Версия для печати темы

Автор: 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.

Автор: Didro 24.2.2015, 12:44

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.

Автор: 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?

Автор: VBVB 25.2.2015, 14:29

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.

Автор: Smith 25.2.2015, 16:27

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"
http://www.tvel.ru/wps/wcm/connect/tvel/tvelsite/presscentre/news/3bff8700476c728db5cbf79c43f67023

Автор: Didro 25.2.2015, 19:43

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.

Автор: Didro 25.2.2015, 19:47

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.

Автор: AtomInfo.Ru 25.2.2015, 20:30

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.

Автор: VBVB 25.2.2015, 20:51

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.

Автор: 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).

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.

Автор: Pakman 25.2.2015, 23:04

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

Автор: LAV48 26.2.2015, 0:00

Яркий пример взаимосвязанности тем с примером перетекания из одной в другую

Автор: VBVB 26.2.2015, 1:59

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%83%D0%BF%D0%B5%D1%80-%D0%B2%D0%B2%D1%8D%D1%80-%D0%B4%D0%BB%D1%8F-%D1%81%D0%B2%D0%B5%D1%80%D1%85%D0%B7%D0%B0%D0%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.

Автор: asv363 26.2.2015, 12:00

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


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).


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

P.S. Содержательную часть попробую прокомментировать позже.

Автор: Smith 26.2.2015, 12:43

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.

Автор: Didro 26.2.2015, 13:02

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...

Автор: VBVB 27.2.2015, 21:40

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.

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

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.

Автор: arcanist 28.2.2015, 0:04

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

Автор: VBVB 28.2.2015, 0:41

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.

Автор: VBVB 27.9.2015, 18:41

http://atominfo.ru/newsl/s0731.htm

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.

Автор: Татарин 27.9.2015, 18:52

Смешно не это. Ненужность переработки ОЯТ легко обосновать а) наличием дешёвого природного урана; б) грязностью процесса.

А вот тяга к сверхвысоким КВ у быстрых реакторов - да, таки становится анекдотичной.
Возникает совершенно естественный вопрос: нафига нарабатывать больше (больше, ещё больше!) "реакторного" плутония, если уже имеющийся сейчас уже рассматривается даже не как бесплатный материал, а как мусор с отрицательной стоимостью?

Автор: AtomInfo.Ru 27.9.2015, 18:57

КВа БРЕСТа чуть-чуть более 1.

Так что о сверхвысоких КВ уже забывают.

Автор: Didro 27.9.2015, 20:36

Чуток ошиблись, вроде как на порядок поменьше.

Автор: Didro 27.9.2015, 20:37

А разве это не в АЗ?
Вроде этим обосновывают этот "прорыв".

Автор: AtomInfo.Ru 27.9.2015, 20:39

КВа.

То есть, это именно в активной зоне.

Автор: Didro 27.9.2015, 20:43

Да, недосмотрел, просто фраза что не гонятся за высокими КВ, несколько не то, ведь в БН сейчас КВа~0,7-0,8, и даже с МОХ ожидаемый не дотянет до 1.

Автор: pappadeux 28.9.2015, 2:43

9кг на тонну это ~1%

от 200тт один процент это 2тт

Автор: VBVB 28.9.2015, 11:12

Вы правы, порядок потерялся. Кто не ошибается...

Ну допустим, будем иметь в ОЯТ имеющимся от легководников около 1800 тонн плутония.

Если принять, что МОХ концентрацию для новых проектов может иметь на уровне 7.5-8.0% по плутонию, то получается, что из плутония энергетического можно произвести 22500-24000 тонн МОХ топлива.
Если гигаватник в год потребляет 21 тонну топлива и МОХа в зоне толькот треть, то 22500-24000 тонн МОХ топлива способно обеспечить 3215-3430 ГВт*реакторо-лет. Или соответственно 60 лет работы 53-57 единиц гигаватных легководников.
Но при работе реактора ведь снова в а.з. плутоний будет нарабатываться, и если консервативно принять для будущих легководников КВ=0.5, то при гибридном МОХ-цикле имеем удвоение количества МОХ-топлива (1+0.5+0.25+...=2). Кроме того плутоний в МОХе выгорает неполностью и его остается в ОЯТ около трети от первоначального. Если МОХ рециклировать, то получаем возврат плутония в ЯТЦ на уровне 30%.

Тогда получается, что 1800 тонн плутония из имеющегося ОЯТ может обеспечить в течении 60 лет работу 123-131 единицы гигаватной мощности легководников.
Ну или такое количество плутония способно поддерживать парк из около 250 БНов мощностью по 900-1000 МВт.

Как не считай, а все равно получается, что игнорировать ресурсный плутоний в ОЯТ, относя ОЯТ к отходам , ошибочная позиция многих стран.

Автор: VBVB 28.9.2015, 11:41

Если пристально посмотреть на развитие быстрой программы во Франции, США, Великобритании и СССР, то складывается впечатление, что быстрые реакторы в первую очередь интересовали ЯОК этих стран как высокоэффективные наработчики высокочистого оружейного плутония в бланкетах из обедненного урана. Эксплуатация быстровиков тестовых почти совпала с принятием на вооружение этих стран крылатых ракет с ЯГЧ, хранимых в торпедном отсеке.
Такой плутоний высокочистый по уровню 239-изотопа - низкофоновый и позволяет заметно дозы снизить для экипажа лодок. Как только наработали достаточное количество такого плутония, так быстрые программы и прикрыли.

Один только СССР по инерции тянул БН-600 как реактор двойного назначения и РФ ввязалась в дальнейшее продолжение быстрой программы в виде БН-800.
Те же индусы БН свой строят в первую очередь как высокоэффективный наработчик высокочистого плутония для нужд ЯОК, а уж потом его рассматривают как экспериментальный энергетический реактор.

В принципе, для БНов на текущем этапе развития совсем не обязательно полностью работать на МОХ-топливе и иметь КВ более 1.
Вполне кажется приемлемым, если бы на современных БНах для энергетики 65-75% зоны было на МОХе и КВа был бы более 0.8. Гнаться за суперпараметрами бессмысленно, а умеренные проектные характеристики позволили бы проще такие БНы строить и эксплуатировать.

Всяко лучше бы было легководников и тяжеловодников ныне используемых в энергетике. Да и плутоний из ОЯТ бы без дела не валялся.

Автор: Didro 28.9.2015, 16:43

Все это понятно, но пока главная проблема в стоимости переработки, и в дополнение уже миноры.
Все же, как ни крути, а придется жидкосолевики рано или поздно начать делать.

Автор: LAV48 29.9.2015, 0:11

Следуя этой логике можно обвинять, например, Японию?


Но собственно у меня несколько другой, может быть даже слегка странный вопрос.
Отличаются ли конструктивно, с точки зрения геометрии, MOX сборки?
Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX?

Автор: VBVB 29.9.2015, 0:23

Совершенно согласен.

