Версия для печати темы

Нажмите сюда для просмотра этой темы в обычном формате

Форум AtomInfo.Ru _ Российский атом _ ВВЭР-С

Автор: AtomInfo.Ru 9.6.2013, 23:07

Отдельная тема по ВВЭР-С, т.к. это не СКД.

Для затравки интервью Мохова.
http://atominfo.ru/newse/l0453.htm

Автор: Denis_Hliustin 9.6.2013, 23:34

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.6.2013, 0:07) *
Для затравки интервью Мохова.
http://atominfo.ru/newse/l0453.htm


Не совсем понятно в цитированном фрагменте следующее: казалось бы, сдвиг спектра либо засчёт СКД, либо вытеснителями. Если СКД, то зачем вытеснители? Цитата:

ВВЭР-С - эволюционный СУПЕР-ВВЭР с повышенным коэффициентом воспроизводства, что позволяет существенно экономить топливо. А также, если удастся его выполнить, проект со сверхкритическим давлением, где будут решены вопросы уже прямого участия в замкнутом топливном цикле.

ВВЭР-С - это реактор со спектральным регулированием?
Да, это ВВЭР со спектральным регулированием реактивности активной зоны за счёт изменения водно-уранового соотношения активной зоны в процессе выгорания топлива.
В нём впрямую будут экономиться нейтроны, топливо будет выжигаться более эффективно, а повышенный КВ позволит иметь в ОЯТ большую часть той составляющей, которая, после переработки, может быть использована снова в реакторах.
Про спектральное регулирование говорят с прошлого века, но до сих пор большого живого аппарата нигде нет. Насколько концепция проработана?
Действительно, идея родилась достаточно давно. В этом я лишний раз убедился, когда был на Александровских чтениях.
Сейчас мы смотрим конструктивно, каким образом это реализовать. Подошло именно то время, когда подобные конструкции будут востребованы и актуальны.
Конечно, задача сложная. Но мы исходим из следующего обстоятельства. Претерпят изменения активная зона и тепловыделяющая сборка, а также появятся вытеснители, которые с помощью приводов будут менять водно-урановое соотношение. Всё остальное, а именно, конструктив исполнения корпуса реактора, постараемся сохранить. В том числе, мы намерены сохранить ВКУ, они будут аналогичны предыдущим решениям.
Поэтому основная конструкторская задача для ВВЭР-С сосредоточена в активной зоне и органах управления. Повторю, что органы управления будут отвечать и за перемещение вытеснителей в активной зоне тоже.


Обратим также внимание на цитату соседней публикации:
http://atominfo.ru/newse/l0411.htm
(ЦНИИ КМ "Прометей"). В ответ на прямой вопрос он ответил также прямо - сталь на 600°C на столь большой сосуд, который требуется, на сегодняшний день не сделает, пожалуй, никто.

Получается картина такая.

Температура критической точки H2O 374 цельсия, сверху ограничение предположим как в БН 520 цельсия имеющимися сортами стали, Т должно быть ниже температуры полного отпуска закалки сталей. Получается типичный рабочий диапазон температур в тепловом цикле первого контура между 400 и 520 цельсия. Меньше чем хотелось бы, тем не менее перепад температур в четыре раза выше чем у обычного ВВЭР, что позволяет снизить массовый расход теплоносителя и более чем достаточно компенсирует его меньшую плотность.

Спектральное регулирование лучше всего делать на СКД. При изменении Т на несколько десятков градусов, плотность воды около псевдокритической точки меняется в два раза. Изначально считалось, что спектральное регулирование должно использовать именно этот эффект.

Какой смысл спектрального регулирования без СКД, вытеснителями? Разве что сохранение существующего "докритического" корпуса на 160 атмосфер и теплового цикла с циркониевым материаловедением. Однако сохранение одно, а совсем другое - шаг вперёд с переходом к стальным или титано-ванадиевым оболочкам ТВЭЛов, которых допускает быстрорезонансный спектр, получаемый в свою очередь низкой плотностью H2O.

Простая замена борного регулирования на спектральное не такой большой шаг вперёд, как хотелось бы. Надёжные подвижные вытеснители сделать может оказаться непростой задачей.

Автор: Denis_Hliustin 10.6.2013, 1:18

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.6.2013, 0:07) *
Отдельная тема по ВВЭР-С, т.к. это не СКД.


Таким образом, ВВЭР-С означает использовать спектральное регулирование вытеснителями вместо борного, всё остальное оставив как есть: параметры пара, плотность воды в АЗ, материалы (цирконий), корпус (менее 225 Атм). Возможный плюс - участие ВВЭР-С в суточных регулированиях, а не только базовый режим нагрузки.
Это считается близко осуществимым, а СКД отнесено к далёкой перспективе ("если удастся его выполнить") причём к замкнутому топливному циклу.
Такая постановка вопроса логична если смотреть с позиций паросилового оборудования.

Теперь посмотрим со стороны результатов расчёта воспроизводящих свойств урановой и плутониевой загрузок ВВЭР СКД.
В журнале "Атомная Энергия" за сентябрь 2012, стр.134 - 137, результаты расчёта бридера СКД на PuO2.
Быстрый реактор ПСКД-600, наработка плутония в год:
активная зона -84 кг, центральная зона воспроизводства +48 кг, торцевые экраны +42 кг, боковой экран +48 кг, итого +54 кг в год.
При этом загрузка, тонн тяж.мет.:
активная зона 32.3 тонны, центральная зона 5.9 тонны, торцевые экраны 7.6 тонн, боковой экран 18.6 тонн.
Концентрация (аналог обогащения) плутония в АЗ, в целях профилирования варьируется от 14.5 до 20%.


В активной зоне около 6 тонн плутония, пропорция 9 тонн плутония на 1 ГВт(эл).
БН-600 при том же содержании плутония в АЗ даёт пропорцию 2.5 тонны плутония на 1 ГВт(эл): по теплоотводящим свойствам водяной пар это не жидкий металл. Если случайно поплавится АЗ ПСКД-600, потери плутония будут соответствовать наработке за 100 лет.

Из этих соображений можно сделать вывод, что ВВЭР СКД в варианте плутониевого бридера с КВ~1.1 не конкурентоспособен по сравнению с быстрыми натриевыми реакторами.
Картина с точки зрения физики: хотя вода может и почти не поглощать нейтроны (минимальные зазоры между ТВЭЛами, быстрый спектр и выбор плотности пара 140 кг на кубометр), однако высокое давление СКД (250 атмосфер) требует оболочек ТВЭЛов с большим отношением толщины к диаметру. Это разбавляет состав АЗ сталью сильнее чем уже достигнуто в БН-600, и воспроизводящие свойства на оксидном топливе едва превышают единицу.
При этом, для бридера обогащение плутонием должно быть как в БН-800, на уровне 20%. При этом теплоотвод водяным паром менее эффективен чем жидким металлом. В результате имеем характеристики, делающие не очевидной экономическую и техническую целесообразность сооружения такого типа реакторов.

Поэтому рассмотрим концепцию где СКД реактор в замкнутом цикле играет роль в качестве конвертора на урановом топливе.

В своё время проводились расчётные работы по реактору-размножителю БГР-300 на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем. Там давление тоже высокое, оболочки ТВЭЛов тоже толстые и АЗ разбавлена сталью. Поэтому сравнение корректное.
Была сооружена и исследована критсборка КБР-8, близкая к реактору БГР-300 не только по составу активной зоны, но и по геометрическим размерам.
Высота активной зоны
ЗМО 97.1 см
ЗБО 97.1 см
Радиус ЗМО 46.9 см
Толщина ЗБО 19.4 см
Толщина радиального отражателя 44.6 см
Толщина верхнего и нижнего торцевых отражателей 28.5 см
Загрузка U235:
ЗМО 444 кг
ЗБО 539.4 кг
Полная загрузка U235 983.4 кг.
В сборке КБР-8 спектр нейтронов достаточно жёсткий: доля делений при энергии более 100 Кэв составляет 65%.
Коэффициент воспроизводства расчётный: для трёх вариантов компоновки 0.93; 1.01; 1.02;
Экспериментально измеренна величина 1.04(+-)0.04, то есть от 1.00 до 1.08

В случае водяного теплоносителя, из-за замедления и поглощения нейтронов водородом, КВ на U235 окажется заметно ниже единицы, порядка 0.8.

Поскольку КВ всё равно ниже единицы, можно сделать выбор в пользу третьего варианта компоновки: на уране-235 имеет смысл делать конвертер не на обогащении уровня 20%, когда быстрый спектр. После добычи природный уран обогащается до 3% (в 6 раз меньше чем плутония в предыдущем варианте) и поступает в ВВЭР СКД, из его ОЯТ рециклированный плутоний - в БН-1200.

На обогащении порядка 3% с малым количеством воды, основная часть нейтронов вступает в реакцию деления при энергии вблизи нижнего резонанса 0.3 электрон-вольта. При этом eta U235 около 1.7 что ниже чем в холодном ВВЭР-1000, однако можно выиграть за счёт большего размножения нейтронов в уране-238 (плотное размещение ТВЭЛов в АЗ) и меньшего поглощения водородом воды (на СКД со спектральным регулированием вдвое-втрое меньше плотность чем обычная 0.7).

К слову, плутониевый бридер СКД скорее всего не может иметь спектрального регулирования: чтобы превысить КВ=1, он должен работать при постоянной плотности воды не более 140 килограмм на кубометр. Можно конечно её уменьшать, тогда слишком мал секундный расход массы чтобы выносить из АЗ достаточно тепла.

С позиций оптимизации топливного воспроизводства просматривается такая ниша будущему ВВЭР СКД:
* свежее топливо U235 обогащения 3%, наработка плутония с КВ~0.8 для загрузки вновь вводимых БН-1200. Именно в этом будет выражаться (цитата) "прямое участие в замкнутом цикле".
* СКД нужно для снижения средней плотности воды, для спектрального регулирования плотностью воды запаса реактивности на выгорание, оценочно в диапазоне от 0.25 до 0.5 её нормальной плотности (и вовсе не для превышение КВ=1), а также для увеличения рабочего температурного перепада в первом контуре между входом и выходом реактора, по сравнению с 30 градусами классического ВВЭР.

Для запуска ВВЭР СКД потребуется, скорее всего, дополнительный источник тепла и решётка не вытеснителей а поглотителей по образцу АПЛ, с весом p>beta (в рабочем режиме она должна быть поднята из реактора после перехода на малую плотность воды), что одновременно позволит участвовать в суточном регулировании мощности.

Автор: VBVB 10.6.2013, 3:22

QUOTE
ВВЭР-С - эволюционный СУПЕР-ВВЭР с повышенным коэффициентом воспроизводства, что позволяет существенно экономить топливо.
А также, если удастся его выполнить, проект со сверхкритическим давлением, где будут решены вопросы уже прямого участия в замкнутом топливном цикле.

Какая то казуистика в отношении связи перспективы повышенного коэффициента воспроизводства и экономии топлива для СУПЕР-ВВЭРа.
Подразумевается, что СУПЕР-ВВЭР будет работать чисто на МОХ-зоне? И много водо-водяных реакторов работают полностью на МОХ-зонах?
Если же зона гибридной на уран-оксиде и МОХ-топливе подразумевается, то экономии топлива особой от повышенного КВ при конверсии урана-235 высокого выгорания в кучу плутониев нет, поскольку критическим компонентом будет являться уран-235, стоимость которого непрерывно будет возрастать. Или же подразумевается, что отоношение загружаемых топлив в СУПЕР-ВВЭР может сильно вариьроваться? Типа не хватает уран-оксида -- грузим МОХом.
Плутония для загрузки ВВЭРов и сейчас у нас навалом накоплено. Поэтому варианты экономии плутония в ВВЭРе при переходе от КВ=0.4 к КВ=0.8 (в далекой перспективе) смысла особого не имеют, поскольку этот же плутоний с гораздо большей пользой можно использовать в достраиваемом БН-800 и проектируемых его последователях, при меньшем требуемом коээфициенте загрузки на ГВт(эл) и с ощутимо большим КВ при заметно лучшем качестве нарабатываемого плутония.

ВВЭР с увеличенным КК и КВ конечно делать надо, поскольку нынешний КК это расточительство ценного ресурса урана-235, но если же работы по СУПЕР-ВВЭР предполагают годы НИОКРов типа бесконечной финансовой дыры, то может нахрен эти ВВЭР?
Хотя военный аспект этих работ может и покроет мегафинансы потребленные.

Ну а насчет СКД-ВВЭР кажется, что это некий аналог перспективного инерциального термояда по времени ожидания до возможной реализации...

Автор: AtomInfo.Ru 10.6.2013, 8:01

QUOTE(Denis_Hliustin @ 10.6.2013, 0:34) *
Не совсем понятно в цитированном фрагменте следующее: казалось бы, сдвиг спектра либо засчёт СКД, либо вытеснителями. Если СКД, то зачем вытеснители?


Путаница была, потому что под одним именем СУПЕР-ВВЭР скрывалось два принципиально разных варианта - т.н. "эволюционный" и "инновационный".

Теперь эволюционный получает собственное имя ВВЭР-С, и это аппарат с вытеснителями для регулирования спектра. Обычный ВВЭР, без сверхкритики, но с регулированием доли воды в зоне. И конструктор знает, как его делать

А СКД остаётся пока на уровне бумаги.

Автор: AtomInfo.Ru 10.6.2013, 8:03

QUOTE(Denis_Hliustin @ 10.6.2013, 0:34) *
Какой смысл спектрального регулирования без СКД, вытеснителями?


Отвечено в докладе (не интервью!) Мохова
http://atominfo.ru/newse/l0411.htm

КВ=0,7.

В этом смысл.

Автор: AtomInfo.Ru 10.6.2013, 8:17

QUOTE(VBVB @ 10.6.2013, 4:22) *
ВВЭР с увеличенным КК и КВ конечно делать надо, поскольку нынешний КК это расточительство ценного ресурса урана-235,


Массовый переход на БН, при всей моей к ним любви, чреват. Всё-таки один БН-600 - это не опыт эксплуатации. По крайней мере, не такой, какой накоплен у ВВЭР.

Плюс тема экспорта. Быстрый реактор на экспорт в нынешних условиях не пойдёт. Ну, за исключением отдельных конкретных стран.

Поэтому ВВЭР-С - иными словами, обычный ВВЭР с улучшенной нейтронной физикой - имеет право на существование. Ну а будут ли его строить, сколько их будут строить - это вопрос следующего порядка. Сначала пусть ГП положит на стол техпроект - хотя бы в том же виде, как по ТОИ.

QUOTE(VBVB @ 10.6.2013, 4:22) *
но если же работы по СУПЕР-ВВЭР предполагают годы НИОКРов типа бесконечной финансовой дыры, то может нахрен эти ВВЭР?
Хотя военный аспект этих работ может и покроет мегафинансы потребленные.

Ну а насчет СКД-ВВЭР кажется, что это некий аналог перспективного инерциального термояда по времени ожидания до возможной реализации...


Между нами говоря, я не стал обижать В.А. и из текста интервью убрал из нашего вопроса сравнение ВВЭР-С с БРЕСТ. Если уж мы ВВЭР-С сравниваем с Великим и Ужасным Прорывом, то СКД в таком подходе, конечно, равен термояду.

Но есть отличие с Прорывом. В конце концов, учёные по СКД будут заниматься НИРом, и это хорошо - что-нибудь интересное обязательно найдут. Конструктор будет заказывать НИОКР и делать свой проект, и это правильно - он должен всегда что-то делать на перспективу. И не так это дорого, и затраты эти пойдут в поддержку людям, которые участвуют в реальных работах по ВВЭР.

Самое главное - создатели СКД не предлагают выкинуть все остальные проекты на помойку и застроить всю страну тремястами гигаваттами своих аппаратов сразу после 30-ого года. Нет, у них позиция другая: "Мы намерены сделать реактор с такими-то характеристиками, пожалуйста, рассмотрите его возможное место в будущей структуре атомной отрасли России".

И это правильный подход. Безотносительно того, хорош СКД или плох.

Автор: asv363 10.6.2013, 14:03

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.6.2013, 9:17) *
Но есть отличие с Прорывом. В конце концов, учёные по СКД будут заниматься НИРом, и это хорошо - что-нибудь интересное обязательно найдут. Конструктор будет заказывать НИОКР и делать свой проект, и это правильно - он должен всегда что-то делать на перспективу. И не так это дорого, и затраты эти пойдут в поддержку людям, которые участвуют в реальных работах по ВВЭР.

Самое главное - создатели СКД не предлагают выкинуть все остальные проекты на помойку и застроить всю страну тремястами гигаваттами своих аппаратов сразу после 30-ого года. Нет, у них позиция другая: "Мы намерены сделать реактор с такими-то характеристиками, пожалуйста, рассмотрите его возможное место в будущей структуре атомной отрасли России".

И это правильный подход. Безотносительно того, хорош СКД или плох.

Вот. Готов подписатся под каждым словом. Спасибо за очередное ценное интервью, уважаемый AtomInfo.Ru.

Без привязки к конкретной проектируемой модели ВВЭР, совершенно не ясно желание видеть каждый год (условно) новую модель РУ от ОКБ "Гидропресс". ВВЭР-С прорабатывался некоторое время, с каждым годом заметно некоторое уточнение проекта. СКД будет означать кардинальное изменение основного оборудования, да и идеологии в целом. В том, что касается некоторых моментов интервью, к примеру, о месте ВВЭР в пищевой цепочке, была статья О. Сараева в журнале РЭА, обсуждали, где-то рядом.

По ВВЭР-С:
QUOTE
Конечно, задача сложная. Но мы исходим из следующего обстоятельства. Претерпят изменения активная зона и тепловыделяющая сборка, а также появятся вытеснители, которые с помощью приводов будут менять водно-урановое соотношение. Всё остальное, а именно, конструктив исполнения корпуса реактора, постараемся сохранить. В том числе, мы намерены сохранить ВКУ, они будут аналогичны предыдущим решениям.

Поэтому основная конструкторская задача для ВВЭР-С сосредоточена в активной зоне и органах управления. Повторю, что органы управления будут отвечать и за перемещение вытеснителей в активной зоне тоже.

Значит, это новая активная зона с другими характеристиками, топливом. Но, главное, общий подход, за исключением РУ не меняется. Это важно для производства.

Прошлая тема по новым реакторным технологиям: http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=681

Автор: Denis_Hliustin 12.6.2013, 23:11

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.6.2013, 9:01) *
ВВЭР-С, аппарат с вытеснителями для регулирования спектра. Обычный ВВЭР, без сверхкритики, но с регулированием доли воды в зоне. И конструктор знает, как его делать


Есть очевидный вариант как делать вытеснители: в виде решётки прутков из цельного циркония.
Когда металлическим цирконием из объёма вытеснена вода плотности 0.7, поглощение тепловых нейтронов уменьшится в 2 раза.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 10.6.2013, 9:01) *
СКД остаётся пока на уровне бумаги.


Не удивительно, что промышленность воздерживается пробовать делать корпус масштаба тысячника на 240 атмосфер вместо обычных 160.
Тогда может быть, СКД в качестве модульного средней мощности имеет смысл рассматривать? Для крейсеров, авианосцев и ледоколов нужна мощность блока 50 - 80 МВт(эл).





Автор: VBVB 12.6.2013, 23:52

QUOTE(Denis_Hliustin @ 13.6.2013, 0:11) *
Есть очевидный вариант как делать вытеснители: в виде решётки прутков из цельного циркония.
Когда металлическим цирконием из объёма вытеснена вода плотности 0.7, поглощение тепловых нейтронов уменьшится в 2 раза.
Не удивительно, что промышленность воздерживается пробовать делать корпус масштаба тысячника на 240 атмосфер вместо обычных 160.
Тогда может быть, СКД в качестве модульного средней мощности имеет смысл рассматривать? Для крейсеров, авианосцев и ледоколов нужна мощность блока 50 - 80 МВт(эл).

