Регенерат, Вынос из Урановых резервов Опции

[alex_bykov]

Это какой же уровень обогащения у топлива ВВЭР-440 должен быть, чтобы иметь экономически оправданное выгорание 72 ГВт*сут/тонну?

4.95%
Не забывайте, это не среднее, это максимальное в выгружаемом топливе (таблетка).

[Didro]

А может именно регенерат, вплоть до от РБМК, использовать в качестве основы для организации солевого цикла в теплоносителе?

[VBVB]

А может именно регенерат, вплоть от РБМК, использовать в качестве основы для организации солевого цикла в теплоносителе?

Интересная идея использование уранового регенерата из ОЯТ ВВЭР-1000 или РБМК-1000 в теплоносителе ЯЭУ...
Очевидно, что после запуска завода РТ-2 такой регенерат из ОЯТ ВВЭР-1000 может появится в приличных количествах, поскольку предполагается, что к 2025 году РТ-2 мог бы выйти на уровень переработки от 1000 до 1700 тонн ОЯТ в год.
Регенерат от РБМК-1000 может появиться не так скоро и не столь в больших количествах.

Допустим, что среднее содержание остаточного урана-225 в регенерате от старых зон ВВЭР-1000 будет на уровне 0.9-0.7% и содержание урана-236 на уровне 0.5-0.65% соответственно.

Варианты использования этого типа регенерата в теплоносителе:
1) Водный теплоноситель первого контура ВВЭР
2) Водный теплоноситель последователей ВК-50
3) Вторичный водный теплоноситель БРЕСТ
4) Вторичный жидкосолевой теплоноситель БРЕСТ
5) Первичный жидкосолевой теплоноситель ЖСР
6) Вторичный жидкосолевой теплоноситель ЖСР

Использование регенерата из ОЯТ ВВЭР-1000 в водном теплоносителе первого контура ВВЭР может заменить часть борного поглотителя, сэкономить нейтроны, снизить их утечку, поднять низкий КВ с уровня 0.35-0.4 до 0.45-0.5.
Однако, производить перегрузку топлива и ППР станет гораздо проблематичнее. Реальным решением этого вопроса может стать использование конструкции активной зоны напоминающей шипингпортовскую на основе оксидного топлива из ВОУ-тория.
Тогда можно добиться перегрузки такой а.з. раз в четыре-пять лет, а не раз в год-полтора как сейчас.
Однако при использовании регенерата в первом контуре ВВЭРов ремонт теплообменников в случае течи может быть очень проблемным.

Использование регенерата в водном теплоносителе последователей ВК-50 кажется перспективным, но требует специальных эффективных сеппараторов, чтобы топливный материал и продукты деления с паром в турбину не забрасывались.

Использование регенерата во вторичном водном или жидкосолевом теплоносителе быстрого реактора типа БРЕСТ могло бы быть полезным, поскольку может позволить немного поднять КВ за счет эффективной утилизации замедленных нейтронов, прошедших корпус реактора и биозащиту. Но компоновку теплообменников нужно впритык к корпусу делать и погружать их во внешний бак с теплоносителем второго контура. Этакий бланкет с теплоносителем вторичным.
Опять таки проблема периодической очистки вторичного контура от ПД встает и вывод наработанного плутония-239 требуется.

При облучении обсуждаемого уранового регенерата в тепловом спектре легководников будет происходить наработка плутония-239, плутония-238, плутония-240 и плутония-241 (в порядке уменьшения доли).
Деление урана-235 также будет эффективным, но заметно менее эффективным будет деление урана-236 и урана-238. Нарабатываемые плутонии (238Pu, 239Pu, 241Pu) тоже будут эффективно делится.
Т.е. при непрерывном выводе плутония из легководного теплоносителя с регенератом можно добится его высокого топливного качества (доля целевого Pu-239 на уровне 85-90%).
Если же нарабатываемый плутоний из теплоносителя не выводить, то со временем получим высокофоновый плутоний с долей плутония-240 на уровне 35-45% как с ОЯТ тех же ВВЭРов. Нафига он такой нужен.

Но все эти схемы не годятся для экспортных дел, по явным противоречиям с нерапространенческими принципами. Следовательно, Росатому они нахрен не нужны...

Сообщение отредактировал VBVB - 17.9.2015, 16:03

[alex_bykov]

Не надо регенерат в контур ВВЭР совать. Во-первых, от продуктов деления чистить замаетесь, да и наведённая активность подскочит на порядки везде, а не только в зоне. Минусы от этого не только в эксплуатации, хотя течи из 1-го контура во второй и ГПД, особенно ИРГ, никто не отменял. Фиг вы обоснуете в этом случае выполнение ПДД по персоналу и населению.
Беда ещё и в том, что сама по себе "грязь" скажется и на возможности выявления негерметичного топлива. На заводах борются с поверхностным загрязнением твэлов, чтобы контур не фонил. На АЭС борются с последствиями разгерметизаций, чтобы остаточное загрязнение оболочек не забивало "полезный сигнал" от текущего твэла в пробе...

Нет уж, нафиг-нафиг.

[VBVB]

Не надо регенерат в контур ВВЭР совать...

Нет уж, нафиг-нафиг.

Абсолютно согласен.
От регенерата в теплоносителе первого контура ВВЭР вреда и минусов столько будет, что все плюсы многократно уступят.
Регенерат имеет смысл в ВВЭРах в смеси с собственным энергетическим плутонием выжигать, т.е. в варианте РЕМИКС.
Количество регенерата в имеющемся в РФ ОЯТ немалое, и этот ресурс в будущем не использовать

Как то уже подсчитывали, что к 2020 году в РФ будет около 30000 тонн ОЯТ. При этом ежегодно будет с отечественных реакторов идти по 700-720 тонн и около 200-230 тонн ОЯТ с зарубежных ВВЭР. При этом завод РТ только после 2022-2023 года сможет к уровню переработкп до 1000 тонн ОЯТ подойти. Т.е. сколько ОЯТ будет генерится, то почти столько будет и перерабатываться и соответственно подавляющую часть продукта переработанного ОЯТ будет составлять урановый регенерат.
Можно ориентироваться что к 2020 году ежегодно от переработки ОЯТ может выходить до 500-700 тонн регенерата.

Или же регенерат для использования в качестве основы топлива с низкокачественным высокофоновым плутонием и минорами для ЖСР можно рассматривать

Сообщение отредактировал VBVB - 17.9.2015, 21:14

[Didro]

Про планировавшийся для Костромской АЭС РБМКП-2400, с металлическим ураном, возможностью удвоения производства плутония, а также торий-плутонием.
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...303/8303611.pdf

[AtomInfo.Ru]

РЕМИКС отделил сюда http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1117 - Модератор