IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
5 страниц V   1 2 3 > »   
Reply to this topicStart new topic
> MOX в легководниках
AtomInfo.Ru
сообщение 24.2.2015, 10:57
Сообщение #1


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 572
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



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

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

Разница в 9 раз.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 24.2.2015, 12:44
Сообщение #2


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2015, 10:57) *
Интересные японские цифры по стоимости MOX-топлива.
http://atominfo.ru/newsk/r0328.htm

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

Разница в 9 раз.


Поэтому и надо убирать по максимуму переработку.
Тем не менее, мое предложение о жидкосолевом бланкете для "прорыва" у сирожиных деток вызвало шквал негатива и сплетен в мой адрес, хотя это снижение стоимости ТВС с вторичным топливом в 2-3 раза.

Сообщение отредактировал Didro - 24.2.2015, 12:44


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.2.2015, 13:42
Сообщение #3


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 24.2.2015, 11:57) *
1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.
В статьях разных при обсуждении МОХ-топлива для легководников обычно оперировали стоимостью МОХа на уровне 280-350% от уранового.
А тут в девять раз разница в цене. С такой экономикой для легководников с МОХом вообще смысла нет возиться.
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.2.2015, 14:29
Сообщение #4


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 24.2.2015, 13:44) *
Поэтому и надо убирать по максимуму переработку.

Выделение отдельной плутониевой фракции для создания топлива подпитки легководников действительно не имеет смысла.
REMIX-вариант более предпочтителен получается, однако постоянное добавление урана-235 17%-го обогащения к переработанному ремиксу тоже экономически не сильно хорошо. Если этот уран-235 есть регерат от ОЯТ исследовательских или транспортных реакторов или с БН-600, то схема REMIX приемлемый вариант, но если этот уран-235 17%-го обогащения отдельно производить надо, то это бредовая схема получается.

По сути имеем, что смесь U+Pu, которая может быть выделена из ОЯТ ВВЭР-1000 или РБМК обладает недостатком делящегося материала. В REMIX варианте этот недостаток предлагают компенсировать добавление урана-235 17%-го обогащения.
Но ведь можно делать и проще, добавив к смеси оятэшного U+Pu необходимое количество плутония из ОЯТ БНов. Тогда можно это смесевое топливо успешно прогнать через ВВЭР в качестве топлива подпитки и отложить на переработку. В таком ОЯТ после двух топливных компаний уран-235 почти весь повыгорит и его содержание будет на уровне около 0,25-0,3%, т.е. как в хвостах центрифужного производства. Плутоний из этого ОЯТ будет иметь долю нечетных изотопов около 55-60% и ему одна дорога - в БРЕСТ в смеси с нептунием и америцием ранее наработанным. Далее выжигание по максимуму и в хранилище на 40-50 лет.
Не видется особого смысла в многократном прокручивании REMIXа в ВВЭРах с постоянной подпиткой ураном-235 17%-го обогащения.

В принципе, плутоний из ОЯТ высокого выгорания от ВВЭР-1000/1200 будет иметь только половинчатое содержание нечетных изотопов, а половину четных изотопов, которые скорее выгорающий поглотитель, чем топливо для легководного спектра нейтронов.
IMHO, такому высокофоновому и низкокачественному плутонию три дороги есть.

Первая - в БРЕСТе с минорами выгорать по максимуму, попутно в жидкосолевом бланкете из тория нарабатывая уран-233. Схема интересная, но завязывается на успехе создания устойчиво работающего свинцового быстровика большой мощности.

Вторая - вместе с торием в ЖСРе палиться.
Вариант утилизации высокофонового и низкокачественного плутония в ЖСР устраняет весь массив проблем и возни с производством самого МОХ/REMIX-топлива, заполнения им ТВС и последующей утилизации такого ОЯТ. Плюс на выходе пригодных для лгководников уран-233 наработанный с помощью некачественного плутония иметь будем. Для выжигания высокофонового плутония с наработкой урана-233 не нужен ЖСР сверхмегамощности. Пять-шесть аппаратов тепловой мощностью по 1000-1500 МВт с генерацией высокотемпературного тепла для снабжения цеха электропирорепроцессинга и энергомощностью по 250-450 МВт. По сути промышленный завод для глубокой переработки сильновыгоревшего ОЯТ с утилизацией плутония и миноров на месте выделения и наработкой урана-233 в качестве товарного продукта.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.2.2015, 14:30


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 25.2.2015, 16:27
Сообщение #5


Эксперт
*****

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



QUOTE(VBVB @ 25.2.2015, 13:42) *
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?