Уже вполне очевидно большинству специалистов, что БНы не смогут полноценно решить все сложные аспекты плутониевого ЯТЦ. Однако, в ближайщем будущем в некотором количестве БНы все таки придут на смену легководникам. И в основном по причине более эффективного сжигания накопленного плутония с более выгодными величинами воспроизводства. Но не верю, что БНы смогут массово заменить легководники.

Однако для быстровиков не решены ни вопросы массового промышленного изготовления МОХ-топлива из высокофонового плутония, ни вопросы эффективной и недорогой переработки МОХ ОЯТ, ни вопросы повышенной генерации трансплутонидов, ни вопросы их утилизации. И есть ощущение, что на решение этих проблем могут уйти десятилетия, а времени у человечества не так много по энергоресурсам.

Жидкосолевики - наиболее реальные аппараты для высокоэффективной и упрощенной утилизации высокофонового энергетического плутония с генерацией электроэнергии и высокотемпературного промышленного или хозяйственного тепла. Однако у них есть реальная проблема в генерировании высокочистых оружейных материалов, которые можно непрерывно выводить на стадии производства и скрытно уводить из ЯТЦ. Нераспространенческий фактор - основная проблема для масштабного внедрения жидкосолевых энергетических реаторов в мировую атомную энергетику. И от этого факта никуда не деться.

Хотя вон те же японцы додумались ведь на BWR в гомогенном режиме хитро уран-233 втихоря генерить. Так что очевидно уже, те же легководники в умелых руках могут успещно для скрытной наработки делящихся материалов применяться.

Автор: VBVB 29.9.2015, 0:43

Есть четкая увереность, что ни одна страна просто так не строила экспериментальный быстровик, не рассматривая его как участника оружейной программы. А та же Япония два быстровика эксплуатировала. Но типа не пойман - не вор. Хотя у большинства специалистов нет сомнений в наличии у Японии скрытого запаса делящихся материалов, устройств и носителей. Но японцы не уникальны в этом случае. Тот же Израиль более вызывающий пример, или Германия, или Бразилия.

Автор: VBVB 29.9.2015, 1:03

Так может оказаться, что для ответа на этот вопрос на форуме местном может просто не оказаться соответствующего специалиста. В РФ то опыта сжигания МОХа в легководниках нет.

Общая логика такая, более жесткий нейтронный спектр - большее деление хорошо делящихся изотопов 238Pu, 239Pu, 241Pu при меньшей доле захватов нейтрона без деления. Меньшая жесткость нейтронного спектра - больший захват нейтронов фертильными в легководном нейтронном спектре изотопов 240Pu и 242Pu и подъем вверх по трасплутонидной цепочке. Чем большее выгорание МОХ-топлива в легководнике, тем гораздо больше образуется миноров. Рост наработки миноров почти идет по экспоненте при превышении выгорания топлива больше 40 ГВт*сут/тонну.

Америций-241 происходит в основном из плутония-241 при хранении ОЯТ, но в меньших количествах генерится и в реакторах при работе с МОХом. Из америция-241 генерится америций-242m. А из короткоживущего плутония-243 получается америций-243.
В ОЯТ из миноров больше всего америция-241 и америция-243.

Кюрий-242 генерится из бета-распада америция-242, а кюрий-244 и кюрий-245 из ветки захватов нейтронов америцием-243 и превращением в короткоживущий америций-244 с последующим бета-распадом.
Из кюриев в свежем ОЯТ больше всего кюрия-244, кюрия-245 и кюрия-242.

В имеющихся легководниках из-за особенностей конструкции невозможно добиться эффективной утилизации МОХ-топлива без генерирования значительного количества миноров. Перспективный ВВЭР-СКД может улучшенно утилизировать МОХ, но все равно проблему накопления миноров не решает.

Только быстровики и жидкосолевики с быстрым/промежуточным спектром могут эффективно миноры утилизировать.

Автор: Pakman 29.9.2015, 1:39

ВХР соблюдать надо.

Автор: VBVB 29.9.2015, 2:35

Интересно отметить, что при близких уровнях выгорания уранового и МОХ-топлива реактор типа BWR генерит в среднем в 1.5-2.5 раза больше разных изотопов америция и кюрия, чем реактор PWR-типа.

РБМК тоже оказываются хорошие наработчики миноров на высоких уровнях выгорания топлива по сравнению с ВВЭРами.

Это к вопросу о роли жесткости нейтронного спектра в выгорание разных изотопов плутония и генерацию миноров трансплутонидных в ОЯТ.

Автор: alex_bykov 29.9.2015, 11:43

Скажу, что я против, но мотивация у меня иная, чем, например, у VBVB. Геометрия топлива существующих легководников оптимизирована не только под нейтронку. Беда в том, что она - продукт компромисса нейтронки, гидравлики, термомеханики. Начнёте менять что-то одно, например, менять шаг твэлов, получите проблему в чём-то другом (теплосъёме или механической устойчивости). А проектировать новый легководный аппарат под МОХ - так это лучше вписаться в существующие программы (например ВВЭР-СКД), пока они не закостенели.

Автор: AtomInfo.Ru 29.9.2015, 12:34

Если про легководники, то размеры сборки такие же, как урановые, т.к. MOX-топливом загружают только часть активной зоны, т.е. и урановые, и MOX постоянно находятся в зоне одновременно.

Внутренности MOX-сборок оптимизируют давно.

P.S. Влиять на спектр лучше с помощью вытеснителей. Это давняя идея, реактор с изменяемым спектром по ходу кампании. У нас это проект ВВЭР-С.
В случае вытеснителей переделки геометрии кассеты практически не требуется.

Автор: VBVB 29.9.2015, 23:17

Smith в теме по германским АЭС спросил:

На волне отторжения АЭ у немцев можно за их же деньги выманить большую часть их запаса наработанного энергетического плутония в виде ОЯТ.
В сумме с нашим потенциальным запасом энергетического плутония и немецким могли бы выйти на третье место по запасам плутониевого ресурса после США и Франции, обогнав Великобританию и Японию.

Запас отечественного энергетического плутония на конец 2015 года около 151-153 тонн может составлять + еще 34 тонны списанного военного. Т.е. около 186 тонн. Вот если бы с немцев еще тонн 120-130 выманить, то вообще все хорошо было в плане топлива для АЭС в РФ.

Допустим тогда к 2025 году могли бы мы иметь отечественного плутония энергетического около 230-233 тонн, а с немецким в сумме уже 350-360 тонн. А это уже почти эквивалент 4670-4750 тонн МОХ топлива, которое можно по половине зоны в ВВЭР-СКД грузить и обеспечить работу 7-8 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет без учета рецикла МОХа.

С учетом рецикла МОХа из ВВЭР-СКД и притока плутония из ОЯТ ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, РБМК-1000 оперативный запас плутония позволил бы решить топливный вопрос для 18-22 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет.

Включая урановый регенерат из ОЯТ в потребление, могли бы на запасе отечественного и немецкого плутония спокойно решить на ближайшие 60-70 лет вопросы топливообеспечения 20-25 ГВт(эл.) мощности от ВВЭР-СКД и еще иметь 4-6 ГВт(эл.) от БНов/БРЕСТОв.