А в чем преимущество ВВЭР-СКД перед обычным флотским ВВЭРом в качестве ЯЭУ для надводных кораблей?
Меньший вес - навряд ли, меньшие размеры - навряд ли. Единственным плюсом кажется предполагаемая возможность экономии топлива, а хорошо ли переход к более жесткому нейтронному спектру сможет сочетаться с тенденциями перехода на максимальный срок работы активных зон с ВОУ высоких уровней обогащения?
Скорее уж наработки по ВВЭР-С пользу большую для флота надводного принести смогут.

Автор: сергей 13.6.2013, 1:38

Извините,конечно.Но ,кажется ,что общая беда в знаниях,которые по определению ,конечно,-рождают печали.Нас "разбаловали".Был очень большой задел по проработке ,обоснованиям и подходам.Были сформулированы темы и направления.Теперь пытаемся доработать ,вывести на новый уровень "старые заначки".А,для того ,чтобы поиметь финансирование под доработку,-пытаются "старые решения" унифицировать.И туда,и сюда.И деньги найти на "доработать".Ну и как впрячь -"коня и трепетную лань"? Да,и с результатом?
Очень,очень хотелось бы ошибиться.

Автор: asv363 13.6.2013, 9:30

QUOTE(Denis_Hliustin @ 13.6.2013, 0:11) *
Есть очевидный вариант как делать вытеснители: в виде решётки прутков из цельного циркония.
Когда металлическим цирконием из объёма вытеснена вода плотности 0.7, поглощение тепловых нейтронов уменьшится в 2 раза.


Или так:
QUOTE
Наличие вытеснителей предполагает как минимум два варианта работы активной зоны в зависимости от типа вытеснителей:
- использование полых вытеснителей – позволяет накапливать плутоний в выгорающем топливе, а после извлечения вытеснителей– выжигать его;
- использование вытеснителей с естественным (отвальным) ураном. В этом случае вытеснители могут работать как поглотители нейтронов и использоваться для накопления плутония.
В результате конструкторских проработок показана преемственность технических решений как по конструкции ТВС, так и по конструкции вытеснителей. Изменение водоуранового отношения составило от 1,25 (при введенных вытеснителях) до 2,32 (при извлеченных вытеснителях) В качестве несущей конструкции так же как и в ТВС-2М используется жесткий каркас, образованный приваркой дистанционирующих решеток к направляющим каналам.

Из материалов МНТК-2011, циркониевый сплав предлагается в качестве материала штанги.
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-107.pdf

QUOTE(Denis_Hliustin @ 13.6.2013, 0:11) *
Не удивительно, что промышленность воздерживается пробовать делать корпус масштаба тысячника на 240 атмосфер вместо обычных 160.

Можно сделать РУ под такие параметры, необходимо двигатся вперед. Однако, при этом, надо заботится об эксплуатации существующих АЭС и старом опыте в изготовлениии РУ . Про использование выгорающих поглотителей на основании обедненного или природного по обогащению урана в некоторых иностранных проектах реакторов писал, однако, там не предполагается какое-либо изменение между ППР.

P.S. Думаю, надо подождать, что будет доступно публично по итогам МНТК-2013. unsure.gif

Автор: alex_bykov 13.6.2013, 18:20

После прочтения доклада Мохова, Субботина и Ко проект ВВЭР-С кажется реализуемым в среднесрочной перспективе. Однако есть ряд вопросов по узким местам:
1) вес "дурищи" для спектрального регулирования великоват. Что с адекватностью вызову по приводам (это к самому ОКБ ГП)?
2) по герметичности ураносодержащих вытеснителей при их активной "езде" в контакте с дистрешётками есть ряд вопросов (не говорю уже о случаях, когда их начнёт "бананить" и "крутить", там вообще капец может наблюдаться) с точки зрения предсказуемости движение цилиндрических ПС СУЗ в цилиндрической трубке в разы предсказуемее и на порядки проще в обосновании.
3) нужны спектральные коды, от "станционных" типа КАСКАДа, до интегрированных в СБ/СВБ - поведение АКНП при спектральном высотном регулировании совсем не линейно, про СВРК с онлайн-восстановлением поля (и офигенной переходной функцией от тока ДПЗ к энерговыделению) я вообще молчу. Я таких кодов инженерного уровня не знаю.
4) СУЗы. Видимо, СУЗы должны выглядеть как-то похоже со спектральными регуляторами (и висеть на таких же приводах из-за похожих массогабаритов), иначе имеем хреново проектируемую активную зону из-за невозможности перестановки кассеты из-под спектрального регулятора под СУЗ. В ВВЭР-440 всё-таки ситуация попроще из-за существенно меньшей доли кассет АРК в общем количестве кассет в зоне (37 из 349, т.е. примерно 11%, здесь соотношение совсем не оптимистичное - от 1/3).

Это как бы для продолжения дискуссии, если редакции удастся позадавать вопросы авторам.

Автор: armadillo 13.6.2013, 18:25

Цитата
с точки зрения предсказуемости движение цилиндрических ПС СУЗ в цилиндрической трубке в разы предсказуемее и на порядки проще в обосновании.

американские кресты как-то же елозят и не кашляют

Автор: pappadeux 13.6.2013, 19:39

QUOTE(Denis_Hliustin @ 12.6.2013, 16:11) *
Есть очевидный вариант как делать вытеснители: в виде решётки прутков из цельного циркония.


есть ещё более очевидный вариант - полости, постепенно заполняемые водой

и двигать ничего не надо

Автор: armadillo 13.6.2013, 19:51

всмысле заполненные воздухомпаром?

Автор: pappadeux 13.6.2013, 19:53

QUOTE(alex_bykov @ 13.6.2013, 11:20) *
1) вес "дурищи" для спектрального регулирования великоват. Что с адекватностью вызову по приводам (это к самому ОКБ ГП)?


если пустотелая и с тонкими стенками, то должна обладать неплохой плавучестью, разве нет?

а вообще не лучше ли просто заполнять пустотелый вытеснитель водой?

и дивгать ничего не надо

QUOTE(alex_bykov @ 13.6.2013, 11:20) *
4) СУЗы. Видимо, СУЗы должны выглядеть как-то похоже со спектральными регуляторами (и висеть на таких же приводах из-за похожих массогабаритов), иначе имеем хреново проектируемую активную зону из-за невозможности перестановки кассеты из-под спектрального регулятора под СУЗ. В ВВЭР-440 всё-таки ситуация попроще из-за существенно меньшей доли кассет АРК в общем количестве кассет в зоне (37 из 349, т.е. примерно 11%, здесь соотношение совсем не оптимистичное - от 1/3).


да, приводы хорошо бы иметь универсальными

Автор: alex_bykov 13.6.2013, 22:28

QUOTE(pappadeux @ 13.6.2013, 20:39) *
есть ещё более очевидный вариант - полости, постепенно заполняемые водой

и двигать ничего не надо

Насколько я понял докладчиков (Супер-ВВЭР-Субботин-1 (28-31).05.13.ppt), как основной вариант рассматривается "семёрка" (если смотреть на текущую ТВС, то НК + 6 окружающих твэлов), заполненная ураном:
QUOTE
Вытеснители выполнены в виде 6 твэлов Ø8,6 мм из обедненного урана, закрепленных на циркониевом прутке

Причина такого решения тоже очевидна (правда, при модификации кассеты в сторону более мелких твэлов):
QUOTE
Диапазон изменения водо-уранового отношения при опущенных и извлеченных вытеснителей меняется от 1.0 до 1.96.


А в новой сборке канал под СВРК вообще "уезжает на периферию", как при этом поле контролировать, если он попадает в прострел сразу от 2 кассет, мне очень боязно представить (это помимо сильно нелинейной переходной функции - там Kc не отделаешься - меняется спектр).

Автор: asv363 14.6.2013, 5:35

QUOTE(alex_bykov @ 13.6.2013, 23:28) *
Насколько я понял докладчиков (Супер-ВВЭР-Субботин-1 (28-31).05.13.ppt), как основной вариант рассматривается "семёрка" (если смотреть на текущую ТВС, то НК + 6 окружающих твэлов), заполненная ураном:
QUOTE
Вытеснители выполнены в виде 6 твэлов Г?8,6 мм из обедненного урана, закрепленных на циркониевом прутке

Причина такого решения тоже очевидна (правда, при модификации кассеты в сторону более мелких твэлов):
QUOTE
Диапазон изменения водо-уранового отношения при опущенных и извлеченных вытеснителей меняется от 1.0 до 1.96.

А в новой сборке канал под СВРК вообще "уезжает на периферию", как при этом поле контролировать, если он попадает в прострел сразу от 2 кассет, мне очень боязно представить (это помимо сильно нелинейной переходной функции - там Kc не отделаешься - меняется спектр).

Спасибо, Александр. Пропустил, вероятно, по причине обилия в начале графиков по запасам урана. Сравнил работы нынешние и 2-х летней давности, картинки сеченея ТВС совпадают. Канал под инструментальные измермения перенесем чуть ли не впротную к границе ТВС. Освежил в памяти текущие ТВС, везде канал по центру, даже для квадратных ТВС (если не прав, прошу поправить). И это проблема.

Интересно smile.gif , нашел ли уважаемый AtomInfo.Ru ответ на свой вопрос в матиалах нового МНТК?
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=681&view=findpost&p=38437

Автор: alex_bykov 14.6.2013, 12:18

QUOTE(asv363 @ 14.6.2013, 6:35) *
Канал под инструментальные измермения перенесем чуть ли не впротную к границе ТВС. Освежил в памяти текущие ТВС, везде канал по центру, даже для квадратных ТВС (если не прав, прошу поправить). И это проблема.

Далеко не везде. На НВАЭС-5 он смещён. На новых блоках - тоже. Причина - в увеличенном количестве (по сравнению с В-320) ОР СУЗ - в этом случае в ЦТ КНИ установить нельзя. Но смещён он всё-таки не в 1-2 ряд твелов от периферии, а в пространство между звёздочкой пэлов вместо одного из твэлов, т.е. можно говорить об измерении практически "чистого" поля этой сборки. Переходному коэффициенту мешает "кривое" поле в месте расположения датчика, но это не самый сложный момент для учёта...

Автор: pappadeux 15.6.2013, 0:23

QUOTE(alex_bykov @ 13.6.2013, 15:28) *
Насколько я понял докладчиков (Супер-ВВЭР-Субботин-1 (28-31).05.13.ppt), как основной вариант рассматривается "семёрка" (если смотреть на текущую ТВС, то НК + 6 окружающих твэлов), заполненная ураном:

Причина такого решения тоже очевидна (правда, при модификации кассеты в сторону более мелких твэлов)


да, это, наверно, лучший вариант, но становится непонятно, можно ли всё это экспортировать

вытеснители из обедненного урана с малой экспозицией, выдвигаемые приводом - реактор "мечта Ахмединежада"

кстати, я правильно понимаю, что энергонапряженность зоны слегка упадет? И что в массо-габаритах ВВЭР-1200/1300 получится максимум ВВЭР-1000?

Автор: asv363 15.6.2013, 20:43

QUOTE(pappadeux @ 15.6.2013, 1:23) *
да, это, наверно, лучший вариант, но становится непонятно, можно ли всё это экспортировать

вытеснители из обедненного урана с малой экспозицией, выдвигаемые приводом - реактор "мечта Ахмединежада"

кстати, я правильно понимаю, что энергонапряженность зоны слегка упадет? И что в массо-габаритах ВВЭР-1200/1300 получится максимум ВВЭР-1000?

А почему теоретически нельзя экспортировать? Обогащение, конечно, указывается до 7% в перспективе на U-Er топливе, но об этом говорилось и ранее для неких планируемых моделей ТВС под внутренний рынок. И не уверен, что для кассет ВВЭР-С.
Что касается "мечты Ахмадинежада", это Вы красиво. Каким образом это можно проворачивать на обычных PWR u PHWR, не однократно обсуждалось.
Вот про энергонапряженность, лучше у умных людей уточнить. smile.gif Но заявлена линейка до 1300, если не путаю, далее надо смотреть.

Автор: asv363 15.6.2013, 21:43

QUOTE(alex_bykov @ 14.6.2013, 13:18) *
Далеко не везде. На НВАЭС-5 он смещён. На новых блоках - тоже. Причина - в увеличенном количестве (по сравнению с В-320) ОР СУЗ - в этом случае в ЦТ КНИ установить нельзя. Но смещён он всё-таки не в 1-2 ряд твелов от периферии, а в пространство между звёздочкой пэлов вместо одного из твэлов, т.е. можно говорить об измерении практически "чистого" поля этой сборки. Переходному коэффициенту мешает "кривое" поле в месте расположения датчика, но это не самый сложный момент для учёта...

Значит опять поторопился с обобщением. Всех данных, конечно, у меня нет, но правда Ваша. Посмотрел и на западные квадраты, тоже все не просто. Сначала указывают канал по центру, но, под реальное профилирование активной зоны он может быть занят. Не везет мне с топливом, увы.

Автор: asv363 9.7.2013, 2:33

QUOTE(alex_bykov @ 13.6.2013, 23:28) *
Насколько я понял докладчиков (Супер-ВВЭР-Субботин-1 (28-31).05.13.ppt), как основной вариант рассматривается "семёрка" (если смотреть на текущую ТВС, то НК + 6 окружающих твэлов), заполненная ураном:

Причина такого решения тоже очевидна (правда, при модификации кассеты в сторону более мелких твэлов):
А в новой сборке канал под СВРК вообще "уезжает на периферию", как при этом поле контролировать, если он попадает в прострел сразу от 2 кассет, мне очень боязно представить (это помимо сильно нелинейной переходной функции - там Kc не отделаешься - меняется спектр).

Ради интереса посмотрел на старые доклады, 3 года тому назад. Интересна некоторая эволюция ТВС, особенно в сравнении с твэл меньшего диаметра. http://2010.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/Present/7.5_ryzhov.pdf
И про вытеснители есть, но не так детально.

Автор: KTN 13.9.2013, 19:37

В старом отчёте 1979 года наткнулся на ремарки о совершенствовании ВВЭР:

"Экономика ВВЭР может быть значительно улучшена в случае уменьшения потерь нейтронов. Проведённый анализ баланса нейтронов в активной зоне ВВЭР позволяет выявить причины потерь и наметить возможные пути их уменьшения.

Уменьшение потерь нейтронов в воде и конструкционных материалах связано с необходимостью серьёзных конструктивных изменений активной зоны. Водород воды - не только хороший замедлитель нейтронов, но и достаточно сильный поглотитель. В связи с этим определённые потери в воде неизбежны. Однако эти потери возрастают, если уран-водная решётка неоптимальна и в ней содержится избыточный объём воды.

В топливной решётке ВВЭР-440 отношение объёма воды к объёму UO2 равно 1,67 что в пересчёте на уран составляет 3,47 то есть воды в решётке ВВЭР значительно больше, чем в оптимальной, для которой водно-урановое отношение равно 2. На первый взгляд кажется, что наиболее простой способ уменьшения этих потерь - уплотнение ТВЭЛов и уменьшение водяных зазоров. Однако последнее связано с увеличением гидравлического сопротивления активной зоны. Кроме того, уменьшение водяных зазоров может увеличить опасность нарушения герметичности оболочки ТВЭЛов. Наиболее оптимальным в смысле физики реактора было бы увеличение плотности топлива, в частности замена двуокиси урана металлическим ураном
. В этом случае существующая решётка ВВЭР приближается к оптимальной, и при сохранении её существующих геометрических размеров можно в ~1,8 раза увеличить количество загружаемого урана, а также снизить степень обогащения по U235."


Обсуждение выявило следующие тезисы:
1) Все варианты плотного топлива, в т.ч. металлическое, нитрид урана и карбид урана, химически взаимодействуют с водой.
2) В случае топлива UO2 и прежней решётки, существует вариант уменьшить в два раза плотность воды: с 0,7 кг/литр до 0,3 - 0,35 кг/литр, перейдя на однофазный теплоноситель. Водяной пар с температурой выше 374 цельсия. При прежней скорости прокачки через АЗ, для сохранения секундного расхода воды потребуется увеличить температурный перепад при проходе водой активной зоны: с 30 градусов цельсия в ВВЭР-1000 до предположим 60 цельсия в новом реакторе, между 450 и 510 цельсия. Нижняя граница приемлема по плотности воды и имеет запас от критической точки, верхняя - приемлема по сохранению прочностных свойств имеющимися сортами нержавейки (оболочки ТВЭЛ и весь первый контур).
3) Учитывая необходимость рабочего давления в первом контуре 250 - 300 атмосфер, проще всего данную концепцию опробовать на корабельном реакторе.

Какие видны сложности в данной концепции?
Высказывалась мысль, что высокий перепад температуры пара при проходе АЗ противоречит идее спектрального регулирования реактивности.

Автор: armadillo 24.10.2013, 8:33

Цитата
правильно ли я понимаю, что ВВЭР/С будет иметь меньшую энергонапряженность зоны?

если не секрет, за счет чего такое мнение?

в начале этой ветки
Цитата
Меньше чем хотелось бы, тем не менее перепад температур в четыре раза выше чем у обычного ВВЭР, что позволяет снизить массовый расход теплоносителя и более чем достаточно компенсирует его меньшую плотность.


только за счет наличия дополнительных стержней?

Автор: asv363 18.5.2014, 14:52

Весьма занятная статья (видимо, по тексту доклада).

ВВЭР-С-1250

http://www.atominfo.ru/newsh/o0996.htm

Думаю, можно выделить для размышления две нижеследующие цитаты:

QUOTE
"Диапазон изменения водо-уранового отношения примерно в половине более свежих ТВС активной зоны ВВЭР-С при опущенных и извлечённых вытеснителях меняется от (1,40-1,60) до (1,95-2,15)".

и

QUOTE
Активная зона ВВЭР-1250 состоит из 241 кассеты, в том числе, 126 с вытеснителями и 61 со стержнями СУЗ. Размер ТВС под ключ - 234 мм. Высота топливного столба в холодном состоянии - 4200 мм.

Наверное, можно выделить также и переход на корпус и количество кассет, которое указано в проекте ВВЭР-1500,
инструментальный канал, по традиции, смещен далеко на периферию ТВС.

Автор: AtomInfo.Ru 18.5.2014, 14:55

QUOTE(asv363 @ 18.5.2014, 14:52) *
Весьма занятная статья (видимо, по тексту доклада).


Да, именно по тексту доклада. Материал свежий, с апрельской конференции. Поэтому и сделали свою публикацию по нему.

Автор: Nucon 18.5.2014, 19:46

QUOTE(KTN @ 13.9.2013, 11:37) *
В старом отчёте 1979 года наткнулся на ремарки о совершенствовании ВВЭР:

"Экономика ВВЭР может быть значительно улучшена в случае уменьшения потерь нейтронов. Проведённый анализ баланса нейтронов в активной зоне ВВЭР позволяет выявить причины потерь и наметить возможные пути их уменьшения.

Уменьшение потерь нейтронов в воде и конструкционных материалах связано с необходимостью серьёзных конструктивных изменений активной зоны. Водород воды - не только хороший замедлитель нейтронов, но и достаточно сильный поглотитель. В связи с этим определённые потери в воде неизбежны. Однако эти потери возрастают, если уран-водная решётка неоптимальна и в ней содержится избыточный объём воды.