пока что никуда, но есть вот такие планы:
"Рассматриваются также возможности возобновления экспортных поставок для нужд французской компании Г‰lectricitГ© de France (EDF) и начало работы с регенерированным ураном японских компаний"
ссылка

Сообщение отредактировал Smith - 25.2.2015, 16:28
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 25.2.2015, 19:43
Сообщение #6


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(VBVB @ 25.2.2015, 13:42) *
Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.
В статьях разных при обсуждении МОХ-топлива для легководников обычно оперировали стоимостью МОХа на уровне 280-350% от уранового.
А тут в девять раз разница в цене. С такой экономикой для легководников с МОХом вообще смысла нет возиться.
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?


Переработанное топливо действительно примерно в 20 раз дороже.
3 кратное у японцев было в качестве прикидки переработки колдерхола, который они хотели использовать на природном уране с последующей добавкой рециклированного плутония.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 25.2.2015, 19:47
Сообщение #7


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(VBVB @ 25.2.2015, 14:29) *
Первая - в БРЕСТе с минорами выгорать по максимуму, попутно в жидкосолевом бланкете из тория нарабатывая уран-233. Схема интересная, но завязывается на успехе создания устойчиво работающего свинцового быстровика большой мощности.

Вторая - вместе с торием в ЖСРе палиться.
Вариант утилизации высокофонового и низкокачественного плутония в ЖСР устраняет весь массив проблем и возни с производством самого МОХ/REMIX-топлива, заполнения им ТВС и последующей утилизации такого ОЯТ. Плюс на выходе пригодных для лгководников уран-233 наработанный с помощью некачественного плутония иметь будем. Для выжигания высокофонового плутония с наработкой урана-233 не нужен ЖСР сверхмегамощности. Пять-шесть аппаратов тепловой мощностью по 1000-1500 МВт с генерацией высокотемпературного тепла для снабжения цеха электропирорепроцессинга и энергомощностью по 250-450 МВт. По сути промышленный завод для глубокой переработки сильновыгоревшего ОЯТ с утилизацией плутония и миноров на месте выделения и наработкой урана-233 в качестве товарного продукта.


Тем не менее все движения все равно идут в плане свинцового быстровика большой мощности.
Поэтому вообще непонятно. когда за предложения по его существенному улучшению, людей стали принуждать к увольнению.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.2.2015, 20:30
Сообщение #8


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 572
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(VBVB @ 25.2.2015, 13:42) *
Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.


Удивился сам. Есть предположение, что японцы погорели по цене из-за сверхдолгого теххранения. Они вывезли ОЯТ давно, но принимать топливо не спешили. Естественно, хранение они обязаны были оплатить.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.2.2015, 20:51
Сообщение #9


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Smith @ 25.2.2015, 17:27) *
пока что никуда, но есть вот такие планы:
"Рассматриваются также возможности возобновления экспортных поставок для нужд французской компании EDF и начало работы с регенерированным ураном японских компаний"

Спасибо.
Интересно, почему регенерат урановый из японского ОЯТ столь долгое время лежит без дела?
Некий запас сырья на случай мутных времен?
Топливо с регенерата уранового из-за необходимости цикла смешения с НОУ и конверсии, что гораздо дороже обычного получается?

Кажется, что топливо урановое из регенерата явно дешевле МОХа будет. Однако японцы почему то охрененно дорогое МОХ пользовали в своих BWR, а топливо с регенерата видимо массово не использовали.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.2.2015, 21:15
Сообщение #10


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 25.2.2015, 20:43) *
Переработанное топливо действительно примерно в 20 раз дороже.
3 кратное у японцев было в качестве прикидки переработки колдерхола, который они хотели использовать на природном уране с последующей добавкой рециклированного плутония.