Итого, при получении немецкого энергетического плутония вместе с отечественным запасом плутония, вопрос снабжения топливом 25-30 ГВт(эл) атомных мощностей в РФ на ближайшие 60-70 лет относительно просто решается.

Автор: Alx 30.9.2015, 1:01

Если освоена переработка ОЯТ от ВВЭР-1000 и РБМК, если освоено масштабное производство МОХ-топлива, если спроектированы, в достаточном количестве построены и работают АЭС с использующими МОХ-топливо реакторами и оборудованием для обращения с ним …

Автор: VBVB 30.9.2015, 1:36

А есть другие более простые варианты, чем вами выше перечисленные?

В налаживании переработки ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000 нет ничего сверхестественного. Все решаемо за разумные сроки.

Масштабное производство МОХ-топлива эта также решаемая проблема с привлечением разумного количества финансов и специалистов в относительно небольшие сроки.

Проектирование ВВЭР-СКД, ориентированного на работу с МОХ-топливом идет кое-как. Будут финансы и политическое решение, так относительно быстро смогут форсировать разработку проекта и строительство прототипа. Правда пока непонятно сколько времени его до ума доводить будут и сможет ли ВВЭР-СКД срок до 60 лет эксплуатации иметь.

В качестве альтернативы технически непростому ВВЭР-СКД для сжигания МОХ-топлива на первичном этапе программы утилизации энергетического плутония в РФ может выступать проектируемый ВВЭР-Супер, который более проработан в деталях и реален к постройке в разумные короткие сроки при свовременнном и полном финансировании.

Все эти вопросы вполне решаемы. И гораздо более простыми методами и технологиями, чем которые адамовцы в варианте смешанное нитридное топливо + БРЕСТ развивают.

Автор: Didro 30.9.2015, 6:49

Они не ищут простых и недорогих путей, вспомните Александрова и историю РБМК.

Автор: Smith 30.9.2015, 9:36

если стоит задача просто утилизировать плутоний, то тут, конечно, не надо огород из быстрых РУ городить, а если все же ставим цель именно освоения ЗЯТЦ, то ВВЭРами одними сыт не будешь. это я не к тому, что "свинец - всем делу венец", а лишь для прояснения позиции.

Автор: LAV48 30.9.2015, 12:26

И всё же надо начинать пробовать жечь плутоний в существующих ВВЭРах, - это даст и толчок к развитию производства MOX, и сократит "технологическое отставание" от тех же французов в области конкуренции на экспортных рынках (иметь апробированную возможность, пусть и не выгодную, всё равно плюс).

Автор: VBVB 30.9.2015, 13:10

Абсолютно согласен.

По-любому МОХ-придется сжигать и ВВЭРах. Им через несколько десятилетий может просто не хватить доступного природного урана.

Поставка ВВЭР за рубеж должна сопровождаться официальной гарантией, что в течении срока службы реактора (50-60 лет) РФ обязуется при желании владельца полностью снабжать его топливом, в том числе и МОХ.
Тогда многие заказчики будут полностью уверены, что пока РФ будет существовать, то проблем у них с топливом для реактров российского ппроизводства не будет, поскольку запасы плутония в РФ физические и существенные, в отличии от гипотетических перспективных месторождений недобытого урана.

Автор: VBVB 30.9.2015, 13:17

Одним сжиганием плутония в ВВЭРах судьбу АЭ в РФ не решить, поскольку ВВЭРы банально больше расходуют и поганят плутония чем производят.

Поэтому быстрые реакторы, особенно те которые способны в варианте режима повышенной наработки производить плутония больше чем производят, явно нужны и эти проекты должны финансироваться и развиваться.

А вот какие это быстрые реакторы будут - БНы, БРЕСТы или какой-нибудь ВТГР время покажет.

Автор: AtomInfo.Ru 30.9.2015, 13:37

Ну тогда правильно сначала вспомнить те трудности, о которых говорилось в середине нулевых, когда такой вариант был реален.
По порядку вспоминания, не по значению.

1) У MOX-сборок в LWR более высокая коррозия (разгерметизация!)
2) Кардинальное изменение системы СУЗ (так как бета плутония-239 много меньше беты урана-235) - возможно ли добавить новые стержни? возможно ли перейти на обогащённый бор в сузах?
3) Свежее MOX-топливо нельзя долго хранить на складе
4) Транспортировка MOX более дорогая
5) Обогащение по делящимся в MOX для LWR выше => меньше 238U, хуже температурный и проч. эффекты реактивности, важные для безопасности
6) Переработку ОЯТ MOX долго и с огромным трудом осваивают (и справляются) французы; у нас опыта такого нет, придётся либо тратить время и деньги (и того, и того помногу), либо обращаться к французам за помощью (дорого и Мистраль).

Это то, что вспомнил.

Автор: alex_bykov 30.9.2015, 15:11

VBVB, добавлю ещё одно замечание: контракты на поставку топлива для тех блоков, которые строят по нашим проектам в последние годы, ТВЭЛ и так предлагает на весь срок службы (те же Х-2, Р-4 тому примером, да и Пакш изначально был отнюдь не 10-летним). Причина проста - чем длиннее контракт, тем проще прогнозировать загрузку мощностей, больше можно выделять на НИОКР и т.д. (несмотря на более низкую стоимость топлива для потребителя в этом случае). Но ведь далеко не все идут на это...

Автор: LAV48 30.9.2015, 23:49

1, 2 - именно для преодоления этих трудностей нужно начинать, дорогу осилит идущий.
3 - пока (не) дойдёт до реального экспорта, это не трудность.
4 - экономические показатели вообще не в пользу MOX, пока...
5 - эту задачу надо решать и видимо в комплексе с 2.
6 - пожалуй самая большая проблема, она не решится сама по себе. Предложил бы ассоциацию: "Пить, курить - вредно, а здоровым помирать - жалко.", оно ж нас не останавливает
Что же касается французов, то "тема мистралей" тут не показательна, придут другие политики, может всё развернётся (а может и нет).
P.S. Собственно и в расчёте на опытную эксплуатацию MOX, можно б было не медлить с вводом новых мощностей (время простоев при "опытах" явно выше).

Автор: AtomInfo.Ru 30.9.2015, 23:57

LAV48,

я не к тому, что MOX в легководнике - нечто нерешаемое. Французы же решили.

Но к тому, что перед тем, как подходить к снаряду, стоит вспомнить опыт предыдущего подхода.
А мысли про MOX в ВВЭР в России были, и проработки велись. Есть смысл их вспомнить, какие были найдены трудности.

Собственно, ту же плавучую АЭС в своё время ругмя ругали за то, что они делали вид, что самые первые, и что никакого Стёржиса не было. Не говоря уж о неатомных попытках сделать плавучие станции. Такой подход неправильный.

Поэтому и записал в ветке то, что помню с предыдущей попытки по MOX в ВВЭР.