В топливной решётке ВВЭР-440 отношение объёма воды к объёму UO2 равно 1,67 что в пересчёте на уран составляет 3,47 то есть воды в решётке ВВЭР значительно больше, чем в оптимальной, для которой водно-урановое отношение равно 2. На первый взгляд кажется, что наиболее простой способ уменьшения этих потерь - уплотнение ТВЭЛов и уменьшение водяных зазоров. Однако последнее связано с увеличением гидравлического сопротивления активной зоны. Кроме того, уменьшение водяных зазоров может увеличить опасность нарушения герметичности оболочки ТВЭЛов. Наиболее оптимальным в смысле физики реактора было бы увеличение плотности топлива, в частности замена двуокиси урана металлическим ураном
. В этом случае существующая решётка ВВЭР приближается к оптимальной, и при сохранении её существующих геометрических размеров можно в ~1,8 раза увеличить количество загружаемого урана, а также снизить степень обогащения по U235."
Обсуждение выявило следующие тезисы:
1) Все варианты плотного топлива, в т.ч. металлическое, нитрид урана и карбид урана, химически взаимодействуют с водой.
2) В случае топлива UO2 и прежней решётки, существует вариант уменьшить в два раза плотность воды: с 0,7 кг/литр до 0,3 - 0,35 кг/литр, перейдя на однофазный теплоноситель. Водяной пар с температурой выше 374 цельсия. При прежней скорости прокачки через АЗ, для сохранения секундного расхода воды потребуется увеличить температурный перепад при проходе водой активной зоны: с 30 градусов цельсия в ВВЭР-1000 до предположим 60 цельсия в новом реакторе, между 450 и 510 цельсия. Нижняя граница приемлема по плотности воды и имеет запас от критической точки, верхняя - приемлема по сохранению прочностных свойств имеющимися сортами нержавейки (оболочки ТВЭЛ и весь первый контур).
3) Учитывая необходимость рабочего давления в первом контуре 250 - 300 атмосфер, проще всего данную концепцию опробовать на корабельном реакторе.

Какие видны сложности в данной концепции?
Высказывалась мысль, что высокий перепад температуры пара при проходе АЗ противоречит идее спектрального регулирования реактивности.




А где это почитать? Поподробнее. Это то, чем я занимаюсь и выводы примерно те же самые.

Автор: Татарин 9.8.2014, 21:37

Интересно, можно ли осуществлять спектральное регулирование в ВВЭР добавлением в 1-й контур просто тяжёлой воды (с постепенным переходом на лёгкую в процессе выгорания)?

Тогда вся теплотехника остаётся той же самой, что и на классическом ВВЭР. Нет нужды в увеличении размеров корпуса реактора на ту же мощность (соотвественно, не растут капзатраты).

И поскольку при старте системы доля тяжёлой воды не должна быть высока (соотвественно - меньше работы по разделению изотопов), стоимость заправки первого контура тоже не должна быть совсем уж безумной.

НИОКР минимум.
Всё, то есть, то есть вот совсем всё то же самое, как у ВВЭР. Только - теперь банановый со спектральным регулированием.

То есть, получается аналог борному регулированию, только без бора: с химией попроще и бор не расходуется.
Вода как материал никуда не денется, после переработки и очистки её можно использовать снова и снова. То есть, это долгосрочные вложения, которые переживут срок жизни реактора.

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 21:48

QUOTE(Татарин @ 9.8.2014, 21:37) *
Интересно, можно ли осуществлять спектральное регулирование в ВВЭР добавлением в 1-й контур просто тяжёлой воды (с постепенным переходом на лёгкую в процессе выгорания)?


Что с ходу подумалось.

1) Тяжёлая вода - достаточно дорогой продукт.

2) Как очищать лёгкую воду от тяжёлой? Придётся ставить рекомбинаторы, причём диких размеров. У меня в голове откуда-то вертится, что в рекомбинаторе... золото. Но не уверен, возможно, аберрация памяти. В любом случае, рекомбинаторы будут стоить денег.

3) Нужно обеспечить качественное гомогенное перемешивание двух вод перед активной зоной, иначе будут огромные нестабильности в нейтронике и локальные пережоги.

Автор: alex_bykov 9.8.2014, 21:57

Татарин, с тяжёлой водой интересно, но, боюсь, не осуществимо - чересчур дорого, не окупится. Тем не менее, спектральное регулирование возможно уже сейчас. Теоретически, без ущерба для НФХ можно использовать 1-2 группы СУЗ. Если заменить ОР вытеснителями, то на В-320 что-то может получиться...

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 22:00

По мелочи. Будет D2O - возникнет проблема очистки от трития, которая в легководниках несущественна.

Самое главное. Водород - уникальное ядро. Единственное, при столкновении с которым свежерождённый нейтрон имеет вероятность потерять всю свою энергию. Поэтому лёгкой воды в реакторе нужно не так много, и кассеты могут стоять вплотную друг к другу.

Если начнёте заменять водород на дейтерий, сразу столкнётесь с тем, что для замедления потребуются намного большие объёмы воды. Кассеты придётся растаскивать друг от друга, и корпус таки увеличится в размерах.

Посмотрите, как стоит топливо в CANDU. Между топливными каналами там огромные пространства каландра, заполненные D2O.

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 22:01

QUOTE(alex_bykov @ 9.8.2014, 21:57) *
с тяжёлой водой интересно,


У тебя же есть свой код smile.gif Сунь туда немного D2O вместо H2O и посмотри, что получится.

Автор: LAV48 9.8.2014, 22:24

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.8.2014, 22:48) *
Что с ходу подумалось.

Мне, хоть я и совсем не спец, подумалась такая вещь, что не выйдет так регулировать, потому как регулирование попадёт в узкий диапазон примеси протия в тяжёлой воде.
P.S. Могу оказаться совсем не прав.

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 22:28

Смеха ради быстро прикинул на пальцах.

Если тупо заменять в ВВЭР лёгкую воду на тяжёлую, не меняя геометрии, то будет резкая потеря размножающих свойств. Порядка 0,1 в к-беск для состава 50% H2O+50% D2O. Такой реактор проработает не год, а полгода.
Заодно это даёт некоторое представление о масштабах пертурбаций для случая, когда гомогенное размешивание двух вод будет нарушено.

Тяжёлую воду обязательно потребуется убирать из лёгкой по ходу дела. Масштаб установки (и её стоимость) для очистки всего объёма первого контура от D2O даже боюсь себе представить. Надо считать, конечно, но предполагаю, что увеличенный корпус обойдётся дешевле.

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 22:31

QUOTE(LAV48 @ 9.8.2014, 22:24) *
Мне, хоть я и совсем не спец, подумалась такая вещь, что не выйдет так регулировать, потому как регулирование попадёт в узкий диапазон примеси протия в тяжёлой воде.


Если в ВВЭР залить D2O с примесью лёгкой, то он в лучшем случае выйдет на мощность и через недельку помрёт, когда накопятся осколки-отравители.

Разговор может идти только о смеси лёгкой и тяжёлой вод, в которой и той, и другой воды значимое количество.

Автор: AtomInfo.Ru 9.8.2014, 22:35

Собственно, канадцы всё для себя давно решили в этом вопросе. Они разделили физически две воды. Лёгкая течёт по трубам и отводит тепло, тяжёлая обеспечивает замедление и имеет свой отдельный контур. Правда, доли вод они по ходу дела не меняют.

Автор: Татарин 10.8.2014, 2:46

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.8.2014, 21:48) *
Что с ходу подумалось.

1) Тяжёлая вода - достаточно дорогой продукт.

2) Как очищать лёгкую воду от тяжёлой? Придётся ставить рекомбинаторы, причём диких размеров. У меня в голове откуда-то вертится, что в рекомбинаторе... золото. Но не уверен, возможно, аберрация памяти. В любом случае, рекомбинаторы будут стоить денег.

3) Нужно обеспечить качественное гомогенное перемешивание двух вод перед активной зоной, иначе будут огромные нестабильности в нейтронике и локальные пережоги.

1. Это чистая правда. Но её не нужно много в процентном отношении, и главное - её не нужно _вообще_ (в чистом виде). Нужна её смесь с лёгкой (что куда дешевле, чем тяжёлая вода в том же количестве отдельно).
2. Точно так же, как и везде. На первом контуре, в системе поддержки ВХР должен стоять ионно-обменный обогатитель (сероводородный), который может замечательно работать от тепла самого реактора. Главное, что большая МОЩНОСТЬ разделения не нужна - мы же заменяем тяжёлую воду лёгкой медленно, в течении кампании. Это годы. На сколько-то там десятков-сотен тонн воды. Это небольшой агрегат, какая технология бы ни применялась.
3. Эээ... а какая тут ВООБЩЕ может быть проблема? Это же раствор воды в воде. Если нет такой проблемы с раствором борной кислоты(!), то какая может быть проблема с неоднородностями в растпределении того же самого вещества, с массой, отличающейся на 1/19?

Автор: Татарин 10.8.2014, 2:57

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.8.2014, 22:00) *
По мелочи. Будет D2O - возникнет проблема очистки от трития, которая в легководниках несущественна.

Самое главное. Водород - уникальное ядро. Единственное, при столкновении с которым свежерождённый нейтрон имеет вероятность потерять всю свою энергию. Поэтому лёгкой воды в реакторе нужно не так много, и кассеты могут стоять вплотную друг к другу.

Если начнёте заменять водород на дейтерий, сразу столкнётесь с тем, что для замедления потребуются намного большие объёмы воды. Кассеты придётся растаскивать друг от друга, и корпус таки увеличится в размерах.

Стоп.

Как я понял, весь смысл спектрального регулирования в том, чтобы в начале кампании замедлять меньше и иметь более жёсткий спектр нейтронов.
За счёт этого регулировать реактивность.
Меньше нечётного урана делится, больше чётного урана захватывает нейтрон.
Реактивность падает. Что нам и надо.

По мере выгорания топлива и уменьшения запаса реактивности мы убираем тяжёлый водород из смеси и делаем замедлитель более эффективным, а спектр более мягким - снова восстанавливая реактивность.

То есть, в начале кампании у нас лишние нейтроны жрёт не бор, а уран-238. Из-за более жёсткого спектра.
Поправьте, если я тут глючу.

...
Что касается трития... Тритий как минимум даёт тот же бор-10 при захвате нейтрона. Если в воде первого контура есть бор, там будет и тритий.
Сечение же захвата нейтрона дейтерием на порядки (не скажу навскидку в барнах) меньше. В тяжеловодном реакторе тритий есть потому, что дейтерия там много, грубо говоря, несчастному нейтрону в чистой тяжёлой воде некуда податься. Даже небольшая добавка лёгкой воды резко уменьшит наработку трития (и, ессно, сделает бессмысленной идею тяжеловодного реактора вообще).
При наших же пропорциях нейтрон в абсолютном большинстве случаев будет захвачен обычным водородом.

Так что я б ещё сильно посмотрел бы - а не будет ли серьёзного выигрыша в "тритиевом вопросе" smile.gif по сравнению с борным регулированием.

Автор: VBVB 10.8.2014, 5:01

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.8.2014, 23:28) *
Смеха ради быстро прикинул на пальцах.

Если тупо заменять в ВВЭР лёгкую воду на тяжёлую, не меняя геометрии, то будет резкая потеря размножающих свойств.

И геометрию зоны придется сильно менять с радиальной и высотной вариациями степени обогащения и вытеснителей из обедненного UO2 много надо будет.
Довольно мутная идея.
Но кажется, что если в начале первой кампании использовать добавку D2O на уровне 3-5%, то можно ощутимо уменьшить первичную концентрацию борного поглотителя и в итоге пару-тройку десятков кило урана-235 сэкономить с одной загрузки. Однако это возможная экономия вряд ли окупит затраты в виде нескольких десятков тонн тяжелой воды.
У нас в химии всегда считалось и считается 1 литр тяжелой воды эквивалент 1 тысячи долларов. rolleyes.gif

Проще наверное спектральное регулирование делать подбором обогащения по радиусу твс и высоте заполнения с максимальным использованием вытеснителей из обедненного урана. А если бы еще в стержнях с вытеснителями вместо обедненного UO2 на стэйкинг из урановой фольги в добавочной гермооболочке из SiC-композитов перейти, то экономия нейтронов и урана гораздо ощутимее будет, чем в разных вариантах тяжеловодного спектрального регулирования.

Автор: AtomInfo.Ru 10.8.2014, 9:27

QUOTE(VBVB @ 10.8.2014, 5:01) *
У нас в химии всегда считалось и считается 1 литр тяжелой воды эквивалент 1 тысячи долларов. rolleyes.gif


Отсюда и пойдём.

Объём первого контура 1000 я не помню на память. Но в википедии вроде приличная https://ru.wikipedia.org/wiki/%C2%C2%DD%D0-1000 про ВВЭР. Там написано, что объём 1к 370 кубометров.

Возьмём, например, равную смесь 50%H2O + 50%D2O, чтобы увидеть сильное влияние тяжёлой воды на нейтронику зоны.

Тогда

(370 кубометров * 1000 л/м3 * 1000 $/л) * 0,5 = 185 миллионов долларов будет плавать в первом контуре. И это не считая потерь.

Небольшие добавки D2O на уровне нескольких процентов - отдельный вопрос. Но сейчас я уезжаю, что-нибудь отвечу позже.

Автор: Татарин 10.8.2014, 15:44

Цитата(VBVB @ 10.8.2014, 5:01) *
У нас в химии всегда считалось и считается 1 литр тяжелой воды эквивалент 1 тысячи долларов. rolleyes.gif

Ещё раз: тяжелая вода не нужна. Нужна её примесь, примесь в таком количестве, чтобы реактивность со свежим топливом находилась в приемлимом для регулировки стержнями диапазоне.
А это совсем не те количества и концентрации.

Говорите, литр тяжёлой воды - 1000$?

Сколько стОит кубометр обычной воды? smile.gif 1000$? или меньше? smile.gif А там - именно, что где-то около литра тяжёлой. Неужели непонятна разница? smile.gif

Количественно тяжёлой воды - столько же, но платят не за количество, а за концентрацию.
КоОнцентрация, нужная для спектрального регулирования, - это не та концентрация, за которую платят по 1000$/литр.
И даже если смесь 50/50, то она не стОит 500$ за литр. Она стОит дешевле.

Как только возникают сомнения, вспоминайте про стоимость куба обычной воды. Где-то там - на 1000$ тяжёлой.

Автор: VBVB 10.8.2014, 18:53

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 16:44) *
Количественно тяжёлой воды - столько же, но платят не за количество, а за концентрацию.
КоОнцентрация, нужная для спектрального регулирования, - это не та концентрация, за которую платят по 1000$/литр.
И даже если смесь 50/50, то она не стОит 500$ за литр. Она стОит дешевле.

Интересная постановка вопроса.
Ведь если рассматривать целевое использование слегка обогащенной тяжелой воды (на уровни пары-тройки процентов), то стоимость теплоносителя для 1 к ВВЭРа будет заметно ниже, если же теплоноситель готовить смешиванием обычного деионизата и коммерческой D2O.

Спросил у приятеля физхимика сколько может реально стоить приготовление 1 литра 1000 ppm по дейтерию деионизата. Говорит в районе 180-210 рублей (на уровне исследовательского уровня производства). Тогда получается заправка первого контура ВВЭРа-1000 такой водой это по деньгам расход в районе 66-73 млн. руб.
Однако сейчас знакомые сильно пиарят технологию тоннажного получения облегченной воды с содержанием дейтерия на уровне 30-40 ppm для медико-биологических исследований. При таком подходе остаточная вода качества бидистиллята как раз в районе 800-1000 ppm может иметь и стоимость ее практически на уровне сырья-бидистиллята, поскольку обогащенная дейтерием вода в этом техпроцессе - отходы. Т.е. у такой слегка обогащеной дейтерием воды, пригодной для теплоносителя ВВЭРа цена производственная может быть на уровне 25-30 руб/л. Следовательно на заправку 1 контура ВВЭР-1000 в 370 кубов расход теплоносителя с 1% дейтерия при хитром подходе по минимальному уровню около 95-120 млн. руб. (или грубо 3-4 млн. дол.) может составлять.

А на подпитку 1 к сколько тонн теплоносителя еще добавочно требуется?

Автор: Татарин 10.8.2014, 19:50

Цитата(VBVB @ 10.8.2014, 18:53) *
А на подпитку 1 к сколько тонн теплоносителя еще добавочно требуется?

Про подпитку - не понял.

Автор: Татарин 10.8.2014, 19:59

Цитата(AtomInfo.Ru @ 10.8.2014, 9:27) *
Возьмём, например, равную смесь 50%H2O + 50%D2O, чтобы увидеть сильное влияние тяжёлой воды на нейтронику зоны.

Зачем так много?
Разве урановые вытеснители имеют такой объём?

Кстати, заметьте, насколько "тяжёловодный вытеснитель" всё-таки выглядит элегентнее и аккуратнее:
- в зоне не добавляется стали и/или других ненужных поглотителей,
- не добавляется никаких ассиметрий, характеристики замедлителя меняются равномерно по всему объёму,
- никаких вертикальных и прочих градиентов с вытаскиванием стержней,
- теплоотвод и полностью сохраняется на прежнем уровне,
- система обладает внутренней безопасностью: в отличии варианта со стержнями, просто вот так вытащить стержень-вытеснитель из зоны со свежим топливом не получится, нужна долгая работа машинки по разделению,
- в отличие от борной кислоты и её нейтрализаторов, тяжёлая вода - это вода, то есть, коррозионных проблем тоже меньше,
- никаких вообще дополнительных проблем по химии (типа, металлического урана, реагирующего с водой), включая вариант самой тяжёлой аварии.


...
Теперь в полной мере чувствую себя безумным изобретателем... smile.gif

Автор: pappadeux 10.8.2014, 20:14

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.8.2014, 15:35) *
Собственно, канадцы всё для себя давно решили в этом вопросе. Они разделили физически две воды. Лёгкая течёт по трубам и отводит тепло, тяжёлая обеспечивает замедление и имеет свой отдельный контур. Правда, доли вод они по ходу дела не меняют.



как раз в версии ACR у кануков есть вариант попробовать спектральное регулирование

Зарезервировать часть каналов через каландр на замедлитель, и по ходу кампании переключать их с легкой воды на тяжелую

причем делать это поканально, без проблем со смешиванием и обратным разделением

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 9:54

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 19:59) *
Теперь в полной мере чувствую себя безумным изобретателем... smile.gif


Ну почему сразу "безумным"? smile.gif

Эта идея была предложена B&W и бельгийцами в 1961 году для корабельного реактора "Vulcain". Возможно, были и более ранние предложения.

B&W интерес сохранила. Пример по ссылке - краткое http://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:40064975 экспериментальной программы для heterogeneous reactors moderated and cooled by a variable mixture of heavy and light water.

Сразу обращу внимание на одну вещь. При дате публикации 2003 год, эксперименты касаются нейтронно-физических характеристик подобных систем, начиная с экспериментов на критику, и разработки расчётных кодов. В переводе на человеческую жизнь, это даже не детсад. И возможно, даже не ясли. Отсутствие не то, что внедрения, а хотя бы существенного продвижения намекает, что на практике не всё оказалось шоколадно.

Реакторы со спектральным регулированием (spectral shift reactor) изучаются давно, ссылок на концепции и даже проекты много, но как правило регулирование проводится стержнями. Почему? Спросить конструкторов можно, конечно, не вопрос, они ответят. От себя я всё-таки думаю так - регулирование добавками D2O потребует введения дополнительной системы обращения с D2O (подливка в контур, очистка контура, очистка D2O, равномерное размешивание во избежание стратификаций и т.д. и т.п.). Стержни такой системы не требуют. Кстати, борное регулирование, на которое Вы ссылаетесь, считается пережитком, от которого желательно избавляться - и менять один пережиток на другой аналогичный не стоит.

Ну и главное. Системный подход. Реакторы со спектральным регулированием сами по себе не самоцель. Это промежуточный ход на пути к водяным реакторам IV поколения, работающим на сверхкритических параметрах - то есть, ни на жидкости, ни на паре, а на неведомой зверушке.
Такие реакторы уже не будут тепловыми. А различия между водородом и дейтерием наиболее ярко проявляются именно в тепловой области энергий нейтронов, далее они стираются.
И сразу возникает вопрос - зачем вводить на промежуточном этапе сложную дополнительную систему обращения с D2O, от которой на следующем шаге нам придётся отказаться за её малоэффективностью или даже бесполезностью?
Наверное, поэтому всерьёз спектральное регулирование тяжёлой водой в ВВЭР/PWR никто не рассматривает.