IMHO, МОХ из ОЯТ высокого выгорания легководниковов для питания легководников использовать это изощренный вариант саморазрушения атомной энергетики с экономической точки зрения.
МОХ-топливо для подпитки легководников или от безвыходности в условиях недопоставок уранового сырья или при затаривания складов энергетического плутония от переработки ОЯТ. Причем если первичный МОХ это дорогой и радиотоксичный продукт, но то при переработки такого ОЯТ появляется РЕМОХ еще более дорогой по стоимости, более низкокачественный и высокорадиотоксичный из-за большей доли Pu-240 и Pu-242.
В добавок сжигание МОХа и РЕМОХа в легководниках - генерация в еще больших количествах высокорадиотоксичного америция и кюрия. И рост проблемы из-за необходимости утилизации америция и кюрия (выжигание/хранение долговременное).

IMHO, высокофоновый плутоний из ОЯТ современных и строящихся легководников с высокоми характеристиками выгораниями должен использоваться лишь однократно без повторной переработки. Причем в наиболее простом и удешевленном варианте производства топлива из такого плутония.
Варианты использования высокофонового плутония.
1) в тяжеловодниках в виде REMIX смеси из ОЯТ в виде вибротоплива;
2) в БНах в виде вибротоплива на основе инертной матрицы типа ZrO2 в ТВС с увеличенной бланкетной зоной из обедненного урана или тория. Причем конструкция ТВС должна позволять легко извлекать бланкетные стержни для переработки;
3) в СВБР или БРЕСТе в виде смешанного топлива с минорами;
4) в ЖСР в качестве утилизируемого топливного компонента в смесях типа PuF3-ThF4-NaF-LiF и PuCl3-ThCl4-NaCl(LiCl)-KCl-MgCl2(AlCl3). Рециклинг фторидной топливной смеси газофторидный через летучие MeF6. Для хлоридных топливных смесей рециклинг пироэлектрохимический.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.2.2015, 21:48


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Pakman
сообщение 25.2.2015, 23:04
Сообщение #11


Он знает ТОТ
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 402
Регистрация: 3.4.2011
Из: Питер
Пользователь №: 33 050



Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да? smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
LAV48
сообщение 26.2.2015, 0:00
Сообщение #12


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 722
Регистрация: 14.3.2011
Из: 34
Пользователь №: 32 154



Цитата(Pakman @ 25.2.2015, 23:04) *
Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да? smile.gif

Яркий пример взаимосвязанности тем с примером перетекания из одной в другую smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 26.2.2015, 1:59
Сообщение #13


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Pakman @ 26.2.2015, 0:04) *
Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да? smile.gif

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

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

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 26.2.2015, 2:00


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
asv363
сообщение 26.2.2015, 12:00
Сообщение #14


Участник-писатель
*******

Группа: Patrons
Сообщений: 5 578
Регистрация: 20.8.2012
Из: Россия, Москва
Пользователь №: 33 670



QUOTE(VBVB @ 26.2.2015, 1:59) *
Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

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

QUOTE(VBVB @ 26.2.2015, 1:59) *
IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.

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

QUOTE(VBVB @ 26.2.2015, 1:59) *
Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

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

P.S. Содержательную часть попробую прокомментировать позже.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 26.2.2015, 12:43
Сообщение #15


Эксперт
*****

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



QUOTE(asv363 @ 26.2.2015, 12:00) *
Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

Учитывая, что речь идет о горизонте 30-го года (это при самом оптимистичном варианте развития событий), то вполне хватит. Ведь помимо Маяка (согласно открытой информации, уже сейчас более 50 т энергетического плутония накоплено), на полную мощность к 20-му году должен заработать ОДЦ, который будет перерабатывать 250 т ОЯТ ВВЭР-1000 в год. При содержании плутония в нем на уровне 1%, имеем на выходе 2,5 т/год.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 26.2.2015, 13:02
Сообщение #16


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(VBVB @ 25.2.2015, 21:15) *
IMHO, МОХ из ОЯТ высокого выгорания легководниковов для питания легководников использовать это изощренный вариант саморазрушения атомной энергетики с экономической точки зрения.
МОХ-топливо для подпитки легководников или от безвыходности в условиях недопоставок уранового сырья или при затаривания складов энергетического плутония от переработки ОЯТ. Причем если первичный МОХ это дорогой и радиотоксичный продукт, но то при переработки такого ОЯТ появляется РЕМОХ еще более дорогой по стоимости, более низкокачественный и высокорадиотоксичный из-за большей доли Pu-240 и Pu-242.
В добавок сжигание МОХа и РЕМОХа в легководниках - генерация в еще больших количествах высокорадиотоксичного америция и кюрия. И рост проблемы из-за необходимости утилизации америция и кюрия (выжигание/хранение долговременное).