Автор: LAV48 1.10.2015, 0:15

AtomInfo.Ru, Пронумерованный список есть, осталось поставить галочки "выполнения"

Автор: Alx 1.10.2015, 1:21

Я писал к Вашим словам "относительно просто решается". В моем восприятии, в лучшем случае, на практике - очень непросто.

За развернутый ответ спасибо.

Автор: Alx 1.10.2015, 1:34

Наткнулся в интернете на перечень проблем в научно-популярном изложении:
http://www.polar.mephi.ru/ru/conf/2005/2_bezopasnost/2_soldatov.html
Как раз тех лет, когда разговоры о МОХ применительно к Балаковке были, если ничего не путаю.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 8:29

Да, именно к Балаковке.

И это был MOX из оружейного плутония.
В MOX из реакторного плутония некоторые проблемы только усугубятся.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 8:37

А этот момент мне казался с точностью до наоборот.

Интересно, за счёт чего он более отрицательный? Восьмого же меньше.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 8:51

Вообще прежде чем говорить о MOX в LWR, стоит вспомнить, откуда тема взялась.

Никакого великого открытия в том факте, что вместо урана в топливо можно засунуть плутоний, нет.

Простейший поиск по базе INIS сразу даёт МАГАТЭшный сборник 1962 года. А там:

Разве что сокращение MOX тогда ещё не использовали.
Возможно, что более тщательный поиск даст и ещё более ранние ссылки.

Тем не менее, практически тему MOX в LWR развивают только французы. Развивают грамотно и хорошо, но почему они за неё взялись?

У французов произошёл несчастный случай. Они спокойно готовились к замыканию цикла с быстрыми реакторами, построили Суперфеникс, развили топливную базу (переработку и MOX).
И тут внезапно к власти прислонились зелёные, и Суперфеникс был закрыт. Печальная история этого реактора описана хорошо, есть даже у нас на сайте.

Тогда французы, чтобы не потерять всё вложенное в топливный цикл, перенастроили его на PWR. И называли это временной мерой - поработаем, поживём, дождёмся, когда политики сменят гнев на милость, и вернёмся к нормальному циклу с БН.
Но нет ничего более постоянного, чем временное.

Короче говоря, промышленное применение MOX в легководниках во Франции появилось в результате форс-мажора политического характера и не было стратегическим выбором с самого начала.

Автор: VBVB 1.10.2015, 12:38

Если ориентироваться в РФ на сжигание плутония только в перспективных БНах, то судьба АЭ в РФ будет предсказуемая, в негативном в сценарии.
Допустим, что сейчас бы стали ориентироваться на строительство модели БН-880, ну и сколько бы единиц смогли бы построить до 2030 года?
Еще добавочные две-три штуки? Это при условии, что как-то бы решили вопрос с натрием для них.

Так очевидно же, что ни три, ни четыре БНа не исправят текущую ситуацию в российской АЭ. Посколько БНы невероятно долго и дорого строятся и требуют критических компонентов, производства которых нет в РФ. В ситуации, когда экономически оправданным считается БН-1200, который вообще отсутствует в виде законченного проекта, можно заведомо предполагать, что в ближайшие 20-30 лет толку особого от БНов в отечественной АЭ не будет.

Сколько к 2050 году БНов в РФ построено может быть? Пять-шесть штук или менее?

С БРЕСТ-1200 ситуация вообще на порядок хуже, с таким же успехом можно предполагать, что лет через 25-30 в РФ какие нибудь фузоры термоядерные будут в АЭ основными производителями энергии.

Очевидно, что сейчас с мудрежом вокруг БН-1200 и БРЕСТа безвозвратно теряется ценное время. РБМК уже не жильцы. Их мощности не только эквивалентно заменить нужно, но еще и добавочные атомные энергомощности вводить нужно. Ясно же всем, что доля доступных ископаемых углеводородных энергоресурсов снижается, ресурсы эти ценны для продажи РФ за рубеж, поскольку это единственный значимый поток финансов из вне для существования нашей страны.
Переходить в будущем на масштабное использование угля в энергетике - это путь в никуда, гемор с логистикой и уделаем экологию и климат планеты окончательно.

На сегоднящний день в РФ только технология ВВЭРов достаточно реальна для относительно недолгой и независимой серийной постройки. Но ВВЭРы эти потребляют уран, которого в РФ добывается только треть от необходимого количества. И месторождения отечественные урановые по своим качествам совсем не внушают оптимизма по цене и доступности природного урана российского.

Но лежит без дела плутоний и на складе и в виде ОЯТ, на хранение которого еще и финансы тратяться.
Разумно попытаться решить уже очевидную будущую топливную проблему для ВВЭРов через частичное сжигание в них энергетического плутония.

Конечно технология утилизации плутония в энергетических легководников непроста, но факты говорят о том, что продвигаемая некоторыми деятелями утилизация плутония в виде плохоизученного и более проблемного, дорогостоящего смешанного плутоний-уран нитридного топлива в БНах или бумажных свинцовых реакторах еще более сложна и более дорога в освоении.

Автор: Alx 1.10.2015, 23:45

Относительно свежая статься от Гидропресса с рассмотрением этого вопроса:
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2012/documents/kms2012-002.pdf
Аргументация местами похожа на Вашу.

Вариант этой же статьи с другой вводной частью, в составе сборника:
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant31.pdf

Автор: Alx 1.10.2015, 23:56

Посмотрел в интернете, как сейчас обстоят дела у Росатома по МОХ-топливу.

http://www.world-nuclear-news.org/UF-Russia-charts-progress-with-new-MOX-fuel-development-11091501.html
(в новости от Росатома об этом выступлении директора ГХК почему-то нет чисел)

http://www.rosatom.ru/journalist/atomicsphere/d47dc30049e54550a57eadac266abd69

http://www.rosatom.ru/journalist/news/c3e3f7804a093a559ecc9facc34be966

Автор: Alx 2.10.2015, 0:09

Картина, складывающаяся по РФ из информации в приведенных мной выше ссылках, несколько похожа на начальный этап описанного Вами технического пути, который прошли французы.

Автор: AtomInfo.Ru 2.10.2015, 8:38

Некая аналогия прослеживается, да.
Тем более, что с новыми быстрыми после БН-800 нет никакой ясности.

И тем более такой ещё момент. Если и когда доведут нитрид до внедрения, MOX-овые производства окажутся в подвешенном состоянии. Им будет грозить закрытие, а людям увольнение. Так что вариант перенастройки MOX на ВВЭР в этом случае может быть спасением.

Сейчас, кстати, нечто аналогичное происходит с вибротопливом. Вроде бы от него и пытаются отказаться, но это означает, что сотни три человек в Мелекесе потеряют работу. Молчу уж о сделанных в вибро инвестициях. И возникает вопрос "Что выбрать?" Поддерживать две технологии производства или закрыть одну с социальными потерями?