Тема для НИР (не НИОКР! видите, в каком состоянии работы B&W?)? Почему бы и нет? Даже если для ВВЭР это никогда не потребуется, возможно, будут результаты, которые заинтересуют ториевое направление. Напрашивается кооперация с индийцами, для которых тяжёловодное направление родное. Может быть, что-то и делается, я далеко не всё знаю.

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 10:14

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 2:57) *
Как я понял, весь смысл спектрального регулирования в том, чтобы в начале кампании замедлять меньше и иметь более жёсткий спектр нейтронов.


Да.

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 2:57) *
За счёт этого регулировать реактивность.


Это одна из подзадач. Главная же задача на текущий момент иная - увеличить КВ, то есть, воспроизводство делящихся материалов в легководных реакторах.

Необходимо смотреть всю систему в целом, а не один реактор. Пусть в системе одновременно работают и тепловые, и быстрые реакторы. Тепловые реакторы имеют КВ<1. Для неуменьшения количества делящихся материалов в системе, быстрые реакторы должны иметь КВ>1.
Чем меньше КВ тепловых реакторов, тем больше должен быть КВ быстрых, а это приводит к технологическим сложностям.
Соответственно, есть простой выход - давайте повысим КВ ВВЭР, тем самым, упростим задачу для конструкторов РБН. Для этого сейчас и предлагается внедрить спектральное регулирование. Причём быстро внедрить, не "во второй половине четвёртой четверти XXI века".

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 2:57) *
Меньше нечётного урана делится, больше чётного урана захватывает нейтрон.


Да, так. У урана-238 есть гигантский резонанс захвата (нейтронов) при энергии, по памяти, 6,67 эВ (может немного варьироваться в зависимости от файла оценённых константных данных и т.п.).

В обычном ВВЭР абсолютное большинство нейтронов проскакивает эту энергию за счёт замедления, в первую очередь, на водороде. Если мы начнём убирать водород, то вероятность попадания нейтрона в область энергии первого резонанса 238U увеличится. Соответственно, возрастает захват нейтронов в 238U с образованием 239Pu. Бинго!

QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 2:57) *
По мере выгорания топлива и уменьшения запаса реактивности мы убираем тяжёлый водород из смеси и делаем замедлитель более эффективным, а спектр более мягким - снова восстанавливая реактивность.


Угу, и даже B&W http://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:40064975:
QUOTE
the moderator mixture is rich in heavy water at the beginning of core life, so a relatively large fraction of the neutrons are epithermal and are absorbed in the fertile material. As fuel is consumed, the moderator is diluted with light water. In this way the neutron spectrum is shifted, thereby increasing the proportion of thermal neutrons and the reactivity of the system.


QUOTE(Татарин @ 10.8.2014, 2:57) *
То есть, в начале кампании у нас лишние нейтроны жрёт не бор, а уран-238. Из-за более жёсткого спектра.


Да, всё правильно.

Автор: Татарин 11.8.2014, 15:15

Цитата(AtomInfo.Ru @ 11.8.2014, 10:14) *
Необходимо смотреть всю систему в целом, а не один реактор.

По этой логике нужно забить на всё и строить БН-800 пачкой, тем временем разрабатывая БН-1200.

Потому что доля "новых" ВВЭРов со спектральным регулированием будет малой, а ничтожная разница в их КВ почти никак не скажется на системе в целом.

Можно понять, почему строят ВВЭР на экспорт. И пусть строят, совершенствуют и т.д.
Но зачем они внутри страны, когда страна может (ну, типа, может же?) строить БН?
Тем паче, что ВВЭР имеет больше ограничений по производству (типа корпусов реактора).

Автор: generalissimus1966 11.8.2014, 15:44

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 16:15) *
Но зачем они внутри страны, когда страна может (ну, типа, может же?) строить БН?

Ну дык киловатт установленной мощности на ВВЭР в 2-2,5 раза дешевле, чем у БН!

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 16:15) *
Тем паче, что ВВЭР имеет больше ограничений по производству (типа корпусов реактора).


А натрий для БН всегда у французов покупать? а если они заартачатся? или у них столько нету?

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 15:59

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 15:15) *
По этой логике нужно забить на всё и строить БН-800 пачкой, тем временем разрабатывая БН-1200.


Такова логика в проекте "Прорыв". Только там упор не на БН, а на БРЕСТ.

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 16:08

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 15:15) *
Можно понять, почему строят ВВЭР на экспорт. И пусть строят, совершенствуют и т.д.


Не пойдёт. Инозаказчик желает иметь референтность. И не желает выступать подопытным кроликом. Финны отступили от этой логики и получили Олкилуото-3. Точнее, ещё не получили.

Так что, строить себе одно, а продавать другое, не выйдет.

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 15:15) *
Но зачем они внутри страны, когда страна может (ну, типа, может же?) строить БН?


Затем, что пока нет коммерческих проектов быстрых реакторов.

Одно дело - радоваться пуску одного БН-800 или предлагать малую серию БН для решения утилитарной задачи по переработке ОЯТ. Другое - делать ставку на БН-800 как основную рабочую лошадку. Выйдет дорого и рискованно (по ВВЭР эксплуатационного опыта гораздо больше).

Усовершенствование ВВЭР как раз и призвано помочь конструкторам быстрее выйти на коммерческий проект БН, готовый работать в широкомасштабной энергетике.

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 16:12

QUOTE(generalissimus1966 @ 11.8.2014, 15:44) *
А натрий для БН всегда у французов покупать? а если они заартачатся? или у них столько нету?


Натриевое производство восстановить не так сложно. Единственное, что это надо взять и сделать.
Закрыли его по причине того, что Минатом/Росатом не мог гарантировать заводу заказы на натрий, а держать годами простаивающую линию ни один завод не хочет.

Автор: Dobryak 11.8.2014, 16:50

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 11.8.2014, 16:12) *
Натриевое производство восстановить не так сложно. Единственное, что это надо взять и сделать.
Закрыли его по причине того, что Минатом/Росатом не мог гарантировать заводу заказы на натрий, а держать годами простаивающую линию ни один завод не хочет.


На БН-800 уйдут почти все наличные запаса бора-10 в стране. В СССР все средмашевское производство было в Тифлисе --- там природный бор обогащают десяткой на одной т.н. анизольной ректификационной колонне (по сути низкотемпературная ректификация трифторида бора при минус 104 Цельсия).
А трифторид бора-10 делают приимерно так

F3(газ) + С6Н5ОСН3·B11F3 (жидкий) = B11F3 (газ) + С6Н5ОСН3·B10F3(жидкий)

Сейчас колонны разработки института Хлопина ставят в Гатчине и будет российский бор-10.

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 16:58

Когда я учился, в учебнике по РБН было, что бор заменят на европий.

Но, кажется, потом от этой идеи отказались. Активность не понравилась вроде бы.

Автор: Татарин 11.8.2014, 21:20

Цитата(Dobryak @ 11.8.2014, 16:50) *
Сейчас колонны разработки института Хлопина ставят в Гатчине и будет российский бор-10.

Интересно, почему не центрифуги?
По логике, чем легче материал, тем больше ЕРР за проход...

Автор: Татарин 11.8.2014, 21:26

Цитата(AtomInfo.Ru @ 11.8.2014, 16:58) *
Активность не понравилась вроде бы.

У европиев в ряду есть что-то гадкое, с 13-ю годами полураспада. И гамма релаксации очень жёсткая - больше МэВа.
Даже хуже цезия-137.

Автор: AtomInfo.Ru 11.8.2014, 22:12

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 21:26) *
У европиев в ряду есть что-то гадкое, с 13-ю годами полураспада. И гамма релаксации очень жёсткая - больше МэВа.
Даже хуже цезия-137.


Наверное, из-за этого. У меня тоже что-то подобное вертится в голове.

Автор: Dobryak 12.8.2014, 9:21

QUOTE(Татарин @ 11.8.2014, 21:20) *
Интересно, почему не центрифуги?
По логике, чем легче материал, тем больше ЕРР за проход...

Бог его знает, почему --- в принципе, трехфтористый бор это газ. Но так как идеей центрифуги сегодня никого не удивить, то выбор ректификации наверняка чем то оправдан. Я всего лишь по памяти пересказал, что было на одной из лекций на Зимней школе ПИЯФ. Я попросил было скопировать презентацию, но мне отказали --- запомнил мало чего, так как это за горизонтом моего понмания. Но на лекции было сказано, что после БН-800 с стране останется на все про все всего около 100 кило бора-10. И что в Радиевом институте пришлось утраченную технологию отрабатывать с нуля.

Автор: AtomInfo.Ru 12.8.2014, 9:36

Центрифугами http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=2426 в своё время ЭХЗ.

Немного подробностей про обогащённый бор http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=801.

Автор: Dobryak 12.8.2014, 10:15

Тогда уж до кучи напомню о центрифужном обогащении кремния-28 под проект сверхточного определения числа Авогдаро

http://www.chemport.ru/datenews.php?news=2252

Автор: VBVB 15.8.2014, 5:17

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 12.8.2014, 10:36) *
Немного подробностей про обогащённый бор http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=801.

Переработка отработанного материала и рефабрикация рулит.
Когда нибудь осознают, что и из РБМКшного ОЯТ есть смысл невыгоревший эрбий отдельно вытаскивать.

Вообще интересная ситуация для развития БНов в стране сложилась.
ВОУ на топливо уж очень расточительно для них тратить, МОХа в необходимых количествах не производится и нет пока масштабной переработки МОХ ОЯТ. Натрия своего тоже нет и с бором-10 проблемы тоже есть.
Может ВВЭР-С действительно есть некая панацея, если довести технологию до ума и на МОХ сразу ориентироваться.

Интересно как ад..овская группа собирается развернуть в обозримом будущем полномастшабное строительство БРЕСТов, если для этого направления вопросы с производством смешанного топлива не решены, как и с его переработкой, и тот же бор для БРЕСТа также необходим в СУЗ (как и для БНов) и расход его особо меньше БНов не предвидится?

Автор: www 17.8.2014, 7:07

Я дико извиняюсь, что как всегда поздно пришел на бал... но несколько слов хотелось бы вставить wink.gif

По поводу тяжелой воды - создаем Совместное Предприятие с названием "Horns, Hoofs, and Sons". Я гарантирую поставку по $500/kg, вы далее это пере-продаете по 1000. Навар 50/50. Откаты в Канаде никому не даем, в России - вы разбираетесь сами.

Олсоу, вместо одних проблем - у вас появятся другие. Например, Плутоний начнет "ровно выпирать" (Джамшут и ко (с)), выпирает много... В CANDU называется плутониевый пик, но CANDU это не PWR. Выпирания гасятся системой контроля. Реактор разделен на 14 зон, мощность в каждой можно контролировать независимо. После ППР и начала работы реактора, добавляют также борную кислоту в замедлитель ohmy.gif... ибо запас реактивность все еще растет...
В Safety Analysis Report есть специальный раздел, где доказывается безопасность такого режима работы с бором.

Еще у реактора CANDU, любые 2 смежные каналы имеют противо-поток воды, для близкого к идеальному выравниванию "reactivity feedback". У вас на PWR/ВВЭР все входит в одной точке и выходит из одной точки, что из-за эффектов реактивности приведет к разным rate of Plutonium buildup. Я не думаю что это нерешаемые вопросы - но их вам придется дополнительно как-то решать.

Автор: AtomInfo.Ru 17.8.2014, 10:26

QUOTE(www @ 17.8.2014, 7:07) *
После ППР и начала работы реактора, добавляют также борную кислоту в замедлитель ohmy.gif... ибо запас реактивность все еще растет...


Не в тему вопрос. А сильно растёт? И долго ли?

Я давным-давно видел на D2O-стенде, как в "стационаре" при показаниях ro=0 мощность тихо, но уверенно ползла вверх. Сказали: "Учись, студент, что такое гамма-n".

Автор: pappadeux 17.8.2014, 17:54

QUOTE(www @ 17.8.2014, 0:07) *
Я дико извиняюсь, что как всегда поздно пришел на бал... но несколько слов хотелось бы вставить wink.gif


Господин поручик wink.gif

QUOTE(www @ 17.8.2014, 0:07) *
По поводу тяжелой воды - создаем Совместное Предприятие с названием "Horns, Hoofs, and Sons". Я гарантирую поставку по $500/kg, вы далее это пере-продаете по 1000. Навар 50/50. Откаты в Канаде никому не даем, в России - вы разбираетесь сами.


проблема в предлагаемой схеме не в воде, а в необходимости непрерывного смешивания и разделения

это, подозреваю, убивает схему на корню

Я, кстати, додумал мысль об спкетральном КАНДЮ

Берем вариант ACR, где в каналах легкая вода и в зоне есть некое отношение H/D. Каландр, как я понимаю, нужно охлаждать (до 70С?), есть схемы отвода тепла. Пронизываем каландр дополнительным набором мелких каналов, под небольшое давление, и завязываем на данные каналы охлаждение каландра, насосы, теплообменники, ... Делаем пару отдельных независимых теплообменников, один на легкой воде, один на тяжелой. Разрешаем каналам независимо
переключаться между легководным контуром и тяжеловодным контуром. Таким образом, никаких смешиваний и траблов с последующим разделением, плавное изменение H/D в замедлителе за кампанию, каландр охлаждается

Арматура, конечно, будет ..., страшнее КМПЦ, но что не сделаешь ради прогресса?

Автор: www 18.8.2014, 2:01

CODE
А сильно растёт? И долго ли?


Сильно ли..., тут вопрос упирается в другой предел. Можно допустить только определенный рост запаса реактивности за счет Плутония после старта. Этот предел определяется свойствами защиты реактора. Попробую обьяснить быстро и просто.
При норм работы реактора, активная зона достигает равновесия (equilibrium core), бора в замедлителе нет. Изотопный состав чистоты воды 1к хуже (меньше) чем у замедлителя. Это не играет большой роли для замедления (lattice pitch площадь у 1 к маленькая), но играет роль с точки зрения безопасности. Если топливный канал порвет как Тузик (In-Core accident - Pressure Tube and Calandria Tube rupture), то тяж вода из 1к под высоким давлением попадет и вытеснит тяж воду в замедлителе, таким образом автоматически ухудшая замедление нейтронов и помогая гасить цеп реакцию.
Теперь представьте себе что там был бор, который держал на себе определеную величину запаса реактивности. Вытеснение такого замедлителя приведет к вводу положит реактивности sad.gif
Чтобы сиего сценария избежать - загружают частично отработанными кассетами.

Долго ли - вот такая зона как описал выше, может протянуть запросто полгода без добавки свежего топлива. Но перегрузки начинают чуть раньше - ну чтобы зона была красиво ровной laugh.gif

Автор: www 18.8.2014, 4:43

QUOTE(pappadeux @ 17.8.2014, 17:54) *
проблема в предлагаемой схеме не в воде, а в необходимости непрерывного смешивания и разделения
это, подозреваю, убивает схему на корню


Надо заметить что Канадская атомная индустрия тут имеет огромный опыт. Разделение, до-обогащение, и возврат в контур тяж воды - это не так сложно. Ловят даже микро-концентрации паров тяж воды из воздуха Гермооболочки, конденсируют и обратно возвращают в контур. Не то чтобы они такие умные, а просто жизнь заставила усовершенстовать технологию, коль ляпнули на весь мир, что CANDU = Can Do. laugh.gif


QUOTE(pappadeux @ 17.8.2014, 17:54) *
Я, кстати, додумал мысль об спкетральном КАНДЮ


Говорят они нынче заинтересованы в Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR), гуси в головах... да и только. Небось переели шашлыков из Канадской свинины, попавшей в санкционный перечень товаров laugh.gif

Автор: VBVB 19.8.2014, 5:35

QUOTE(pappadeux @ 17.8.2014, 18:54) *
проблема в предлагаемой схеме не в воде, а в необходимости непрерывного смешивания и разделения

это, подозреваю, убивает схему на корню

А зачем иметь гемор со смешением легководного и тяжеловодного теплоносителей и их разделением.
Немцы и аргентинцы ведь использовали/используют адаптированный PWR с тяжеловодным теплоносителем-замедлителем.

Можно рассмотреть такую грубую схему спектрального регулирования с использованием тяжелой воды.
Набираем зону для ВВЭРа из МОХ-кассет двух видов. Первые обычные МОХ-кассеты с содержанием плутония 8-9% с расширенной бланкетной зоной и вытеснителями малого диаметра из природного UO2, вторые кассеты с PuO2 на уровне 14-15% в инертной керамической матрице типа ZrO2-Y2O3-Gd2O3 c большими каналами для вытеснителей из обедненного UO2.
Вначале работы имеем плотную решетку с малым значением Vзам/Vтоплива и высоким КВ под единицу, но соответственно с невысоким эффективным коэффициентом размножения Кэфф и невысокой избыточной реактивностью. При выгорании плутония/урана реактивность постепенно снижается и через 1.5 года используем подпитку МОХ-кассетами первого типа с убиранием части вытеснителей из природного урана в остальных. Из-за увеличения водно-топливного соотношения КВ чуть снижается, но эффективный коэффициент размножения Кэфф растет. Через некоторое время (1-1.5 года) выгорания опять реактивность падает к единице и используем подпитку из МОХ-кассетами второго типа без урановых вытеснителей, из имеющихся облученных МОХ-кассет второго типа также убираем вытеснители и в 1к вводим 10% тяжелой воды. В результате водно-топливное соотношение увеличивается, КВ формально еще падает, но Кэфф опять растет, а за счет эффективных замедляющих свойств добавки тяжелой воды КВ подрастет и падение реактивности в ходе дальнейшей кампании (еще около 1 года) будет менее интенсивное.
По окончанию топливной кампании первично загруженные выгоревшие МОХ-кассеты второго типа идут на захоронение, а во вновь загруженных перед переходом на легкую воду вставляем вытеснители.
Имеющийся H2O-10%D2O теплоноситель временно храним до заполнения следующего реактора на площадке. Если площадка 4-реакторная, то H2O-10%D2O теплоноситель постоянно будет в работе.

По сути имеем спектральное регулирование как составом топлива, топливно-водным соотношением, так и в конце топливной кампании применением H2O-10%D2O теплоносителя.

На выходе имеем следующие типы ОЯТ:
1) Облученные вытеснители из природного урана с наработанным топливным плутонием - на переработку, выделение Pu и фабрикацию МОХ-кассет первого типа.
2) Облученные вытеснители из обедненного урана с наработанным топливным плутонием - на переработку, выделение Pu и фабрикацию МОХ-кассет первого типа.
3) Облученные МОХ-кассеты первого типа - на 10-15-летнее хранение и последующую переработку сначала бланкетной части ТВС, а потом и МОХ-твэлов. Из полученного рециклированного плутония делаем МОХ-кассеты второго типа.
4) Облученные МОХ-кассеты второго типа - на выдержку и захоронение, поскольку перерабатывать такой плутоний высокого выгорания, большой радиотоксичности и низкого содержания делящихся в ВВЭРном спектре нечетных изотопов пока нет смысла.

В итоге, описанная схема позволяет иметь усредненный КВ на уровне порядка 0.75-0.8 (как в тяжеловодниках), более гибко использовать нейтронный потенциал топлива и не уничтожать нейтроны в большей части топливной кампании борированием теплоносителя. От выгорающих поглотителей в МОХ-кассетах избавиться сложно, но долю ВП снизить можно.

Плутоний получаемый в результате работы ВВЭРа со спектральным регулированием по такой схеме градируется:
1) Высокого качества топливный из вытеснителей - идет на производство нового топлива МОХ-кассет первого типа.
2) Среднего качества энергетический из отработанных МОХ-кассет первого типа - идет на производство МОХ-кассет второго типа
3) Сильновыгоревший низкокачественный из отработанных МОХ-кассет второго типа - идет на длительное хранение или захоронение.
По сути имеем гарантированное, как минимум, однократное рециклирование используемого МОХа.

