 предпочтительнее, чем на PuO2-UO2. Но при наличии развитого парка быстрых реакторов плутоний лучше пережигать с его же бридингом в них.
Т.е. вышеописанный вариант оптимизации плутоний-ториевой зоны для Westinghouse PWR кажется более экономичнее и предпочтительнее варианта ВВЭР-Т, предложенного сотрудниками Курчатника в 1997-2000, который должен был использовать UO2-ThO2 c 20% U-235.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 7.1.2012, 8:20
Сообщение #17


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(kuzeyli @ 5.1.2012, 18:31) *
Вот из этих вот соображений и исхожу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С.

Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся... cool.gif

Сообщение отредактировал VBVB - 7.1.2012, 8:23


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 7.1.2012, 15:28
Сообщение #18


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 852
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381



QUOTE(VBVB @ 7.1.2012, 9:20) *
Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся... cool.gif


Да, буду признателен. Сбросьте пожалуйста. Моя попытка добраться до этого номера успехом не увенчалась.


Сообщение отредактировал kuzeyli - 7.1.2012, 15:29
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 9.1.2012, 17:49
Сообщение #19


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(AtomInfo.Ru @ 3.1.2012, 20:06) *
Но! При уран-водном отношении, равном единице, мы не сможем рассчитывать на требуемые КВ. По памяти, при таком отношении КВ составит где-то от 0,6 до 0,7. До поставленных целей 0,8-0,85 (статья) или 0,8-0,9 (Беркович) мы не дотягиваем! Более того, нужные нам КВ появлялись при таких значениях отношений, когда ПЭР становился положительным.

Каким образом Курчатник предлагает справляться с этим противоречием, я пока разобраться не могу. Конкретных цифр в статье, к сожалению, не приводится.

Добавлю для понимания. Не критикую и не разоблачаю smile.gif Напротив, мне жутко интересно, каким образом и за счёт чего Курчатник смог добиться требуемого результата.

Довольно непонятная ситуация, как собираются на суперВВЭРе добится таких крайне высоких КВ.
В интервью на Атоминфо [http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm] сказано "...в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9..."
Но на топливах с обогащением ниже 5% по урану-235 для достижения КВ > 0,9 уран-водное соотношение для водо-водяных реакторов должно ориентирровочно где-то в районе 4-3 быть, т.е. в реакторе совсем мало теплоносителя будет. Как же эффективный теплосъем с а.з. будет происходить? Разве переход на пар сверкритического давления увеличит его темплоемкость в разы? Или ВВЭР в газовый реактор высокого давления хотят превратить?
Кажется мне, что бы декларируемых значений КВ=0.9 добится, помимо уплотнения решетки еще и прыгныть надо на топливо с обогащением по урану-235 в район 10% или на плутониевый МОХ с содержанием топливного плутония не менее 15%.
Хотя вот например, японцы в своих расчетах легководного бридера на сверхкритической воде и 5.2% плутониевом МОХе пришли к выводу, что возможно КВ порядка 1.03 получить. [http://wwwsoc.nii.ac.jp/aesj/publication/JNST2001/No.9/38_703-710.pdf]. Правда у них спектр нейтронный быстрый рассматривался и ТВС довольно замудренные.
Может кто-нибудь пояснит толково как на супер-ВВЭРе на обычном уран-оксидном топливе с содержанием урана-235 в районем 5% КВ>0.9 можно добится?
Или фанатастический вариант перехода на плотное нитридное топливо рассматривается?

Сообщение отредактировал VBVB - 9.1.2012, 17:54


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 14.1.2012, 13:07
Сообщение #20


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 038
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(VBVB @ 6.1.2012, 8:13) *
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


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post

7 страниц V   1 2 3 > » 
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 26.5.2017, 23:50
Rambler's Top100