Автор: VBVB 2.10.2015, 14:26

Это явно ненормальная ситуация брать столь длительную паузу в проектировании и строительстве быстрых реакторов, которые нужну уже практически завтра-послезавтра.
К сожалению есть ощущение, что адамовцы с суетой с БРЕСТом гораздо больше вреда приносят, чем предполагаемой пользы.
Если бы не бредовая конкуренция совершенно бумажного БРЕСТа и более реального к постройке БН-1200 по наличию проверенных и отработанных технологий, то вполне можно было бы запланировать и ожидать к 2030 окончания строительства пары БН-1200.
А так просто распыление/растаскивание ограниченнных финансовых ресурсов в направлении быстровиков идет.

Сугубо IMHO, вибротопливо для БНа конечно уступает по характеристикам надежности и теплофизическим характеристикам, чем керамическое. Но для ВВЭРов, где не требуется столь высокие уровни выгорания и теплонапряженность как для БН-800, вибротопливо вполне может быть пригодным.
Учитывая заметно большую простоту производства и более низкую стоимость вибро-МОХа, прекращение работ в этом направлении сродни очевидной ошибке или целенаправленному вредительству.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 11:26

VBVB,

Вы на регулярной основе затрагиваете темы, каждая из которых достойна длинных простыней

Ну почему же? Она не бредовая. Она не бредовая, если вспомнить контекст, в котором она сформировалась.

БРЕСТ и БН-1200 конкурируют за право стать одним из основных аппаратов в крупномасштабной атомной энергетике - той самой, в которой мощности считаются сотнями гигаватт.
То есть, их конкуренция сравнима с марафоном, и то, что БН на первых километрах вырвался вперёд, для окончательной победы не значит ровным счётом ничего.
Да и преимущество. имеющееся у БН-1200, не столь велико, как кажется - в нём много изменений по сравнению с БН-800, что откидывает 1200 назад по шкале бумажности.

Более того, конкурируют не просто БРЕСТ и БН-1200, а БРЕСТ/нитрид и БН-1200/нитрид. Новое топливо ещё более нивелирует разницу в стартовых позициях двух проектов.

Надо ли вообще устраивать подобную конкуренцию? Скорее да.

Как неоднократно сказано, сейчас мы имеем парадокс, известный из учебников III курса:
1. В быстрых реакторах нежелательно использовать изотопы с лёгкими атомными весами, так как они смягчают спектр.
2. В быстрых реакторах БН широко используется изотоп с лёгким атомным весом натрий-23.

Выбор в пользу натрия, сделанный в окончательном виде на стыке 50-60-ых годов (см. таблицу в http://atominfo.ru/news/air3253.htm), был обоснован, причины его неоднократно описаны и истолкованы.
Сводятся они, если быть краткими, к одному факту - при том состоянии технологии только натрий позволял выиграть спринтерский забег в состязании двух социально-экономических систем. Неважно, что забег отменили - если бы он состоялся, натрий объективно был бы фаворитом.

Но значит ли это, что мы теперь обязаны вечно зависеть от размеров лошадиной задницы в Древнем Риме временного научно-технологического компромисса, допущенного в разгар холодной войны? Нет, конечно, не должны.
Парадокс с натрием в БН когда-то должен исчезнуть, и выбор свинца вместо натрия станет наиболее естественным с точки зрения таблицы Менделеева.

Бумажен ли сейчас БРЕСТ? Да, как и любой другой ТЖМТ-проект. Но единственный путь устранить этот недостаток - довести проект до железа. И разумно при этом сравнивать его с натрием, как технологией предыдущей стадии развития.

Так что в этом плане всё чисто и выдерживает критику.

Проблемы начинаются даже не столько при расстановке приоритетов, сколько при взгляде на заполняемость шкалы бумажности российской атомной энергетики.

Фактически на этой условной шкале мы имеем ненулевые значения только на двух крайних точках.
Слева, близко к нулю бумажности расположен ВВЭР/UO2, справа - нитрид/(БРЕСТ, БН-1200). А между ними почти идеальная пустота.
Нитридные реакторы, несомненно, заполнят пустоту со временем, да только вот "со временем" означает в данном случае десятилетия.

Именно на этот дисбаланс и обращают внимание люди, называющие себя "ядерными консерваторами".

Предлагаемые способы устранения дисбаланса различны.

Мне ближе к сердцу идея о малой серии БН-800/MOX, что позволит за разумные времена впервые в мире осуществить замкнутый топливный цикл с быстрыми реакторами (в промышленных масштабах!!) и решить практическую задачу по прекращению накопления на складах ОЯТ ВВЭР.
Но надо честно признать, что уровень владения Россией натриевой технологии был переоценён - действительно, не Россия строила и пускала БНы в прошлом, а Советский Союз.
Образовавшаяся пауза после пуска БН-800 привела к потере доли накопленного опыта - в основном, в части т.н. "мелких технологических проблем", о которых вечно забывают аналитики, занятые стратегией. и которые способны замедлить, а то и убить любой проект.
То есть, иными словами, было бы честнее ставить вопрос о малой серии БН-800/MOX только после завершения пуска БН-800 на Белоярке. А ещё честнее - после полного перевода белоярского БН-800 на MOX.
Имею в виду, ставить вопрос всерьёз - с деньгами, площадками и т.п.

Модификация ВВЭР в сторону быстрых реакторов - иной способ заполнения пустоты на шкале бумажности.
Цепочка ВВЭР => ВВЭР-С => СуперВВЭР (?) => ВВЭР-СКД привлекательна тем, что мы остаёмся в рамках легководной технологии и отталкиваемся от исходного варианта с нулевой - или, для пуристов, почти нулевой - бумажностью.
И можем за разумные времена ослабить или вообще побороть многие слабые места технологии ВВЭР. Поднять показатели воспроизводства (в идеале, даже превысить КВ=1), убрать, наконец, из активной зоны цирконий, и т.д. и т.п.
Наиболее слабое место в цепочке - проблема топлива и ОЯТ. Ну и практически полное отсутствие к ней интереса у головных организаций, работы ведутся инициативно и неспешно.

Третий (не последний, но перечисление завершаем, т.к. наконец мы добрались до темы ветки) способ заполнения пустоты - французский опыт, MOX в ВВЭР. Или его разновидности, ответвления и подмножества, как упоминавшиеся недавно на форуме MIX и РЕМИКС.
Главный его плюс - новые реакторы не нужны, достаточно модифицировать под новое топливо старые.
Но в этом его же главный минус. Объём переделок на старых блоках будет внушительный.
Как-то не хочется трогать старые тысячники, пускай они спокойно дослуживают до пенсии.
ВВЭР-1200 оказался промежуточным вариантом. да ещё и тяжело внедряемым.
Разумнее всего будет поставить вопрос о переводе (частичном) на MOX будущего серийного ВВЭР. А это, как известно, ВВЭР-ТОИ, и появится он не ранее Курской станции замещения - то есть, в некоем светлом будущем. Кстати, вопрос о ТОИ/MOX действительно был поставлен, и ТОИ должен уметь работать с MOX изначально, без модификаций.