Автор: pappadeux 30.8.2014, 22:25

QUOTE(www @ 17.8.2014, 21:43) *
Надо заметить что Канадская атомная индустрия тут имеет огромный опыт. Разделение, до-обогащение, и возврат в контур тяж воды - это не так сложно. Ловят даже микро-концентрации паров тяж воды из воздуха Гермооболочки, конденсируют и обратно возвращают в контур. Не то чтобы они такие умные, а просто жизнь заставила усовершенстовать технологию


об том и спичЪ

т.е. цена в $500 за литр это предел, улучшить практически невозможно

к эксплуатации реакторов с добрыми тоннами воды в 1к это добавит миллионы и миллионы за кампанию

Автор: pappadeux 30.8.2014, 22:28

QUOTE(VBVB @ 18.8.2014, 22:35) *
А зачем иметь гемор со смешением легководного и тяжеловодного теплоносителей и их разделением.
Немцы и аргентинцы ведь использовали/используют адаптированный PWR с тяжеловодным теплоносителем-замедлителем.

Можно рассмотреть такую грубую схему спектрального регулирования с использованием тяжелой воды.


таки хотелось бы простого и, желательно, однопутного механизма. Т.е. если вытеснители - так вытеснители, если смесь H/D - так смесь

А когда и вытеснители, и три вида топлива, и два вида замедлителя - выглядит как жестокое ядерное порно

Автор: Smith 26.2.2015, 16:43

http://www.nikiet.ru/images/stories/NIKIET/Publications/Conf/mntk_nikiet_2014/P-21_rus.pdf

Автор: Обнинский 29.6.2015, 23:47

Прочитал у вас Пиминова. ВВЭР-С все?

Автор: AtomInfo.Ru 29.6.2015, 23:52

QUOTE(Обнинский @ 29.6.2015, 23:47) *
Прочитал у вас Пиминова. ВВЭР-С все?


"определённое финансирование есть"
"интерес к ВВЭР-С сейчас неоправданно низкий"

По-моему, расклад обрисован однозначно.

Автор: Обнинский 1.7.2015, 11:09

Интересно почему все мыслят ВВЭР-С в замкнутом цикле? Никто не пробовал за счет высокого КК поднять выгорание в спектральном ВВЭР? Не нужен тогда новый РТ. Не нужен МОКС. Все становится проще.

Автор: AtomInfo.Ru 1.7.2015, 11:15

QUOTE(Обнинский @ 1.7.2015, 11:09) *
Интересно почему все мыслят ВВЭР-С в замкнутом цикле? Никто не пробовал за счет высокого КК поднять выгорание в спектральном ВВЭР? Не нужен тогда новый РТ. Не нужен МОКС. Все становится проще.


Ха! Ну почему не пробовали? Про глубокое выгорание в тесных решётках я ещё в прошлом веке читал.

ОЯТ станет горячее, не понятно, что с ним делать. Материалы опять же...

Сделать, наверно, можно. В общем, с другой стороны действительно - при неимении гербовой вызывают конюха. Так что...

Автор: AtomInfo.Ru 10.7.2015, 20:07

Раз уж Сидоренко достал с полки для соседней темы, то сюда ещё приду. Интересно он писал в своё время.

QUOTE
Для изменения спектра нейтронов в ходе кампании реактора в целях увеличения энерговыработки возможно применение ТВС сборок с подвижными вытеснителями, изменяющими водоурановое отношение в активной зоне.


Это и есть спектральное регулирование, о котором говорят с прошлого века и которое предлагается для ВВЭР-С.

QUOTE
В качестве вытеснителя могут использоваться стержни с диоксидом урана при естественном (или отвальном) содержании 235U.


Как один из вариантов вытеснителя и было в конечном итоге принято.

QUOTE
В стержнях-вытеснителях достигается высокий коэффициент воспроизводства - около 2.


Ни фига ж себе на самом деле!

QUOTE
Средний коэффициент воспроизводства для такой двухцелевой ТВС составит около 0,81, коэффициент конверсии - около 0,94.


Замах был серьёзный. В "монотонной" ТВС при таком КВ ПЭР был бы уже положительный. А для двухсоставной аж самому посчитать захотелось...

Автор: AtomInfo.Ru 11.7.2015, 1:00

QUOTE(Обнинский @ 1.7.2015, 11:09) *
Интересно почему все мыслят ВВЭР-С в замкнутом цикле? Никто не пробовал за счет высокого КК поднять выгорание в спектральном ВВЭР?


Сидоренко:
80 ГВт*сут/т, 24-месячный цикл.

Так что пробовали.
И что приятно, выходишь на такие параметры без всякого эрбия и переделки >5%.

Автор: AtomInfo.Ru 16.5.2017, 23:22

По ВВЭР-С.

Текущий вариант проекта оказался не самым удачным.

"Анализ варианта с механическими вытеснителями показал недостаточную эффективность управления реактивностью при том, что этот вариант требует увеличения числа ТВС с 163 до 241, диаметра ВКУ и корпуса реактора".

Тут надо добавить, что в ВВЭР-С предполагается полный отказ от системы борного регулирования.

Соответственно, займутся поиском других способов изменения уран-водного соотношения с условием сохранения числа ТВС и диаметра корпуса.

Автор: Superwad 17.5.2017, 12:32

Цитата(AtomInfo.Ru @ 16.5.2017, 23:22) *
По ВВЭР-С.

Текущий вариант проекта оказался не самым удачным.

"Анализ варианта с механическими вытеснителями показал недостаточную эффективность управления реактивностью при том, что этот вариант требует увеличения числа ТВС с 163 до 241, диаметра ВКУ и корпуса реактора".

Тут надо добавить, что в ВВЭР-С предполагается полный отказ от системы борного регулирования.

Соответственно, займутся поиском других способов изменения уран-водного соотношения с условием сохранения числа ТВС и диаметра корпуса.

Гибридный с частью активной зоны на ЖСР ? rolleyes.gif

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 12:00

Пока шёл квохт и гвалт про рутений, нормальная работа продолжалась своим чередом.

По ВВЭР будущего понимание сложилось. Это всё-таки будет ВВЭР со спектральным регулированием, то есть, условный ВВЭР-С.

http://atominfo.ru/newsr/y0170.htm

Что важно?

Разговоры общего плана о двухкомпонентной атомной энергетике пора завязать. Пора обсуждать, какой она будет.
Желательно, чтобы она не получилась простым механическим слиянием БН(БР) и ВВЭР.

По БН-1200 всё более-менее понятно - в течение трёх лет нужно завершить обоснование новых решений в РУ и сделать проект блока в привязке к площадке (не секрет, это пятый белоярский блок).
Соответственно, в 2020 году у нас будет набор проектной документации и мы сможем приступить к прохождению всех, условно говоря, лицензионных процедур для строительства головного коммерческого блока с БН-1200.
Далее собственно строительство и приятные хлопоты по определению, сколько БН-1200 нужно нам и сколько возьмут наши азиатские товарищи.

А вот по ВВЭР слышно было в основном "ТОИ, ТОИ...", хотя ТОИ есть не более чем допиленный 1200-ый.
Теперь, наконец, появляется понимание, что (1) линия ВВЭР не только не вымрет, но и будет развиваться, и (2) ВВЭР будущего будут отличаться более жёстким спектром.

Более жёсткий (например, эпитепловой) спектр даст не только повышенные КВ и отказ от бора в первом контуре, но и позволит лучше сраститься двум ветвям атомной энергетики. И действительно, первое, что приходит на ум - использование в БН и будущих ВВЭР единых конструкционных материалов - грубо говоря, стальные оболочки твэлов.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 12:02

Но у всего написанного выше есть один нюанс - тот самый НТС по стратегии, который перенесли с декабря на первый квартал 2018 года ввиду отсутствия консенсуса между двумя принципиально разными направлениями - БН и новые ВВЭР против БРЕСТ.
От решений НТС зависеть будет многое.

Автор: Superwad 6.12.2017, 13:20

Цитата(AtomInfo.Ru @ 6.12.2017, 12:02) *
Но у всего написанного выше есть один нюанс - тот самый НТС по стратегии, который перенесли с декабря на первый квартал 2018 года ввиду отсутствия консенсуса между двумя принципиально разными направлениями - БН и новые ВВЭР против БРЕСТ.
От решений НТС зависеть будет многое.

Вот это будет интересно. Какие решения будут вынесены на НТС. Хотя будут очень серьезные доводы по унификации быстрого и водяного направления. Стоимость тоже нужно понижать, причем не только за счет серийности, но и унификации материалов и оборудования. Судя по всему к этому и идет.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 13:33

QUOTE(Superwad @ 6.12.2017, 13:20) *
Вот это будет интересно. Какие решения будут вынесены на НТС.


О, это многим интересно!

Автор: Татарин 6.12.2017, 15:28

Цитата(AtomInfo.Ru @ 6.12.2017, 12:00) *
ОЯТ станет горячее, не понятно, что с ним делать.

А это вообще разве проблема?

50МВт*сут/кг или 80 - разница в 1.5 раза. Неужто так сложно на несколько месяцев или даже лет больше подержать? С другой стороны, меньше переработки на МВт*сут - это всегда хорошо.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 16:07

QUOTE(Татарин @ 6.12.2017, 15:28) *
А это вообще разве проблема?


Миноров побольше, например, а это вещи неприятные.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 19:26

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:18) *
надежды на появление новой надежды еще остаются, кажется;


Так в этом для спектрального ВВЭР и состоит надёжа на новую стратегию, если пройдёт тот вариант, на который в интервью намекает А.

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:18) *
- понимание про то, что следующий ВВЭР со спектральным регулированием вряд ли можно сказать что окончательно сложилось. То, что там можно найти некоторые преимущества для водяной технологии - ну да;


Сложилось здесь вот в каком смысле.
Конечно, разных мнений как было больше, чем веток на этом форуме, так и осталось.
Ещё ведь сторонники BWR у нас не перевелись smile.gif

Сложилось в смысле, что есть два проекта стратегии.
В одном варианте ВВЭРы повторяют судьбу РБМК - тихо доживают свой век и вымирают.
В другом варианте ВВЭРы - полноправные партнёры БРов, имеющие своё развитие.
И вот для этого второго варианта и сложилось понимание, общее для большой группы часто конкурирующих друг с другом предприятий, что таким развитием должен стать спектральный ВВЭР.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 19:35

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:18) *
- повышенный КВ разработку и создание ВВЭР-С наверное никогда его не окупит, сорри...


Вполне может окупить, если, как часто говорилось, рассматривать всю систему АЭ, а не одно направление.
Повышенный КВ ВВЭР-С позволит понизить требования к КВ БР, а для последних это важно.

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 19:40

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:18) *
Топливная составляющая невелика, а в ней конструкция ТВС еще меньше - это раз.


А если ещё продолжить?
Единые НИР/НИОКР для сталей, единые методы обращения со снятыми оболочками при переработке...

Автор: AtomInfo.Ru 6.12.2017, 19:50

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:18) *
- существовавшие на момент заморозки предложения по ВВЭР-С с вытеснителями и водяными полостями, пр. был довольно неудачен и нереалистичен, все признавали его типа первым подходом.


С одной стороны, как бы да.

С другой, есть и объективные моменты оргплана.

Конструктор находится в подчинении завода, а научный руководитель вообще живёт на выселках.
И нету руководящего и направляющего документа для общей координации.
Типа как для БН-1200 есть документ "Сделать то-то к такой дате, ответственный - ФИО".
Естественно, было бы странно, если бы сразу всё получилось.

Сейчас есть надежда на появление такого документа в обозримом будущем.

Автор: alex_bykov 7.12.2017, 15:34

Чистое ИМХО: ВВЭР-С со спектральным регулированием, если его оставить в виде движущихся топливосодержащих частей внутри кассеты, так и останется "игрой разума", поскольку его безопасность по существующим правилам обосновать будет практически невозможно /выброс СУЗа, падение одного и более кластеров спектрального регулирования всё погубят/.
Ну и с инженерными кодами, учитывающими изменяющийся в течение кампании и при регулировании спектр, у нас, мягко говоря, не густо - не ВИМСом же считать...

Автор: AtomInfo.Ru 7.12.2017, 16:49

QUOTE(alex_bykov @ 7.12.2017, 15:34) *
Ну и с инженерными кодами, учитывающими изменяющийся в течение кампании и при регулировании спектр, у нас, мягко говоря, не густо - не ВИМСом же считать...


В том WIMS'е, что англичане предлагали раньше за 20 тыс фунтов в год, даже монте-карловский блок есть. Так что этим можно было бы smile.gif

Автор: Татарин 7.12.2017, 16:57

Цитата(alex_bykov @ 7.12.2017, 15:34) *
Чистое ИМХО: ВВЭР-С со спектральным регулированием, если его оставить в виде движущихся топливосодержащих частей внутри кассеты

Части могут конструктивно ограничены в скорости движения и двигаться ОЧЕНЬ медленно, сравнивмо со скоростью выгорания. Например, некоторые вытеснители могут в буквальном смысле слова вывинчиваться из зоны. С малым шагом резьбы. Делая принципиально невозможным быстрый переброс вытеснителей и недопустимый ввод реактивности. А работа против гравитации гарантирует, что без работы активных систем ничего не произодёт само

Ну есть же и альтернативы: например, введение дейтерия или растворимых органических примесей в теплоноситель первого контура в начале кампании. Учитывая, что теплоноситель первого контура делает много оборотов в час имея халявный перепад температур и давлений, задача вывода более тяжёлой примеси по мере хода кампании представляется решаемой.


Автор: t_rex_by 7.12.2017, 20:53

QUOTE(myatom @ 6.12.2017, 19:48) *
у нас по разным проектам ВВЭР нет унификации по большинству оборудования неядерного острова, и особой конвергенции что-то не наблюдается, возможно, и не надо

То, что необходимость унификации вышеуказанного давно уже назрела, не вызывает никаких сомнений, но насколько представляю со своей невысокой колокольни, унификация и ЕОСЗ (в том виде, в котором она на сегодняшний день существует) - это пока две абсолютно несовместимые между собой вещи.

Автор: AtomInfo.Ru 7.12.2017, 21:49

QUOTE(t_rex_by @ 7.12.2017, 20:53) *
унификация и ЕОСЗ (в том виде, в котором она на сегодняшний день существует) - это пока две абсолютно несовместимые между собой вещи.


Угу, и до манагеров это доходит постепенно.

Автор: alex_bykov 8.12.2017, 14:10

Ух, Ё... http://atominfo.ru/newsr/y0170.htm... А как же быть с требованием ПБЯ по разным физпринципам для альтернативной системы глушения реактора?..

Автор: Ultranauth 9.12.2017, 12:30

QUOTE(alex_bykov @ 8.12.2017, 15:10) *
Ух, Ё... http://atominfo.ru/newsr/y0170.htm... А как же быть с требованием ПБЯ по разным физпринципам для альтернативной системы глушения реактора?..


Для это надо будет сделать систему впрыска солей гадолиния в контур.

Напоминает историю, рассказанную мне в одном гальваническом цеху большого завода.

Типа, в советское время каждый год выходили постановления по экономии чего-нибудь: например электроэнергии при гальваническом покрытии. Ну, в цеху недолго думая, предлагали рацпредложение - сыпать больше реактивов и давать меньше ток. Все рады, в конце года премия. В следующем году поступает постановлене - экономим реактивы. Ну хорошо, дольше держим детали, покрытие фиговое. На следующий год поступает рацпредложение - поднять качество деталей и производительность за счет повышения плотности тока. Делаем, все счастливы, премиии. А на следующий год выходит постановление - необходимо экономить электроэнергию.

Вот так и здесь можно.

Автор: pappadeux 9.12.2017, 17:03

QUOTE(alex_bykov @ 8.12.2017, 7:10) *
Ух, Ё... http://atominfo.ru/newsr/y0170.htm... А как же быть с требованием ПБЯ по разным физпринципам для альтернативной системы глушения реактора?..


The CANDU reactor is equipped with two physically independent safety
shutdown systems (SDS1 and SDS2) that are physically and functionally independent of
each other and of the reactor regulating system.

Shutdown System No. 1 (SDS1) consists of mechanical shutdown rods which drop
by gravity, enhanced by springaction, into the core (between the columns of fuel
channels) when a trip signal de-energizes clutches which hold the shutdown rods out of
the core during normal plant operation.

Shutdown System No. 2 (SDS2) injects a concentrated solution of gadolinium
nitrate into the low pressure moderator between the rows of fuel channels to quickly
render the core subcritical. The injection is initiated by de-energizing fast acting valves,
which are held closed during normal plant operation, to pressurize the individual poison
tanks associated with each of the injection nozzles with helium.

https://en.wikipedia.org/wiki/Gadolinium(III)_nitrate

Автор: Barsouk 10.12.2017, 21:11

Жидкостная система длительного удержания РУ РБМК-1500 в подкритическом состоянии была в своё время внедрена в качестве дополнительной системы на Игналинской АЭС. Сухой реактив в виде гексагидрата нитрата гадолиния приготовлялся в баке-мешалке и полученный концентрированный раствор вводился нивелирным перепадом в гидравлический контур СУЗ до достижения необходимой концентрации поглотителя.

Автор: alex_bykov 10.12.2017, 22:46

В общем, понял я, жидкий поглотитель убираем из контура и оставляем в САОЗах.
Но тут подкрадывается весёлый полярный лис и начинает рассказывать про профили энерговыделения/выгорания...
На самом деле задачка будет нетривиальная, мы ведь не только спектр менять будем, но и профиль. Из плюсов, если ввод положительной реактивности будет сверху, т.е. против градиента температуры, то эффект может получиться интересным.

Автор: Татарин 24.12.2017, 18:54

Цитата(alex_bykov @ 10.12.2017, 22:46) *
В общем, понял я, жидкий поглотитель убираем из контура и оставляем в САОЗах.
Но тут подкрадывается весёлый полярный лис и начинает рассказывать про профили энерговыделения/выгорания...
На самом деле задачка будет нетривиальная, мы ведь не только спектр менять будем, но и профиль. Из плюсов, если ввод положительной реактивности будет сверху, т.е. против градиента температуры, то эффект может получиться интересным.

А не это ли причина, по которой в BWR стержни снизу вмонстрячены?

Автор: alex_bykov 24.12.2017, 20:45

QUOTE(Татарин @ 24.12.2017, 18:54) *
А не это ли причина, по которой в BWR стержни снизу вмонстрячены?

Похоже, она не главная. не слишком хорошо знаю BWR, но там ввод СУЗов снизу осуществляется не из-за влияния на профиль, а из-за теплогидравлики (ввод сверху = большее гидросопротивление и повышенная вероятность выброса СУЗа теплоносителем).

Автор: pappadeux 24.12.2017, 22:34

QUOTE(Татарин @ 24.12.2017, 11:54) *
А не это ли причина, по которой в BWR стержни снизу вмонстрячены?


вообще-то сверху над зоной там паросепаратор и пароосушитель (steam separator and steam dryer), места для стержней особо и нет

слайды 18 и 19

https://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-06-engineering-of-nuclear-systems-fall-2010/lectures-and-readings/MIT22_06F10_lec06b.pdf

Автор: Dobryak 24.12.2017, 23:09

QUOTE(alex_bykov @ 24.12.2017, 20:45) *
Похоже, она не главная. не слишком хорошо знаю BWR, но там ввод СУЗов снизу осуществляется не из-за влияния на профиль, а из-за теплогидравлики (ввод сверху = большее гидросопротивление и повышенная вероятность выброса СУЗа теплоносителем).

Дело, скорее всего, в том, что в кипящем реакторе над активной зоной осушитель пара, и пронизывать его СУЗ не комм иль фо. В ВВВЭР же из АЗ идет вода.

Автор: asv363 19.6.2018, 13:00

Про ВВЭР-С. Точнее, про роль ВВЭР-С в связке с БН в двухкомпонетной системе. И само собой, про другие проекты РУ от ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2018/Materials/Piminov_V.A._MNTK_2018.pdf
В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс»

Автор: Татарин 27.8.2018, 12:10

http://atomicexpert.com/page3307609.html

Цитата
Концепция предполагает внедрение тория в ЯТЦ широко распространенных в мире реакторных технологий типа ВВЭР (PWR). Рассматривается работа реактора на тепловых нейтронах в режиме топливного самообеспечения, то есть прорабатывается вопрос замыкания ЯТЦ на ториевом топливе. Отличительная особенность предлагаемого варианта внедрения тория в ЯТЦ тепловых реакторов — использование в качестве теплоносителя тяжелой воды с постепенным разбавлением ее легкой водой в процессе работы установки.