Вы сами помните на чем такие расчеты основывались - средина 70х, нефть под 40$/бар (по покупной стоимости как сейчас 200-250$), везде визг про истощение нефти-газа к концу 80х...


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 27.2.2015, 21:40
Сообщение #17


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(asv363 @ 26.2.2015, 13:00) *
Чьи ошибки Вы имеете в виду?

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

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

Цена же МОХ топлива для легководников с производственной точки практически близка к цене МОХ-топлива для БНов. Но при этом, БНы по сравнению с ВВЭР не так сильно поганят состав плутония в МОХ-ОЯТ, имеют в два раза больший КВ и эффективно делят четные изотопы. Плюс переработка МОХ-ОЯТ БНов экономически более целесообразна, чем МОХ-ОЯТ от ВВЭРов.
Поганить среднефоновый плутоний из ОЯТ первых топливных кампаний ВВЭР-440 в ВВЭР-1000/1200 будет явной ошибкой.
QUOTE(asv363 @ 26.2.2015, 13:00) *
Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна.

Ничто не мешает строить двухблочные АЭС в качестве референтных блоков. Например один блок ВВЭР-ТОИ, а второй какой нибудь ВВЭР-1300-СУПЕР.
QUOTE(asv363 @ 26.2.2015, 13:00) *
Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).
Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

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

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

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

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

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

Сообщение отредактировал VBVB - 28.2.2015, 0:29


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
arcanist
сообщение 28.2.2015, 0:04
Сообщение #18


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 210
Регистрация: 28.7.2014
Пользователь №: 34 017



ну может быть идет рассчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 28.2.2015, 0:41
Сообщение #19


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(arcanist @ 28.2.2015, 1:04) *
ну может быть идет расчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?

Везде где идет речь о будущем ВВЭР-С всегда говорится, что этот реактор будет работать на смесях уранового и МОХ топлива, способен работать на чистом МОХ и будет в ближайшие 70-80 лет основной рабочей лошадкой российской атомной энергетики.

Складывается ощущение, что насчет перспектив использования в ВВЭРах тория согласованного мнения так и не выработано. Скорее выраженное отрицательное отношение.
Хотя может вариант подпитки ВВЭРов торий-содержащим топливом и рассматривается как некоторая возможная опция для перспективных иностранных заказчиков новых версий ВВЭР типа Индии, Турции или Аргентины.

Складывается ощущение, что промышленная наработка урана-233 для нужд российской АЭ пока всерьез не рассматривается. Логика проста - типа зачем заморачиваться с ториевым топливом и получением урана-233 если на складе делящихся материалов есть халявный (бесплатный для Росатома) плутоний, выделенный на заводе РТ-1.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 27.9.2015, 18:41
Сообщение #20


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



http://atominfo.ru/newsl/s0731.htm
QUOTE
Суммарные запасы ОЯТ, накопленные во всём мире, превышают 240 тысяч тонн.

Такие данные привёл на симпозиуме WNA, прошедшем в начале сентября в Лондоне, вице-президент "GE Hitachi Nuclear Energy" Дэвид Пауэлл.

Даже если грубо принять, что из этого количества только около 200 тысяч тонн составляет ОЯТ от легководников и среднее содержание плутония в таком ОЯТ около 7-9 кг на тонну, то общее количество плутония в этом ОЯТ около 14-18 тысяч тонн!!!

Если этот плутоний выделить, то из него можно наделать почти 200-250 тысяч тонн топлива для легководников.
Этого количества могло бы хватить, что бы в течении 60 лет подпитывать по трети а.з. в 460-570 легководных реакторов мощностью по 1000 МВт(эл.).

И после этих чисел как можно говорить о том, что ОЯТ не нужно перерабатывать.


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

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

 



Текстовая версия Сейчас: 15.4.2021, 21:13