Вот такие видятся расклады.
Естественно, простыня не полна. За её границами остаются ADSы, ЖСРы, ВТГРы, газотурбинные БНы, СВБРы, ВКи и многие-многие другие проекты, как минимум, часть из которых имеет полное право на жизнь и способна размыть образовавшуюся пустоту на шкале бумажности.

Автор: VBVB 4.10.2015, 18:28

Александр, спасибо за развернутое изложение позиции.

Если в направлении развития БНов все будет двигаться такими темпами какие наблюдаются, то никаких сотен гигаватт от быстровиков мы не увидим. И дети наши наверняка тоже не увидят.
Оперативный запас энергетического плутония для первичной заправки БНов является критическим фактором для широкого развития БН энергетики.
Не так много стран в мире могут позволить себе запустить и снабжать топливом хотя бы несколько единиц гигиватных БНов.
Особенно эта проблема острая в варианте когда к энергетическим БНам ставится требование не иметь наработку плутония оружейного качества и не превыщать КВа больше 1.

Такой подход сродни гипотетическому варианту конкуренции в перспективном автомобилестроении. Типа выбор пластиковое авто/водородный элемент или композитное авто/водородный элемент. А что другие варианты отброшены? "Конечно" - заявляют перфекционисты "поскольку менее энергоэффективные и ресурсосберегающие".
Но движение в направлении выбора или БРЕСТ/нитрид или БН-1200/нитрид - это явный перфекционизм. Который, в принципе вообще может удушить программу развития энергетических БНов.

Гораздо логичнее было бы рассматривать эволюционный подход.
Одна ветка: БН/(235UO2+238UO2) -> БН/(235UO2+238UO2+PuO2) -> БН/(PuO2+238UO2) -> БН/(PuN-235UN+238UN) -> БН/(PuN+238UN).
Часть пути уже пройдена, выявлены проблемы и более-менее решены.
Вторая ветка: БРЕСТ/(PuO2+238UO2) -> БРЕСТ/(PuN-235UN+238UN) -> БН/(PuN+238UN).

Для прототипа БРЕСТа будущего многими считается крайне желательным показать хотя бы в одной топливной кампании практический реальный КВ на МОХе, а не величину прогнозную, которая от реальной в низшую сторону всегда заметно отличается. Ну а далее со смешанным нитридным топливлом возиться на БРЕСТ-300 и смотреть насколько оно вообще пригодным окажется для масштабной энергетики на быстрых нейтронах.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 19:34

Это один из наиболее частых упрёков в адрес идеологов "Прорыва" - что они искусственно ограничили рассмотрение проектов.

В пику адамовской команде Курчатник предложил свой вариант стратегии, в котором есть место большему числу проектов.
Кликабельно.
http://atominfo.ru/newsf/m0640_1.jpg

Но стратегия от Курчатника не получила одобрения свыше - впрочем, как и стратегия от НИКИЭТ, плотно увязанная с "Прорывом".
Так что во всех обсуждениях стоит учитывать, что мы живём без одобренной стратегии развития атомной энергетики.
Различные ФЦП есть, а единой стратегии, под которую подгонялись бы все работы, нет.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 20:15

А это один из самых острых вопросов. У которого, прежде чем дойдём до технических проблем, нужно сначала снять подвопросы общего плана.

Например, есть ли спрос на эти самые дополнительные сотни гигаватт?

Я считаю, что спрос должен быть. Несмотря на все энергосбережения, кризисы и т.п. Обосновывать для краткости не буду.

А вот другой стороны проблемы стоит коснуться. Мы загоняем себя в ловушку запредельными ценами на энергоблоки. Ещё совсем недавно адамовские 800 млн за Бушер казались суперудачной ценой. А сегодня - ну что это такое? 5 млрд за блок, и чем дальше, тем больше.

Представьте себе - чтобы построить 100 ГВт АЭС, придётся выложить 500 млрд долларов! А скорее всего, намного больше.
А если 200 ГВт? Или 300?

Поэтому, увы, но мне представляется, что прирост спроса будет удовлетворяться кем-то другим, не нами.

Выйти из положения можно было бы, значительно сократив стоимость блоков. Значительно, не на проценты. Такие задачи периодически ставятся, но есть множество нюансов.
Например, говорят, что у нас по-прежнему вознаграждение разработчиков увязано со стоимостью проекта. Поэтому когда на питерском сайте пишут "Знаете, сколько в малой АЭС СВБР зданий по его проекту? - Правильно, 52", то я легко готов в это поверить. А сколько было предложений - например, после Фукусимы - сделать реакторы подземными? Ну да, правильно, это ж сколько бетона удастся в подземный реактор закопать-натолкать...

Поэтому и не только поэтому в радикальное снижение стоимости блоков верится с трудом. Значит, о сотнях атомных гигаватт можно потихоньку забывать. Денег не дадут на них.

Коли так, то действительно разумно переориентироваться на задачи частного характера типа малой серии БН. И обустраиваться поудобнее, распределять, куда пойдут какие материалы (плутоний и т.п.). И в этом случае MOX в ВВЭР вновь становится вполне реальным вариантом. Ну я так думаю.

Автор: alex_bykov 4.10.2015, 20:30

Саша, знаешь, о чём мы забываем? О том, что доллар тоже подвержен инфляции. Я сам с этим познакомился очень неожиданно: контракт НАЭКа с ТВЭЛом номинирован в долларах и есть там один множитель, никак не завязанный на топливный цикл - это коэффициент, публикуемый американцами (естественно, они его не называют инфляцией, но по факту это она и есть). Так вот, когда ТВЭЛ в 2003 вспомнил про его отличие от 1, этот коэффициент (с 1996) был уже почти 2, истерика у украинской стороны (его финансовой части) была знатная... Так что стоимость в 5 млрд., подозреваю, это столько же, сколько 500 млн. при Адамове.
По стоимости разработки/привязки комментарий один: с этим надо что-то делать...

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 20:50

Я не забываю

Это всё верно, но бесчисленные миллиарды за блок даже похудавших сегодняшних долларов всё равно ставят на сотнях гигаватт большой и жирный крест.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 20:54

А что делать?

А. в своё время правильно http://atominfo.ru/newse/l0323.htm: "Должны на новый уровень перейти наши АЭПы".
Модули, заводское изготовление...
"Возможности уменьшения геометрических характеристик - допустим, размещение двух реакторов на один бассейн выдержки" - хотя с этим предложением ты, наверное, будешь спорить.

Но теперь А. простой советник. В МАГАТЭ приезжал на по сути ветеранскую сходку.

Автор: VBVB 4.10.2015, 21:34

Согласен полностью. Это наиболее реальный и реализуемый в обозримое время и за разумные деньги подход.