Забавно. smile.gif

Автор: armadillo 27.8.2018, 13:26

Затянувшись...
тогда уж повторная сепарация тяжелой воды на проходе в контуре

Автор: AtomInfo.Ru 27.8.2018, 13:38

Ну почему бы и нет-то?

Нормальное спектральное регулирование. Даёт, между прочим, более равномерное по пространству регулирование спектра, чем стержни-вытеснители.

Исследования в статье поисковые, на уровне более чем предварительном.
Если выяснится, что за это стоит побороться по таким-то и таким-то причинам, то тогда можно подумать уже над техническими деталями.

Между прочим, Асмолов тоже не исключает вариантов с тем или иным использованием D2O для спектральных ВВЭР.

Автор: AtomInfo.Ru 27.8.2018, 13:40

Там, скорее, в другом может быть затык.
Примеси лёгкой воды в D2O слишком сильно сказываются на реактивности.
Не случайно в тяжёловодниках говорится о D2O "реакторной чистоты", а не просто о тяжёлой воде.

То есть, добавки лёгкой воды могут оказаться слишком мощными для реактивности.

P.S. Но человек всё это посчитал, наверное.

Автор: Татарин 27.8.2018, 14:09

Цитата(AtomInfo.Ru @ 27.8.2018, 13:40) *
Там, скорее, в другом может быть затык.
Примеси лёгкой воды в D2O слишком сильно сказываются на реактивности.
Не случайно в тяжёловодниках говорится о D2O "реакторной чистоты", а не просто о тяжёлой воде.

То есть, добавки лёгкой воды могут оказаться слишком мощными для реактивности.

P.S. Но человек всё это посчитал, наверное.

Так это ж ВВЭР, там никогда же не будет "примесей лёгкой воды в тяжёлой". Только наоборот.

Вы ж сами говорили, что на тяжёлой воде ВВЭР с разумным обогащением "не поедет", а неразумное никто делать не будет.

Автор: Syndroma 27.8.2018, 14:22

Цитата(AtomInfo.Ru @ 27.8.2018, 15:40) *
То есть, добавки лёгкой воды могут оказаться слишком мощными для реактивности.

А о каких объёмах лёгкой воды идёт речь? Не окажется ли это критичным для безопасности? Что, если кто-то случайно прольёт кружку чая в первый контур?

Автор: AtomInfo.Ru 27.8.2018, 16:07

На оба сразу вопроса один ответ. Народ, ну не написано ничего конкретного по ссылке. Сложно конкретно отвечать, не зная проекта.

Автор: AtomInfo.Ru 27.8.2018, 16:10

QUOTE(Татарин @ 27.8.2018, 14:09) *
Так это ж ВВЭР, там никогда же не будет "примесей лёгкой воды в тяжёлой". Только наоборот.


ВВЭР-то ВВЭР... Но можно ведь сделать разделение a-la CANDU, разнести теплоноситель и замедлитель.
Только это будет CANDU-навыворот, с D2O теплоносителем и H2O замедлителем.
В этом случае можно попробовать о чём-то говорить.

Автор: asv363 27.8.2018, 19:06

QUOTE(Татарин @ 27.8.2018, 12:10) *
http://atomicexpert.com/page3307609.html
Забавно. smile.gif

Как-то статья названа скромно. Я бы назвал иначе: Дейтериевые реки и ториевые берега.

А если серьёзно, то возникают вопросы:
1. Насколько будет велика наработка трития в активной зоне? Не придётся ли чистить первый контур?
2. Где будем брать тяжёлую воду?
3. Где будем добывать или покупать чистый монацит (помню есть там неприятный изотоп, греет хорошо)?
4. Как быть с парогенераторами при течях 1->2 и далее по второму контуру?

Автор: asv363 28.8.2018, 6:06

QUOTE(asv363 @ 27.8.2018, 19:06) *
2. Где будем брать тяжёлую воду?

Вспомнил, однако. Иран же сейчас (под СВПД), обязан хранить свои запасы за пределами ИРИ (свыше 10 тонн). Можно, предположу, её запасы выкупить - на один 1к. должно хватитить.

Автор: VBVB 29.8.2018, 20:37

QUOTE(asv363 @ 27.8.2018, 20:06) *
1. Насколько будет велика наработка трития в активной зоне? Не придётся ли чистить первый контур?

Явно трития в тяжеловодном теплоносителе такого ВЭЭРа будет прилично нарабатываться, но нынешние разработки по отечественному тяжеловоднику исследовательскому вполне могут позволить этот тритий безболезненно удалять.
Опыт эксплуатации отечественных тяжеловодных реакторов-наработчиков тоже ведь не потерян.
Кроме того, опыт Аргентины показал, что корпусные тяжеловодники от KWU вполне для энергетики пригодны.

Автор: pappadeux 30.8.2018, 3:14

QUOTE(asv363 @ 27.8.2018, 12:06) *
2. Где будем брать тяжёлую воду?


У канадцев

они закрывают два реактора в 2022м (Pickering NPP)

Автор: Vaklin Hristov 30.8.2018, 10:28

Как где, У (братьев) персов.

Автор: asv363 30.8.2018, 10:50

QUOTE(Vaklin Hristov @ 30.8.2018, 10:28) *
Как где, У (братьев) персов.

Ваклин, так а я про что http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=807&view=findpost&p=102517.

Автор: Vaklin Hristov 30.8.2018, 11:48

QUOTE(asv363 @ 30.8.2018, 9:50) *
Ваклин, так а я про что http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=807&view=findpost&p=102517.

Прочитал только последнее. Извиняюсь.

Автор: Syndroma 21.5.2019, 13:32

Владимир Асмолов, советник гендиректора Росатома: «Госкорпорация выделила Гидропрессу деньги на предварительную проработку проекта реакторной установки ВВЭР со спектральным регулированием. По итогам предварительного проектирования в 2021 году будет принято решение, продолжать работу в этом направлении или нет».

Автор: AtomInfo.Ru 21.5.2019, 18:51

QUOTE(Syndroma @ 21.5.2019, 13:32) *
Владимир Асмолов, советник гендиректора Росатома: «Госкорпорация выделила Гидропрессу деньги на предварительную проработку проекта реакторной установки ВВЭР со спектральным регулированием. По итогам предварительного проектирования в 2021 году будет принято решение, продолжать работу в этом направлении или нет».


И у него не будет ловушки.

Автор: pappadeux 21.5.2019, 19:18

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 21.5.2019, 11:51) *
И у него не будет ловушки.


почему?

и проект тысячника в корпусе 1200, или 1200 в корпусе 1500?

Автор: AtomInfo.Ru 21.5.2019, 19:19

QUOTE(pappadeux @ 21.5.2019, 19:18) *
почему?


потому что см. ниже.

QUOTE(pappadeux @ 21.5.2019, 19:18) *
в корпусе 1500?


Да.

P.S. Учитывайте, что это очень предварительно всё. Стадия проектирования - чуть выше промокашечной.

Автор: AtomInfo.Ru 21.5.2019, 19:38

А вообще, объявлен год второго контура.
Задача (в неформальной постановке) - сделать с нашими ВВЭРами то, что с ними делают китайцы.

Автор: Superwad 22.5.2019, 7:38

Цитата(AtomInfo.Ru @ 21.5.2019, 19:38) *
А вообще, объявлен год второго контура.
Задача (в неформальной постановке) - сделать с нашими ВВЭРами то, что с ними делают китайцы.

blink.gif а что делают китайцы???

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 7:50

QUOTE(Superwad @ 22.5.2019, 7:38) *
blink.gif а что делают китайцы???


За счёт своего второго контура/машзала вытягивают по мощности наши же тысячники к уровню около 1200 МВт(э). И могут его даже превзойти.
Это не секрет, и от этого, наконец, у наших слегка забомбило.

Автор: Syndroma 22.5.2019, 11:36

А не начнётся, вдруг, массовая кампания по переделке вторых контуров?

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 11:48

QUOTE(Syndroma @ 22.5.2019, 11:36) *
А не начнётся, вдруг, массовая кампания по переделке вторых контуров?


На такие вопросы отвечать довольно сложно. У нас и так куча массовых кампаний. Плюс неотложные текущие вопросы.

Например, два года подряд второй Кольский даёт не очень хорошие показатели по отказу топлива. Разработан план мероприятий и т.д., но его надо выполнить. Возможно, потребуется антидебризы там внедрять.
Там не ужас-ужас, естественно, но если в 2015-2016 гг. по ВВЭР-440 концерна было в совокупности 3 негерметичных сборки, то за 2017-2018 гг. их было уже 15. И это как раз второй Кольский.

Или следующая тема - белый налёт на ТВС-2М (на конкретном отрезке по высоте). Там вроде бы нашли причину, она связана с изготовлением, но опять же это надо проверить и убедиться.

Далее те самые 107%. Надзор в позе сейчас, у него есть вопросы - в основном, недостаточность обоснований.

И ко всему этому ещё и пресловутый портфель на почти 150 млрд $, который надо исполнять.
В общем, вопрос, на что рук хватит (и денег).

Автор: Татарин 22.5.2019, 13:06

Цитата(AtomInfo.Ru @ 22.5.2019, 7:50) *
За счёт своего второго контура/машзала вытягивают по мощности наши же тысячники к уровню около 1200 МВт(э). И могут его даже превзойти.
Это не секрет, и от этого, наконец, у наших слегка забомбило.

То есть: в условиях более жаркой в среднем местности, при той же тепловой выработке реактора и температурах первого контура только за счёт более эффективного второго контура и турбины китайцы выигрывают около 5% КПД?
От 32 к 36-37(!)%?

Ну, логично, что бомбит, что уж тут. "Лишние", за счёт КПД, требующие только капитальных вложений 100+МВт с КИУМ 90% - это практически халявный миллиард кВт*ч в год. С околонулевыми ОПЕКСами.

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 16:34

Татарин,

эта ситуация - не новость. У нас в отрасли про неё, конечно же, знают.
А для более широких кругов, пожалуй, первым про это сказал Беркович у нас на сайте.

QUOTE
http://atominfo.ru/newss/z0848.htm
Знаете, какая электрическая мощность была зафиксирована при гарантийных испытаниях третьего блока АЭС "Тяньвань" в Китае? 1125 МВт(э). Максимальная мощность, которую они зафиксировали - 1152 МВт(э). И это блок-миллионник, с реактором ВВЭР-1000.

Более того, китайцы со свойственной им мудростью планируют выйти на 104%. Если у них это получится, то на "Тяньване-3" они могут достичь электрической мощности порядка 1200 МВт(э).

"Тяньвань-3" отличается от российских блоков с ВВЭР-1000 тем, что у китайского блока свои второй контур и машзал. Как мне представляется, именно там нужно искать резервы для повышения эффективности наших проектов.


На 1200 они выйдут, конечно, только после того, как повысят тепловую мощность.
Но факт есть факт - при нашей стандартной (100%) тепловой мощности они получили на выходе до 1150 МВт(э). То есть, они практически достали на нашем же тысячнике наши 1200-ые.

Ну и не должно удивлять, почему на новых ВВЭРовских заказах китайцы вежливо, но настойчиво ограничивают нас первым контуром.

Так что логично, что об этой теме заговорили всерьёз.

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 21:04

Ключевые даты для ВВЭР-С, согласно Стратегии-2018.

2020 год - завершение концептуального проекта;

2021 год – развилка и принятие решения о продолжении работ, если это будет признано целесообразным;

2024 год – эскизный проект реакторной установки и энергоблока, первый этап НИОКР;

2028 год – технический проект реакторной установки и энергоблока;

2034 год – строительство и ввод в эксплуатацию первого блока с ВВЭР-С.

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 21:07

Иными словами, в 2021 году проект должен доказать право на жизнь (пока перспективы положительные, но будет видно в конце).
Если докажет, то получает семь лет на подготовку всей документации и необходимых обоснований.
Далее строительство, пуск и ввод - и после этого эра ВВЭР завершится, передав эстафету ВВЭР-С.

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2019, 21:14

По ВВЭР-С есть уже целевые показатели. Чуть попозже.

Один напишу. 80 лет назначенный срок службы корпуса и крышки реактора, а также ВКУ.

Автор: pappadeux 11.6.2019, 1:54

> "Мы хотим отказаться от спецкорпуса в его сегодняшнем виде"

что именно означает эта фраза?

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 8:22

QUOTE(pappadeux @ 11.6.2019, 1:54) *
> "Мы хотим отказаться от спецкорпуса в его сегодняшнем виде"

что именно означает эта фраза?


Через два года узнаем. smile.gif
Работа только началась, поэтому сейчас подробнее просто не скажут. ВГА назвал некоторые моменты, которые будут изучаться/рассматриваться, но без дальнейших уточнений.

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 11:01

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 11.6.2019, 8:22) *
Через два года узнаем. smile.gif
Работа только началась, поэтому сейчас подробнее просто не скажут. ВГА назвал некоторые моменты, которые будут изучаться/рассматриваться, но без дальнейших уточнений.


Дополню свой ответ.

Вообще, ВВЭР-С получил право на жизнь совсем недавно, в прошлом декабре. До этого он был не более чем идеей, у которой были сторонники и противники, но не было централизованного решения о его необходимости.
Полноправным перспективным проектом он стал только после принятия Стратегии-2018.

Обсуждать детали проекта ВВЭР-С сейчас рано по следующей причине. Перед проектом стоят, фактически, две цели - повысить воспроизводство и снизить капзатраты. В некоторых моментах эти цели взаимоисключающие - например, перевод ВВЭР-С на MOX усложнит и сделает более дорогим обращение со свежим топливом по сравнению с урановыми ВВЭР.

Цели эти придуманы не просто так. В основу Стратегии-2018 было положено несколько сценариев развития ЯЭ в России.
И сценарий, который ВГА в Подольске назвал "МоноЗЯТЦ" (в Стратегии он просто называется "вариант 5". и там ещё есть длинное раскрывающее его суть название, но у ВГА вышло лучше)... так вот, этот сценарий, предусматривающий полное вытеснение всех типов реакторов с заменой их на БРЕСТы, тоже удовлетворяет всем выдвинутым системным требованиям к развитию ЯЭ в России!

Таким образом, ВВЭР, чтобы выжить, должен (1) резко повысить свой КВ; желательно до единицы, но пока сойдёт хотя бы до 0,8; (2) резко подешеветь.
Потому что (1) БРЕСТ легко бьёт нынешние ВВЭР по КВ; (2) разработчики БРЕСТ ставят задачу сделать его дешевле нынешних ВВЭР.
Отсюда и появляется ВВЭР-С как единственный способ сохранить технологию ВВЭР на перспективе.

Но записать-то ВВЭР-С в Стратегию-2018 записали, а вот теперь встала весьма трудная задача - за два года нарисовать его облик.
Какая-то конкретика появится не прямо сегодня. Думаю, что к концу года или к началу следующего наступит хотя бы первая определённость с обликом ВВЭР-С.
А прямо сейчас могут звучать самые разные идеи и предложения, но не факт, что они в конце концов останутся в проекте.

Автор: armadillo 11.6.2019, 12:23

Цитата
(2) резко подешеветь.

тот самый ВВЭР, который уже был в нулевые 2млрд и 6лет, а потом сам по себе стал 6 и 10?
во всем виновата конструкция, ога.

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 12:41

QUOTE(armadillo @ 11.6.2019, 12:23) *
тот самый ВВЭР, который уже был в нулевые 2млрд и 6лет, а потом сам по себе стал 6 и 10?


А Бушер-то вообще 0,8 был поначалу.

И я своими ушами слышал в те времена претензии - мол, не фигово вы цену задрали, как вам не стыдно?

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 12:43

QUOTE(armadillo @ 11.6.2019, 12:23) *
тот самый ВВЭР, который уже был в нулевые 2млрд и 6лет, а потом сам по себе стал 6 и 10?


Ну, 10 - это перебор всё-таки.
А у белорусов так вообще, как недавно обсуждалось, один блок получится за 3,5.
Так что не всё так страшно в этом мире.

P.S. Понял. 10 - это лет?

Автор: Syndroma 11.6.2019, 13:12

А, кстати, почему так долго? Нововоронеж и Ленинград по 10 лет.

Автор: armadillo 11.6.2019, 13:27

ВВЭР-1200 еще есть отмазы на тему новых технологий. а вот Ростов-4 по сравнению с Ростов-3 и Калининым это эпично

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 13:27

QUOTE(Syndroma @ 11.6.2019, 13:12) *
А, кстати, почему так долго? Нововоронеж и Ленинград по 10 лет.


У Росатома есть анализы - что хотели на бумаге, что вышло в железе и почему такая разница.
Но они внутренние. И мы их, естественно, не видели.

Всего помаленьку. Например, ВГА сказал о роли системы закупок, когда поставляется не то оборудование, которое видел в голове конструктор/проектант, а то, чей поставщик дал лучшую цену.

Ошибки и задержки имеют тенденции к положительным обратным связям.
Напр., АКНПшники аж изошлись, когда увидели прокладку кабелей на НВАЭС-6. Потребовался "неоднократный перемонтаж", а это потеря времени.
И т.д. и т.п.

P.S. Про АКНП есть в открытой презентации. Достаточно сказать, что СВБУ поначалу видела "воздействие силового питания задвижки насоса системы кондиционирования БПУ на показания измерительных каналов импульсных диапазонов".

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 13:35

Чтобы не сложилось неправильное представление. Есть две программы. Одна - это ВВЭР-С, а вторая - это "зачистка" ВВЭР-ТОИ. Идут они параллельно.

Вторая программа как раз и нужна, чтобы больше не было "эпичности" и "10 лет". Что из неё получится, будем смотреть своими глазами.

Автор: asv363 11.6.2019, 22:42

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 11.6.2019, 11:01) *
Обсуждать детали проекта ВВЭР-С сейчас рано по следующей причине. Перед проектом стоят, фактически, две цели - повысить воспроизводство и снизить капзатраты. В некоторых моментах эти цели взаимоисключающие - например, перевод ВВЭР-С на MOX усложнит и сделает более дорогим обращение со свежим топливом по сравнению с урановыми ВВЭР.

Всё-таки капитальные затраты вырастут не только из-за оборудования и пр. для работы с МОХ-топливом, но и из-за требования работы на 100% загрузке активной зоны МОХ. И это кап. затраты. Добавим, что МОХ-топливо само по себе дороже, а это будет влиять на расчётную цену поставляемой электроэнергии (на реальную цену на рынке влияют много дгугих факторов). Также важно, в какой срок энергоблок ВВЭР-С сможет себя окупить.

И ещё. В ближайшие лет 30 ждать, что блоки со свинцовым теплоносителем превзойдут по "экономике" блоки ВВЭР -чистой воды утопия.

Автор: AtomInfo.Ru 11.6.2019, 23:59

QUOTE(asv363 @ 11.6.2019, 22:42) *
Всё-таки капитальные затраты вырастут не только из-за оборудования и пр. для работы с МОХ-топливом, но и из-за требования работы на 100% загрузке активной зоны МОХ. И это кап. затраты. Добавим, что МОХ-топливо само по себе дороже, а это будет влиять на расчётную цену поставляемой электроэнергии (на реальную цену на рынке влияют много дгугих факторов). Также важно, в какой срок энергоблок ВВЭР-С сможет себя окупить.


Изучено и посчитано это всё уже давным-давно на моделях. Есть предел, до которого мы можем строить одни только ВВЭРы. Причём предел это не сильно превышает текущий парк. После этого предела начнётся агония. И это в том случае, если мы потратим все запасы нашего природного урана, причём основные наши запасы - это дорогой уран.
Требования к ВВЭР-С по воспроизводству и работе на MOX взяты не с потолка, а из этих моделей. .

Автор: AtomInfo.Ru 18.11.2019, 10:22

Гидропрессу заказали обликовый проект ВВЭР-С.
http://atominfo.ru/newsz/a0605.htm

Автор: Superwad 19.11.2019, 10:21

Цитата(AtomInfo.Ru @ 18.11.2019, 10:22) *
Гидропрессу заказали обликовый проект ВВЭР-С.
http://atominfo.ru/newsz/a0605.htm

Я так понимаю, ВВЭР-С будет строится по технологии ВВЭР-ТОИ и на его базе?

Автор: AtomInfo.Ru 19.11.2019, 10:35

QUOTE(Superwad @ 19.11.2019, 10:21) *
Я так понимаю, ВВЭР-С будет строится по технологии ВВЭР-ТОИ и на его базе?


Коли нет даже обликового проекта, то пока на такие вопросы отвечать рано.

По ТОИ могу сказать, что сначала их нужно построить на Курской.
Он ещё своего превосходства над АЭС-2006 на практике не доказал.

Поэтому у конструктора может быть какое-то своё мнение по поводу того, на чьей базе нужно делать ВВЭР-С.
А какое именно, конструктор скажет относительно скоро. В 2021 году будет обликовый проект, но какие-то основные моменты станут понятны уже в 2020 году.

Автор: nuc 19.11.2019, 18:13

Цитата(AtomInfo.Ru @ 19.11.2019, 10:35) *
Коли нет даже обликового проекта, то пока на такие вопросы отвечать рано.

По ТОИ могу сказать, что сначала их нужно построить на Курской.
Он ещё своего превосходства над АЭС-2006 на практике не доказал.

Поэтому у конструктора может быть какое-то своё мнение по поводу того, на чьей базе нужно делать ВВЭР-С.
А какое именно, конструктор скажет относительно скоро. В 2021 году будет обликовый проект, но какие-то основные моменты станут понятны уже в 2020 году.



Опыт работы с такими реакторами огромен. Не думаю, что проблема создать даже концептуальный проект с листа, сразу и быстро. Вопрос зоны.

Автор: amber 20.11.2019, 9:14

Цитата(AtomInfo.Ru @ 11.6.2019, 11:27) *
P.S. Про АКНП есть в открытой презентации. Достаточно сказать, что СВБУ поначалу видела "воздействие силового питания задвижки насоса системы кондиционирования БПУ на показания измерительных каналов импульсных диапазонов".

Не поделитесь ссылкой на эту презентацию? rolleyes.gif

Автор: AtomInfo.Ru 20.11.2019, 22:43

QUOTE(amber @ 20.11.2019, 9:14) *
Не поделитесь ссылкой на эту презентацию? rolleyes.gif


См. личку.

Автор: barvi7 21.11.2019, 9:56

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 20.11.2019, 22:43) *
См. личку.

А мы ? C "Джентльмены Удачи " unsure.gif

Есть Презентация Сергеева по НВАЭС-6 (2017), но там 4-6 стр. "битые", если есть оригинал, то прошу . . ссылку тоже. rolleyes.gif

Автор: AtomInfo.Ru 21.11.2019, 10:01

QUOTE(barvi7 @ 21.11.2019, 9:56) *
Есть Презентация Сергеева по НВАЭС-6 (2017), но там 4-6 стр. "битые", если есть оригинал, то прошу . . ссылку тоже. rolleyes.gif


Это она и есть, я же сразу сказал, что презентация открытая.
У меня тоже битый вариант.

Автор: AtomInfo.Ru 2.3.2020, 10:20

Со странички "Страны Росатом" вконтакте.

Научный руководитель направления, советник гендиректора Росатома Владимир Асмолов о том, что сделано за последний год: «По ВВЭР-С выполнены конструкторские проработки ТВС, сборки вытеснителей, поглощающих стержней системы управления и защиты реактора, блока защитных труб реактора».

До 2024 года будет создано техзадание, эскизный и концептуальный проекты реактора, выполнены все предпроектные и базовые НИОКР. К 2028-му будет полностью завершено проектирование АЭС с ВВЭР-С, а не позднее 2033 года такую станцию уже хотят построить. Пока все идет по плану, но пройден только первый год.

Автор: armadillo 2.3.2020, 10:43

такие теперь "нормальные сроки"?

Автор: AtomInfo.Ru 2.3.2020, 10:52

QUOTE(armadillo @ 2.3.2020, 10:43) *
такие теперь "нормальные сроки"?


Так а что хотите-то? XXI век на дворе.

Автор: Pakman 2.3.2020, 18:38

Продолжительность жизни увеличилась, пенсионный возраст опять же. Куда торопиться?

Автор: Дед Мороз 3.3.2020, 0:00

Цитата(AtomInfo.Ru @ 2.3.2020, 10:52) *
Так а что хотите-то? XXI век на дворе.

Такими темпами скоро уже XXII наступит.

Автор: Syndroma 3.3.2020, 7:40

Ещё при нашей жизни, да.

Автор: asv363 3.3.2020, 18:35

QUOTE(armadillo @ 2.3.2020, 10:43) *
такие теперь "нормальные сроки"?

Году в 2016, Главный конструктор ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Пиминов В.А. в интервью, по памяти журналу "Атомный Эксперт", высказал очень правильную мысль. Тогда они работали над 4-мя проектами, и его желанием было, чтобы перед подписанием новых договоров на строительство за рубежом руководители учитывали реальными возможностями трудового коллектива ОКБ ГП.

Автор: kuzeyli 18.6.2021, 18:53


Определены сроки сооружения новых энергоблоков Кольской АЭС-2 – начало строительства запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого блока – на 2034 год. Об этом сообщил директор Кольской АЭС Василий Омельчук на пресс-конференции 18 июня 2021 года. Мероприятие прошло впервые в онлайн формате в связи с эпидемиологическими ограничениями.

Предполагается, что Кольская АЭС-2 будет двухблочной, т. е. в составе двух инновационных энергоблоков типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием и высокими показателями безопасности. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке.


https://www.rosenergoatom.ru/zhurnalistam/news/38622/

Автор: alex_bykov 18.6.2021, 22:27

QUOTE(kuzeyli @ 18.6.2021, 18:53) *
Определены сроки сооружения новых энергоблоков Кольской АЭС-2 – начало строительства запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого блока – на 2034 год. Об этом сообщил директор Кольской АЭС Василий Омельчук на пресс-конференции 18 июня 2021 года. Мероприятие прошло впервые в онлайн формате в связи с эпидемиологическими ограничениями.

Предполагается, что Кольская АЭС-2 будет двухблочной, т. е. в составе двух инновационных энергоблоков типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием и высокими показателями безопасности. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке.
https://www.rosenergoatom.ru/zhurnalistam/news/38622/

Стремаюсь я подвижных тяжёлых элементов внутри активной зоны...

Автор: MVS 18.6.2021, 22:33

Что ни день, то новые реакторы.

Астанавитесь!

Автор: pappadeux 19.6.2021, 0:10

QUOTE(MVS @ 18.6.2021, 15:33) *
Что ни день, то новые реакторы.


я подозреваю, это проект сделать ввэр-с из того что на руках - в корпусе классического ВВЭР-1000, там где-то 600-650 МВт(э)
спектрального и получится

т.е. будет переделана крышка, вку и конечно зона - но многие вещи останутся

Автор: armadillo 19.6.2021, 0:51

остается вопрос зачем его полностью ограничивать до 600 вместо предоставления возможности тысячнику работать на 600 с норм кпд

Автор: pappadeux 19.6.2021, 2:01

QUOTE(armadillo @ 18.6.2021, 17:51) *
остается вопрос зачем его полностью ограничивать до 600 вместо предоставления возможности тысячнику работать на 600 с норм кпд


это же не ограничение кпд, кпд мб и выше

просто, кяп, ввэр-с будет по дизайну иметь меньшее удельное энерговыделение

это уже обсуждалось в теме по спектральным

например, для получения 1200-1300 придется делать проект в корпусе ввэр-1500 (диаметр более 5 метров)

плюс, там некуда девать 2х1000

в прис смотришь, там availability factor - 71%, 72%, ...

т.е. 2х600 работающих 90% времени на мощности будут примерно эквивалентны кольской

Автор: arcanist 19.6.2021, 13:36

то есть ещё больше материалоемкость на киловатт? и зачем же простите? у нас же по планам цельный БН для целей воспроизводства топлива

Автор: AtomInfo.Ru 19.6.2021, 15:18

QUOTE(arcanist @ 19.6.2021, 13:36) *
то есть ещё больше материалоемкость на киловатт? и зачем же простите?


Потенциально у средних блоков есть покупатели, но до заказов дело не доходит из-за отсутствия референтности.
То есть, чтобы продать условный ВВЭР-600, нам нужно где-то у себя его построить, а нам такие блоки не так уж и нужны.
"Росатом" решил убить двух зайцев - построить-таки ВВЭР-600 чуть ли не в единственном регионе, где он может быть востребован, а заодно обкатать и спектральное регулирование на этом же блоке.
Интересный вариант, но нужно посмотреть, как пойдёт дело в реальности.

Автор: nuc 19.6.2021, 17:50

Цитата(AtomInfo.Ru @ 19.6.2021, 15:18) *
Потенциально у средних блоков есть покупатели, но до заказов дело не доходит из-за отсутствия референтности.
То есть, чтобы продать условный ВВЭР-600, нам нужно где-то у себя его построить, а нам такие блоки не так уж и нужны.
"Росатом" решил убить двух зайцев - построить-таки ВВЭР-600 чуть ли не в единственном регионе, где он может быть востребован, а заодно обкатать и спектральное регулирование на этом же блоке.
Интересный вариант, но нужно посмотреть, как пойдёт дело в реальности.


+

Автор: pappadeux 20.6.2021, 17:10

QUOTE(arcanist @ 19.6.2021, 6:36) *
то есть ещё больше материалоемкость на киловатт? и зачем же простите?


бн бном, но топилвная составляющая дб заметно меньше

Автор: nuc 20.6.2021, 18:00

Цитата(pappadeux @ 20.6.2021, 17:10) *
бн бном, но топилвная составляющая дб заметно меньше


Если топливная уменьшится (наверное) пропорционально, то металлоемкость и прочие системы вокруг, совсем не пропорционально и совсем мало уменьшатся.

Автор: Татарин 20.6.2021, 19:04

Цитата(nuc @ 20.6.2021, 18:00) *
Если топливная уменьшится (наверное) пропорционально, то металлоемкость и прочие системы вокруг, совсем не пропорционально и совсем мало уменьшатся.

Спектральное регулирование же.
Топливная составляющая должна уменьшиться не пропорционально снижению мощности, а сильнее.
Плюс, в теории, перегрузки можно делать реже, то есть, повысить КИУМ, и выработка должна упасть ниже, чем 40% относительно тысячника.

Автор: pappadeux 20.6.2021, 22:43

QUOTE(nuc @ 20.6.2021, 11:00) *
Если топливная уменьшится (наверное) пропорционально, то металлоемкость и прочие системы вокруг, совсем не пропорционально и совсем мало уменьшатся.


На гигаватник вместо ~200т урана в год спектральщики обещают ~120-130т.


На 600ник вместо 120т урана в год будет 75-80т

при скажем $50 за фунт экономия чисто на уране будет $4.5-5млн в год

Автор: armadillo 21.6.2021, 11:04

повторяю вопрос. зачем при постройке корпуса тысячника лишать его возможности работать на тысячу в перспективе?

Цитата
при скажем $50 за фунт экономия чисто на уране будет $4.5-5млн в год


при указанных ценах экономия за 50лет будет 250М, что мало сравнительно с капитальными затратами и снова поднимает вопрос о посадках и расстрелах.
понятно, что пока цены без дефицита и технологии надо развивать.

но то, что догнали их уровень попила при постройке - это финиш.

Автор: Superwad 21.6.2021, 11:19

Цитата(armadillo @ 21.6.2021, 11:04) *
повторяю вопрос. зачем при постройке корпуса тысячника лишать его возможности работать на тысячу в перспективе?
при указанных ценах экономия за 50лет будет 250М, что мало сравнительно с капитальными затратами и снова поднимает вопрос о посадках и расстрелах.
понятно, что пока цены без дефицита и технологии надо развивать.

но то, что догнали их уровень попила при постройке - это финиш.

Я так понимаю, что весь аппарат спектрального регулирования очень много места внутри реактора занимает. Из-за чего надо городить другую крышку. Топлива загружается соответственно меньше, поэтому даже на свежем топливе больше снять мощности тупо не получится. Но есть плюс - на более жёстком спектре больше будет вовлекаться в работу -238 и меньше чуток будет миноров. Соответственно, может получится что и количество свежего 235 урана понадобится меньше концентрации в ТВЭЛах (по крайне мере в боковых).

Автор: alex_bykov 21.6.2021, 13:48

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 11:04) *
повторяю вопрос. зачем при постройке корпуса тысячника лишать его возможности работать на тысячу в перспективе?
при указанных ценах экономия за 50лет будет 250М, что мало сравнительно с капитальными затратами и снова поднимает вопрос о посадках и расстрелах.
понятно, что пока цены без дефицита и технологии надо развивать.

но то, что догнали их уровень попила при постройке - это финиш.

Скорее всего, 1000 со спектралки в таком корпусе вы уже никогда не снимете - много подвижных элементов придётся в него помещать, по крайней мере, если идеи, ранее изложенные ОКБ ГП реализовывать...
Вряд ли они спектр будут соотношением протия с дейтерием регулировать, скорее, топливо и вытеснители двигать.

Автор: armadillo 21.6.2021, 13:52

а можно просто дейтерий двигать вместо всего вытеснителя)

Автор: alex_bykov 21.6.2021, 13:53

Я вот другого не понимаю. Французы и амеры пошли по пути смягчения спектра в PWR, для чего дёрнули часть твэлов из кассеты, сдвинув водо-урановое соотношение в оптимальную область. Такие же расчётные работы велись и у нас (мы, наоборот, от всплеска энерговыделения в межкассетном зазоре при искривлении топлива пытаемся защититься и вынуждены повышать коэффициенты запаса на этот фактор), а вот до появления топлива с водяными зазорами дело не дошло. Почему? Какие-то технологические заморочки? Но их гораздо меньше, чем в случае перепроектирования аппарата для внедрения подвижных элементов (там топливо перепроектируется гораздо радикальнее).

Автор: armadillo 21.6.2021, 13:55

Цитата
а вот до появления топлива с водяными зазорами дело не дошло.


как только будет корпус французской ширины...


а вообще получается печальная картина. Берем благородную идею и старательно показываем, что она даст только увеличение затрат.


Автор: alex_bykov 21.6.2021, 14:20

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 13:55) *
как только будет корпус французской ширины...

А корпус-то здесь при чём?
Речь идёт исключительно о модификации топлива в тех же габаритах (реакторы-то не меняются). http://www.atominfo.ru/news/air5685.htm (новости сто лет в обед). Можно аналоги и от Вестингауза поискать. А в наших затеснённых решётках эффект должен быть ещё больше.

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 13:55) *
а вообще получается печальная картина. Берем благородную идею и старательно показываем, что она даст только увеличение затрат.

Я уже видел ситуацию, когда благородная идея "берёт своих разработчиков и контрагентов в заложники", я о том, что реализовав то, что "на кончике пера" один раз, всё остальное придётся под это подстраивать... А тут проблем будет куда больше (и куда масштабнее), чем при внедрении СВРК.

Автор: nuc 21.6.2021, 15:54

Цитата(alex_bykov @ 21.6.2021, 14:20) *
А корпус-то здесь при чём?
Речь идёт исключительно о модификации топлива в тех же габаритах (реакторы-то не меняются). http://www.atominfo.ru/news/air5685.htm (новости сто лет в обед). Можно аналоги и от Вестингауза поискать. А в наших затеснённых решётках эффект должен быть ещё больше.
Я уже видел ситуацию, когда благородная идея "берёт своих разработчиков и контрагентов в заложники", я о том, что реализовав то, что "на кончике пера" один раз, всё остальное придётся под это подстраивать... А тут проблем будет куда больше (и куда масштабнее), чем при внедрении СВРК.


+

Автор: pappadeux 21.6.2021, 17:06

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 4:04) *
повторяю вопрос. зачем при постройке корпуса тысячника лишать его возможности работать на тысячу в перспективе?


потому что можно сделать 600 с пониженным топливопотреблением

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 4:04) *
при указанных ценах экономия за 50лет будет 250М


ну так нужно будет меньше всего топливного, не только урана

грубо говоря, если реактор бежит на U238->Pu, не нужно потеть и извлекать U235 - меньше ЕРР

меньше топлива изготавливать

QUOTE(armadillo @ 21.6.2021, 4:04) *
что мало сравнительно с капитальными затратами и снова поднимает вопрос о посадках и расстрелах.
понятно, что пока цены без дефицита и технологии надо развивать.


ну и тезис про капитальные затраты выглядит не совсем доказанным

не думаю, что будут делать 4 ПГ, использование решения в виде 2х петель от ВВЭР-1200 с двумя ПГ-1000М выглядит оптимальным - как раз 300МВт(э) на петлю

плюс, заметно меньше (даже с учетом жесткости спектра) нагрузка/флюенс на стенки реактора - можно с ходу заявлять реактор на 100 лет

Автор: pappadeux 21.6.2021, 17:14

QUOTE(alex_bykov @ 21.6.2021, 7:20) *
А корпус-то здесь при чём?
Речь идёт исключительно о модификации топлива в тех же габаритах (реакторы-то не меняются).


ну так в ВВЭР-600с в тех же габаритах будет меньше топлива (ср. с 1000), и к концу кампании мы вполне можен достичь (при поднятых вытеснителях) того же U/W соотношения, как и французы с их новым топливом.

Т.е. аналогичное решение задачи но другими методами

Автор: MVS 21.6.2021, 17:48

Вроде тут всё доступно: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Semchenkov_YU.M..pdf

Автор: alex_bykov 21.6.2021, 18:27

QUOTE(MVS @ 21.6.2021, 17:48) *
Вроде тут всё доступно: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Semchenkov_YU.M..pdf

Спасибо, занятное чтиво.
По моей части: похоже, что контроль надо переводить на спектральные коды. Двухгрупповая диффузионка тут не прокатит.

Автор: arcanist 21.6.2021, 19:03

Цитата(armadillo @ 21.6.2021, 13:55) *
а вообще получается печальная картина. Берем благородную идею и старательно показываем, что она даст только увеличение затрат.

Это не печальная картина. Это экономический анализ/риск менеджмент.

Автор: pappadeux 21.6.2021, 20:53

QUOTE(MVS @ 21.6.2021, 10:48) *
Вроде тут всё доступно: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Semchenkov_YU.M..pdf



можно добавить проработку классического ВВЭР-600

http://sng-atom.com/sites/default/files/presentations/8.%20%D0%92%D0%92%D0%AD%D0%A0-600%20%D0%92%D0%B0%D1%85%D1%80%D1%83%D1%88%D0%B8%D0%BD_ver%201.pdf

2 петли от 1200/ТОИ, меньший ГО, нет ловушки но удержание в корпусе, ...

Автор: pappadeux 22.6.2021, 0:49

QUOTE(MVS @ 21.6.2021, 10:48) *
Вроде тут всё доступно: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Semchenkov_YU.M..pdf


Там, кмк, ерунда написана

"В результате он сэкономит ~50%
природного урана, по сравнению с работой
ВВЭР-ТОИ в открытом топливном цикле.
Если рассматривать запасы природного
урана ~(130-260) долларов за кг, то экономия
за весь жизненный цикл будет эквивалентна
капитальным затратам на энергоблок."

Пусть 60 лет срок службы,

0.5*60г*200т/г = 6000т = 6000000кг = $780млн - 1560млн

сильно далеко от "эквивалентна капитальным затратам на энергоблок."