К сожалениию, если ждать результатов по изучению характеристик облученного МОХ-топлива в БН-800, то на это еще лет 7-10 уйдет. Пока загрузят, пока топливную кампанию отработает, пока охладится, пока переревзут и переработают, пока проанализируют результаты и т.п.
А терять эти 7-10 глупо и очень недальновидно.
Ряд людей считает, что БРЕСТ и Прорыв в нынешних формах был затеян для выбивания почвы из под ног возможной серии БН-900 (это вполне реальная величина по энергомощности), чтобы финансы имевшиеся/имеющиеся максимально оторвать в направлении многолетних и возможно малополезных/безрезультатных исследований.

От технологии производства ВВЭРов на нынешнем этапе развития АЭ в РФ еще лет 20-25 не отказаться. Очевидно, что в погоне за увеличением обогащения и уровня выгорания топлива ВВЭРы нынешние обладают плохими характеристиками топливоиспользования и воспроизводства топливного материала. С этими проблемами пытаются в РФ вроде что-то делать на уровне бумаг и расчетов, но пока ничего серьзного так и не сделано.
Возможно требуется какой-то кардинальный перелом в области топливных композиций для ВВЭРа, например переход на частичное использование топлива 235UO2-ThO2 c содержанием по урану-235 около 20% (старый вариант Курчатника) или PuO2-ThO2 c концентрацией плутония между 8 и 12%. Тогда для части ТВС облучаемых в ВВЭРах можно серьезно КВ поднять с совершенно убогого уровня 0.2-0.25 до вполне реальных 0.65-0.7.
Это же совершенно ненормальная ситуация, когда с тонны 4.5% по урану-235 топлива на выходе из ВВЭР-1000 в ОЯТ имеем остаточного урана около 9-11 кг и всего 9-9.5 кг плутония, в котором до 40% составляют четные мусорные для ВВЭРа изотопы.

Согласен, что переделывать имеющиеся ВВЭР-1000 под МОХ смысла нет. Однако в будущих проектах возможность работы на трети-четверти зоны из МОХа при небольшой переделке систем управления должна оговариваться заранее.
Но все таки, большинство людей склоняется к мысли, что под МОХ надо специализированный ВВЭР проектировать. Возможно даже в варианте ВВЭРа для сжигания торий-содержащего МОХа типа 15%PuO2-85%ThO2.

Автор: AtomInfo.Ru 5.10.2015, 8:44

Это несколько абстрактный уже разговор, т.к. малую серию теперь хотят строить индийцы, а не мы.

Тем не менее, возможны два подхода.

Первый - как собираются сделать индийцы. Поспешать не торопясь. Они хотят начать с двух блоков, потом ещё парочку, потом вообще пара блоков с новым топливом.

С учётом их темпов на PFBR-500, малая серия в полном варианте заработает где-то к середине века, что ли...

Нам такое не надобно, потому что к середине века у нас уже точно при любом раскладе должен быть серийный коммерческий БР с новым топливом. А зачем тогда нужна малая серия БН с её локальной задачей?

В таком случае не лучше ли использовать эти 10 лет с умом, внести коррективы в проекты, исходя из практического опыта, подготовить заводы, топливный цикл и т.п. - и заложить всю серию сразу?

Сам даже факт, что мы начнём строить единовременно четыре-шесть БН-800, надёжно зафиксирует наше лидерство. И поможет в переговорах с желающими - а они не останавливаются даже сегодня, несмотря на кризис-санкции-мистрали.

Понимаю, что ждать - самое тяжёлое занятие для человека. Но во-первых, есть МБИР. Который тоже надо построить. Во-вторых, можно взять пример с Востока, где всегда советуют не торопиться и дождаться, когда враг утонет сам

Автор: AtomInfo.Ru 5.10.2015, 8:48

Нет, всё-таки не так. Это слишком мелко для Е.О.

Был спрос в России на инновационные проекты. Или "инновационные" в кавычках, это уже как считать. Ракеты, самолёты, олимпиады... Наша отрасль заявила проект "Прорыв". На него дали денег, как и другим отраслям на их прорывы. А дальше получилось как получилось.

Автор: Alx 6.10.2015, 0:27

Имею такое же мнение.



Разве какой-либо из перечисленных реакторов на сегодня или в ближайшем будущем способен повлиять на "пустоту на шкале бумажности"?
Кроме, может, СВБР, если принимать во внимание опыт эксплуатации реакторов АПЛ с таким теплоносителем.

Автор: AtomInfo.Ru 6.10.2015, 9:01

Ну хочется ведь во что-то верить хорошее, а?

Если согласиться засчитывать по шкале небольшие аппараты, то в принципе тот же ЖСР можно было бы построить быстро.
Настаивать на данном утверждении не буду, просто мнение.

Автор: VBVB 6.10.2015, 15:34

Может быть к 2050 у РФ и будет серийный коммерческий БР с новым топливом, но совсем не факт, что это произойдет.

Основатели АЭ тоже были уверены, что через-пару тройку десятилетий от появления энергетических легководников и тяжеловодников их быстро вытеснят быстрые реакторы-бридеры. Ну а что в реале произошло, так это очень прискорбно для быстрой программы.

Не исключено, что с горем-пополам наши построят БРЕСТ-300, намучаются со свинцом и нитридом и похерят это все дело.
Также как возможна и ситуация, что долго и нудно году к 2040 построят БН-1200 и скажут, что для энергетического реактора мощность требуется не менее 1800 ГВт. И останется этот БН-1200 в очередной раз единственным и уникальным очередным прототипом.

Кака выше было уже правильно вами замечено, МОХ-технологию по любому есть смысл развивать. Поскольку БНы на МОХе еще минимум лет 15-20 работатать будут, даже если с нитридным топливом прогресс пойдет.
В случае если нитрид вытеснит МОХ, то все равно сможем МОХ-технологию использовать для питания ВВЭРов новых поколений/серий.

Но в этом случае для эффективного использование МОХ-топлива нужен специализированный ВВЭР, а не какой-либо универсальный, который одинаково хреново малоэффективно сжигает уран и плутоний.

Автор: alex_bykov 8.10.2015, 15:30

Не знаю, куда скинуть http://elektrovesti.net/41934_ukraina-ishchet-sposoby-ispolzovaniya-otrabotannogo-yadernogo-topliva-khranyashchegosya-v-rf-minenergo, по теме вроде бы ближе всего эта. Правда, не уверен, это Демчишину сейчас на таком уровне готовят документы для пресс-выхода, или журналисты опять всё переврали...

Автор: barvi7 8.10.2015, 18:43

Тема МОХ в легководниках, а Демчишин, если верить журналистам, говорит о "микс топливе".
Положениям действующих контрактов в статье "ничего" не соответствует.
Про ОЯТ РовАЭС (с 440-х) на Маяке упомянутого ОЯТа (большей части) уже точно нет, оно уже того . . . д.б. переработано.

Автор: Татарин 8.10.2015, 21:13

миксы топлива

MixedOXides fuel.