Автор: arcanist 22.6.2021, 17:33

Цитата(pappadeux @ 22.6.2021, 0:49) *
Там, кмк, ерунда написана

"В результате он сэкономит ~50%
природного урана, по сравнению с работой
ВВЭР-ТОИ в открытом топливном цикле.
Если рассматривать запасы природного
урана ~(130-260) долларов за кг, то экономия
за весь жизненный цикл будет эквивалентна
капитальным затратам на энергоблок."

Пусть 60 лет срок службы,

0.5*60г*200т/г = 6000т = 6000000кг = $780млн - 1560млн

сильно далеко от "эквивалентна капитальным затратам на энергоблок."

а если ещё учесть что эти будущие прибыли от экономии урана надо дисконтировать к капитальным затратам которые мы должны сделать сейчас, то ерунда становится совсем уж печальной

Автор: pappadeux 22.6.2021, 22:12

QUOTE(arcanist @ 22.6.2021, 10:33) *
а если ещё учесть что эти будущие прибыли от экономии урана надо дисконтировать к капитальным затратам которые мы должны сделать сейчас


несомненно

QUOTE(arcanist @ 22.6.2021, 10:33) *
то ерунда становится совсем уж печальной


но так ли велики кап.затраты?

сравнивая с ВВЭР-600

- те же 2 петли с ПГ от ТОИ и ГЦН-1753
- те же емкости САОЗ/СПАЗ
- уменьшенный ГО (36м для 600, м.б. слегка побольше?)
- тот же машзал

реально разница в:

- реакторе, корпус 1000 вместо корпуса 600
- крышка с приводами и пр.
- ВКУ/СВРК
- мб для спектрального топлива нужно будет модифицировать бассейн выдержки

и сколько это стоит?

Автор: Татарин 24.6.2021, 5:22

Цитата(armadillo @ 21.6.2021, 11:04) *
при указанных ценах экономия за 50лет будет 250М, что мало сравнительно с капитальными затратами и снова поднимает вопрос о посадках и расстрелах.

Почему мало? Это же капитальные затраты на корпус реактора, а не на весь блок целиком.

Чтобы было мало, нужно чтоб сам корпус стоил бы полмиллиарда.

Автор: nucl0id 1.7.2021, 9:18

Добрый день.
Я тут написал статью про планы новых энергоблоков на Кольской АЭС-2 (https://habr.com/ru/company/itsoft/blog/565392/) и записал видеоверсию (https://youtu.be/ITYV8XgjQbg), может кому будет интересно. Буду благодарен за содержательные замечания, но прошу сильно не критиковать - старался делать просто и понятно для широкой публики.

Автор: alex_bykov 1.7.2021, 10:28

QUOTE(nucl0id @ 1.7.2021, 9:18) *
Добрый день.
Я тут написал статью про планы новых энергоблоков на Кольской АЭС-2 (https://habr.com/ru/company/itsoft/blog/565392/) и записал видеоверсию (https://youtu.be/ITYV8XgjQbg), может кому будет интересно. Буду благодарен за содержательные замечания, но прошу сильно не критиковать - старался делать просто и понятно для широкой публики.

Статья хорошая.

440-е были и в Болгарии, но тоже закрыты (
И, как по мне, не имея готового проекта, создать его, отлицензировать и приступить к постройке пилотного блока в 2028 году - это почти фантастика. Я, конечно, понимаю, что тот же ОКБ ГП будет напирать в регуляторе на отработанность основных решений ВВЭР, но... И это хорошо, если ещё речь идёт о ВВЭР-С, а не об СКД, там вообще НИР и подступать надо малыми шагами.

Автор: Garik 1.7.2021, 11:44

Цитата
В теории есть разные варианты, но судя по всему в предлагаемом проекте будет метод изменения водно-уранового отношения. В активной зоне реактора ВВЭР находится вода и урановое топливо в соотношении около 2. Этого достаточно, чтобы все вылетающие из урана нейтроны успевали замедляться в воде. Но если количество воды уменьшить, часть нейтронов не будет успевать замедлиться. Такими образом, вытесняя из активной зоны часть воды можно повысить долю быстрых нейтронов. Предлагается именно это и делать, добавив в топливные сборки дополнительные вытесняющие стержни, например, с обедненным ураном. Уран-238 в них и в самом топливе будет поглощать лишние быстрые нейтроны с пользой – наработкой нового топлива. А по ходу кампании эти вытесняющие стержни можно извлекать из активной зоны реактора, увеличивая водно-урановое соотношение и меняя спектр нейтронов на более традиционный и мягкий.


Это разве не механизм наработки чистого оружейного плутония 239?

Автор: barvi7 1.7.2021, 12:45

QUOTE(nucl0id @ 1.7.2021, 9:18) *
Добрый день.
Я тут написал статью про планы новых энергоблоков на Кольской АЭС-2 (https://habr.com/ru/company/itsoft/blog/565392/) и записал видеоверсию (https://youtu.be/ITYV8XgjQbg), может кому будет интересно. Буду благодарен за содержательные замечания, но прошу сильно не критиковать - старался делать просто и понятно для широкой публики.

Для "широкой публики" - хорошо . . .

"Бросилось в глаза" - проверил про Норвегию.
За последние 10 лет, а может и более Интер-РАО в Норвегию ничего (э/э) не экспортирует.
Норвегия - крупнейший производитель э/э на душу населения на континентах Земли. rolleyes.gif

Автор: alex_bykov 1.7.2021, 13:47

QUOTE(Garik @ 1.7.2021, 11:44) *
Это разве не механизм наработки чистого оружейного плутония 239?

Нет, не получится. Спектр мягковат, он промежуточный, а не быстрый. И не всю кампанию.

Автор: barvi7 1.7.2021, 16:30

QUOTE(alex_bykov @ 1.7.2021, 13:47) *
Нет, не получится. Спектр мягковат, он промежуточный, а не быстрый. И не всю кампанию.

Получится , получится . . . rolleyes.gif
Почти весь Оруж.плутоний наработан в Магнокс, ПУГР (графит- мягкий спектр) и в тяж.вод (еще мягче).
Более важным может быть - размеры мишени 238U

Автор: alex_bykov 1.7.2021, 16:48

QUOTE(barvi7 @ 1.7.2021, 16:30) *
Получится , получится . . . rolleyes.gif
Почти весь Оруж.плутоний наработан в Магнокс, ПУГР (графит- мягкий спектр) и в тяж.вод (еще мягче).
Более важным может быть - размеры мишени 238U

Э-э-э, нет. Тогда вам крышечку регулярно открывать придётся, а не раз в год, иначе 240+ плутониев насобираете. Более-менее чистый 239-й при длительном облучении можно только в быстром спектре получить и, желательно, именно в мишени из урана-238, не обогащённого по 235.

Автор: pappadeux 1.7.2021, 19:20

QUOTE(barvi7 @ 1.7.2021, 9:30) *
Получится , получится . . . rolleyes.gif
Почти весь Оруж.плутоний наработан в Магнокс, ПУГР (графит- мягкий спектр) и в тяж.вод (еще мягче).
Более важным может быть - размеры мишени 238U


нет, не размеры мишени, а время выдержки

или перегрузки на ходу, или частые остановы

Автор: barvi7 1.7.2021, 20:36

QUOTE(alex_bykov @ 1.7.2021, 16:48) *
Э-э-э, нет. Тогда вам крышечку регулярно открывать придётся, а не раз в год, иначе 240+ плутониев насобираете. Более-менее чистый 239-й при длительном облучении можно только в быстром спектре получить и, желательно, именно в мишени из урана-238, не обогащённого по 235.

И откуда в ПУГРе "крышечка . . . rolleyes.gif
И какая часть "мирового запаса" 239Pu накоплена в быстром спектре-реакторе . . .? sad.gif

Автор: alex_bykov 1.7.2021, 20:38

QUOTE(barvi7 @ 1.7.2021, 20:36) *
И откуда в ПУГРе "крышечка . . . rolleyes.gif
И какая часть "мирового запаса" 239Pu накоплена в быстром спектре-реакторе . . .? sad.gif

Я про ВВЭР-С, вообще-то. А в ПУГРе, да, реактор с "непрерывной" перегрузкой.

Автор: barvi7 1.7.2021, 20:38

QUOTE(pappadeux @ 1.7.2021, 19:20) *
нет, не размеры мишени, а время выдержки

или перегрузки на ходу, или частые остановы

Про "оптимальное" время облучения понятно . . .

И про "размеры":
Как при минимальном количестве 238U получить максимальное количество 239Pu ?
Именно" размером", "не в длину, а в ширину . . . " rolleyes.gif

Автор: pappadeux 2.7.2021, 17:36

QUOTE(barvi7 @ 1.7.2021, 13:38) *
И про "размеры":
Как при минимальном количестве 238U получить максимальное количество 239Pu ?
Именно" размером", "не в длину, а в ширину . . . " rolleyes.gif


раскатать в одноатомную фольгу, обернуть зону

Автор: Пенсионер 3.7.2021, 16:39

Цитата(nucl0id @ 1.7.2021, 9:18) *
Добрый день.
Я тут написал статью про планы новых энергоблоков на Кольской АЭС-2 (https://habr.com/ru/company/itsoft/blog/565392/) и записал видеоверсию (https://youtu.be/ITYV8XgjQbg), может кому будет интересно. Буду благодарен за содержательные замечания, но прошу сильно не критиковать - старался делать просто и понятно для широкой публики.

Вот Вы написали
"Еще в 80-е технологию по омоложению реакторов разработали. В 1989 году впервые на одном из самых старых реакторов ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской АЭС впервые была проведена операция так называемого отжига реактора." (с)

Но допустили небольшую ошибку по дате начала работ по восстановительному отжигу корпуса реактора ВВЭР-400. Ещё в 1988 году во время моей работы на энергоблоке № 1 Армянской АЭС производился отжиг при температуре 450 градусов. При этом "корзину" предварительно проверяли дозиметристы, т.е. её привезли уже "несвежую", после отжига ещё в 1987 году именно на НВАЭС-3 при температуре "всего" 430 градусов. Но вот что странно, в 1991 году на этом же корпусе реактора НВАЭС-3 провели повторный отжиг, но уже при более высокой температуре - 475 градусов. Интересно бы узнать причины повторного обжига по истечении такого маленького срока. Уточнили оптимальную температуру? Но как? По образцам-свидетелям?

Автор: vkadomski 27.9.2023, 15:43

http://nsrus.ru/files/ppt/20230915/Osipov.pdf

Я так понимаю что как минимум на Кольской будет 600ник в корпусе 1000ка, не будет вытеснителей, а будет регулирование ПС СУЗ и полноценная система борного регулирования.
Как-то ВВЭР-С скромнее выходит чем задумывалось, или нет?

Автор: alex_bykov 27.9.2023, 18:05

QUOTE(vkadomski @ 27.9.2023, 15:43) *
http://nsrus.ru/files/ppt/20230915/Osipov.pdf

Я так понимаю что как минимум на Кольской будет 600ник в корпусе 1000ка, не будет вытеснителей, а будет регулирование ПС СУЗ и полноценная система борного регулирования.
Как-то ВВЭР-С скромнее выходит чем задумывалось, или нет?

Скромнее. И даже его может не быть, поскольку пока "только бумага", а ведутся 2 проекта параллельно ВВЭР-С и ВВЭР-600.

Автор: pappadeux 27.9.2023, 21:28

QUOTE(alex_bykov @ 27.9.2023, 11:05) *
Скромнее. И даже его может не быть, поскольку пока "только бумага", а ведутся 2 проекта параллельно ВВЭР-С и ВВЭР-600.


но две петли/насоса и два ПГ у этих проектов одинаковые?

Автор: armadillo 28.9.2023, 11:40

а какие будут проекты в 2050 году по модернизации ВВЭР-600 в 1000нео....

Автор: nuc 28.9.2023, 13:59

QUOTE(Пенсионер @ 3.7.2021, 16:39) *
Вот Вы написали
"Еще в 80-е технологию по омоложению реакторов разработали. В 1989 году впервые на одном из самых старых реакторов ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской АЭС впервые была проведена операция так называемого отжига реактора." (с)

Но допустили небольшую ошибку по дате начала работ по восстановительному отжигу корпуса реактора ВВЭР-400. Ещё в 1988 году во время моей работы на энергоблоке № 1 Армянской АЭС производился отжиг при температуре 450 градусов. При этом "корзину" предварительно проверяли дозиметристы, т.е. её привезли уже "несвежую", после отжига ещё в 1987 году именно на НВАЭС-3 при температуре "всего" 430 градусов. Но вот что странно, в 1991 году на этом же корпусе реактора НВАЭС-3 провели повторный отжиг, но уже при более высокой температуре - 475 градусов. Интересно бы узнать причины повторного обжига по истечении такого маленького срока. Уточнили оптимальную температуру? Но как? По образцам-свидетелям?


Да. Вот это интересная тема. Кто-то компетентен в этом?

Автор: Пенсионер 20.10.2023, 18:28

Цитата(nuc @ 28.9.2023, 13:59) *
Да. Вот это интересная тема. Кто-то компетентен в этом?

Я думаю, "Гидропресс" (а именно Беркович В.Я.). Они многие корпуса ВВЭР-440 у нас и за границей отожгли. Если я знаю, а в последнее время по мере износа и на ВВВЭР-1000 начали переход. Только по непонятной мне причине притормозили.

Автор: Татарин 20.11.2023, 17:50

А вот интересно, насколько можно поднять среднее выгорание для ВВЭР-С, исходя даже из предполагаемых КВ=0.7?

Сейчас поднятию выгорания мешает (в том числе, но ограничивающе) начальное обогащение. В ВВЭР-С с этим должно быть чуть проще: на том же обогащении можно "ехать" дольше... так вот насколько?
В какой момент ограничением станет механика, конструктив, потеря прочности, распухание, выход газов и т.п.? Есть какие-то прикидки?

Может быть, ВВЭР-С станет сверхвыгодным просто потому, что у него и кампания, и промежутки между перегрузками будут дольше? Это уже считали?

Автор: AtomInfo.Ru 21.11.2023, 10:11

QUOTE(Татарин @ 20.11.2023, 17:50) *
А вот интересно, насколько можно поднять среднее выгорание


По нашим ВВЭР-С Асмолов конкретику не стал называть.

Американцы после TMI-2 увлекались спектральным регулированием (в проектах, естественно, не в железе). Цифры, что я помню по временам молодости, были примерно такие - в идеале можно увеличить выгорание на четверть.
Правда, есть нюанс. Тогда глубины были поменьше, чем сейчас.

Автор: Татарин 21.11.2023, 17:33

Цитата(AtomInfo.Ru @ 21.11.2023, 10:11) *
По нашим ВВЭР-С Асмолов конкретику не стал называть.

Американцы после TMI-2 увлекались спектральным регулированием (в проектах, естественно, не в железе). Цифры, что я помню по временам молодости, были примерно такие - в идеале можно увеличить выгорание на четверть.
Правда, есть нюанс. Тогда глубины были поменьше, чем сейчас.

Но это уже реальное преимущество для конечных пользователей, монетизируемое здесь-и-сейчас (в отличие от абстрактного сбережения нейтронов и накопления плутония, который некуда девать).
Мне странно, что на это не делают упора. И не только в рекламе... Например, ППР привязывают к перегрузкам. Можно получить бОльший КИУМ, если учесть бОльший срок работы топлива без перегрузок и сразу учесть это в оборудовании.

То есть, это нифига не второстепенный вопрос, а нечто, вокруг чего много чего вертится. Странно, что как-то тихарят. Ну, фиг с ними, с конкретными результатами и коммерческой тайной, но грубо, примерно, это должно быть общеизвестно - и разработчикам оборудования прямо сейчас, и эксплуатантам.

Автор: AtomInfo.Ru 21.11.2023, 18:28

QUOTE(Татарин @ 21.11.2023, 17:33) *
То есть, это нифига не второстепенный вопрос, а нечто, вокруг чего много чего вертится. Странно, что как-то тихарят. Ну, фиг с ними, с конкретными результатами и коммерческой тайной, но грубо, примерно, это должно быть общеизвестно - и разработчикам оборудования прямо сейчас, и эксплуатантам.


У Асмолова, конечно, качественный график, а не количественный. Но если смеха ради посмотреть, какой выигрыш в длине кампании он нарисовал, то как раз и получаются упомянутые 25%.


Автор: alien308 24.11.2023, 20:01

Что-то не впечетляет. Думал эффект поболе будет.

Автор: alien308 24.11.2023, 20:08

Извлечение вытеснителей без открытия крышки реактора? Так похорошему можно и крышку открывать и доставать вытеснители по быстрому.

Автор: Татарин 26.11.2023, 1:35

Цитата(alien308 @ 24.11.2023, 20:01) *
Что-то не впечетляет. Думал эффект поболе будет.

На графике видно, что начальный запас реактивности меньше, чем у ВВЭР.
То есть, можно сэкономить начальное топливо, можно выиграть в длительности кампании.
Судя по графику, решили "всего понемногу".

И вот тут есть непонятный момент: МОКС-топливо дорого, но энергетический плутоний, вроде как, дешевле урана-235.
Логика говорит, что если уж связались с МОКС, можно и нужно напихивать плутония по максимуму. Уж точно, что до уровня ВВЭР. Короче, пока не возникнут проблемы с транспортировкой и хранением. Нет особого смысла экономить на стартовой загрузке.

Логика экономия на обогащении топлива в открытом цикле в ЗЯТЦ не работает. Тут весь уран и плутоний оборотные - не догорело в этот раз, так сгорит в следующий, не так важно сколько этого плутония или урана-5 в сборке, это разовые траты.

В общем, непонятно.

Автор: pappadeux 27.11.2023, 7:40

а почему к концу кампании W/U сделали 2 как у ВВЭРов?

разве не хотели это отношение (слегка) увеличить?

вроде и смысл есть, и корпус(а) позволяют?

Автор: Kapa6ac 27.11.2023, 10:57

Цитата(pappadeux @ 27.11.2023, 7:40) *
а почему к концу кампании W/U сделали 2 как у ВВЭРов?

разве не хотели это отношение (слегка) увеличить?

вроде и смысл есть, и корпус(а) позволяют?


Это уже другая ТВС. У ВВЭР-1000 водно-урановое отношение близко к оптимальному. У ВВЭР-440 - нет.

Автор: Kapa6ac 27.11.2023, 11:07

У ВВЭР-С семикратные перегрузки и работа на пониженной в сравнении с ВВЭР-1200 мощности. Вытеснители опускают-извлекают в первые кампании. В расчетах виден эффект накопления плутония в относительно жестком спектре при опущенных вытеснителях и его последующего выжигания в при извлеченных вытеснителях в мягком спектре.
Эффект есть, но не впечатляет.

Автор: Татарин 27.11.2023, 15:43

Цитата(Kapa6ac @ 27.11.2023, 11:07) *
У ВВЭР-С семикратные перегрузки и работа на пониженной в сравнении с ВВЭР-1200 мощности.

Кстати, вот это тоже интересно: если расчётное удельное энерговыделение в ВВЭР-С снижено, то, по логике, топливо с тем же выгоранием должно работать в реакторе бОльший календарный срок?

То есть, я к чему - перезагрузки опять же должны быть реже (пропорционально), а КИУМ выше?

Автор: AtomInfo.Ru 27.11.2023, 17:13

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 21.11.2023, 10:11) *
Американцы после TMI-2 увлекались спектральным регулированием (в проектах, естественно, не в железе). Цифры, что я помню по временам молодости, были примерно такие - в идеале можно увеличить выгорание на четверть.
Правда, есть нюанс. Тогда глубины были поменьше, чем сейчас.


Посмотрел одну старую статью американскую. Да, память не подвела, действительно до 25% они обещали (на бумаге всё это, естественно, у них было).

Автор: ran 28.11.2023, 0:49

Цитата(AtomInfo.Ru @ 27.11.2023, 19:13) *
Посмотрел одну старую статью американскую. Да, память не подвела, действительно до 25% они обещали (на бумаге всё это, естественно, у них было).


До 25% ?!! Ни чего себе...

Русская версия Invision Power Board (http://www.invisionboard.com)
© Invision Power Services (http://www.invisionpower.com)