Автор: alex_bykov 8.10.2015, 22:36

О том и речь, что там каша. По договору на 440-е (РАЭС-1,2) на Украину возвращается эквивалент ВАО, а вот тяжёлые металлы остаются собственностью России. А вот из ОЯТ ВВЭР-1000 возвращается не только ВАО, теоретически, тяжёлые металлы остаются собственностью Украины на ответственном хранении в России. В силу ряда договоров этот тяжёлый металл может вернуться на Украину только в составе готовых изделий, но заказа на МОХ-топливо и топливные циклы на его основе в ТВЭЛ до сих пор от НАЭКа не поступало.

Автор: Kapa6ac 8.10.2015, 23:33

"Модификация ВВЭР в сторону быстрых реакторов - иной способ заполнения пустоты на шкале бумажности.
Цепочка ВВЭР => ВВЭР-С => СуперВВЭР (?) => ВВЭР-СКД привлекательна тем, что мы остаёмся в рамках легководной технологии и отталкиваемся от исходного варианта с нулевой - или, для пуристов, почти нулевой - бумажностью.
И можем за разумные времена ослабить или вообще побороть многие слабые места технологии ВВЭР. Поднять показатели воспроизводства (в идеале, даже превысить КВ=1), убрать, наконец, из активной зоны цирконий, и т.д. и т.п."

В цепочке для ВВЭР последняя точка ВВЭР-СКД имеет ряд тяжелых проблем, решение которых может и не быть. Именно, первая не столь острая, внутрикорпусные материалы, прежде всего оболочки твэлов, которые смогут стоять при сверхкритических параметрах по облучением. И вторая, более серьезная - вопрос устойчивости работы активной зоны, когда теплофизические параметры закритической воды меняются сильно и имеют огромное влияние на нейтронную физику, почище, чем в кипящих аппаратах. Такую активную зону невозможно посчитать существующими кодами. Взаимообусловливающая связь теплофизики+нейтронной физики нелинейна и еще надо повозиться, чтобы найти надежные матметоды для расчетов.

Автор: AtomInfo.Ru 9.10.2015, 8:31

В интервью http://atominfo.ru/newsl/s0872.htm вышло скомканно из-за недостатка времени на разговор, но насколько мы поняли, в том числе по этой причине и предлагается построить стенды.

Повозиться - да, согласен конечно. Придётся...

Автор: Kapa6ac 9.10.2015, 15:58

Спасибо за ссылку! Сам бы не нашел.

Автор: Smith 23.12.2015, 17:17

об этом много кто говорит, но инерция (деликатно назовем это так) в АЭПах слишком сильна...

а МОКСа в РТН не будет, ибо решено делать ставку на РЕМИКС
http://ria.ru/atomtec/20151204/1335724934.html

Автор: AtomInfo.Ru 25.12.2015, 19:20

Выделил последнее обсуждение в новую ветку. - Модератор
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1073

Автор: AtomInfo.Ru 6.6.2016, 22:24

Как французы научились считать свой MOX.



А это собственно ATRIUM-10 MOX.
Эдакая прелесть, однако!

Автор: AtomInfo.Ru 22.10.2016, 11:32

Просто фантастика. В хорошем смысле слова.
http://atominfo.ru/newso/v0419.htm

Никаких подробностей не знаю.

Автор: generalissimus1966 22.10.2016, 17:50

Ага, а потом выяснится, что ГХК будет покупать у японцев и продавать с наценкой, уже, как своё!

Автор: barvi7 22.10.2016, 18:24

А можно какие-то ссылки . . . на источники.
Спасибо.

Автор: AtomInfo.Ru 22.10.2016, 18:34

Можно, но будет как с тем медведем - может и не помочь.

Это с CD французского комиссариата, том "Нейтроника". У них есть такой набор дисков, называется, по-моему, e-den. Добыть можно на выставках.

Автор: AtomInfo.Ru 22.10.2016, 19:08

Конкретно этот диск есть в интернете.
http://www.materials.cea.fr/PDF/MonographiesDEN/La%20neutronique_CEA-fr.pdf
Картинку ищите на стр.71, там же и табло 11 с табличкой.

P.S. Не заметил сразу - он на французском. Английский вариант, может быть, тоже где-то есть.

Автор: eninav 5.10.2022, 1:42

А насколько вообще реально использовать МОКС в обычных ВВЭР? Какие для этого нужны модификации? Насколько я понимаю - из-за более низкого бетта у плутония требуется как минимум доработка алгоритмов управления, возможно новые быстродействующие СУЗ. Или можно без этого обойтись, если процент МОКС сборок будет небольшим (скажем, 10%)?

Автор: AtomInfo.Ru 5.10.2022, 11:06

В своё время Рябев на это ответил так: «Спрос на плутоний в качестве топлива АЭС в России в настоящее время отсутствует». Это было до пуска БН-800, и имелись в виду ВВЭРы.

По экономике вариант с частичным переходом на MOX выйдет хуже, чем урановый вариант.
Кроме того, нет понимания, что делать с ОЯТ MOX. Французы с их опытом тоже пока ничего реального для промышленных масштабов не придумали.

Так что перевести ВВЭР на MOX можно, и это изучалось во времена СОУП. Но смысла особого пока нет.
В будущем такое возможно, как опцию в стратегии развития ВВЭР-MOX рассматривают.

Автор: alex_bykov 5.10.2022, 11:52

Была попытка опытной эксплуатации МОХ-сборок на Балаковке в начале 90-х, нас даже спрашивали по картограмме загрузок с 6 опытными сборками и некоторые приготовления на УСТ начались. Но сборки на Балаковку так и не доехали.
А в целом, там дело не только в низкой бэте у плутония. Нынешние загрузки - это, практически, МОХ, глубины выгорания такие, что плутония-9 в выгружаемой сборке уже больше урана-5. По быстродействию аварийных защит запас ещё есть, я бы ориентировался процентов на 30 МОХ-сборок в подпитке, как у французов. Но там дело не только в защите. С МОХом пока не хотят связываться и потому, что каким бы хорошим не было производство, всё равно будут поверхностные загрязнения, а альфа-активный (да и в целом химически ядовитый) плутоний - это не уран, т.е. надо перестраивать и работу на УСТ, и, в перспективе, КГО на работающем и остановленном блоке и, вероятно, ещё много чего...

Автор: AtomInfo.Ru 5.10.2022, 13:01

Ага, это под СОУП как раз прикидывали.



Да, один из самых серьёзных аргументов против был. Что перестраивать работу со свежим топливом, свежее фактически станет как отработавшее по сложности обращения с ним.
Не только на самой станции, кстати. ТУКи и т.п. - всё придётся делать заново.

Автор: eninav 5.10.2022, 14:07

С экономикой понятно. Я имел в виду техническую возможность использовать МОКС в современных ВВЭР без доработок или с минимальными доработками.
Как я понял из ответов, специальный новый ВВЭР разрабатывать не придется, по крайней мере пока МОКС-сборок до 30%, но работать с ними сложно, почти как с ОЯТ.
Т.е. проблемы больше организационного плана.

Автор: AtomInfo.Ru 5.10.2022, 14:19

"Специальный" - нет. Но придётся помаяться.



Скорее, я сказал бы, стратегического, из серии "Нужны ли мы нам?". Был непонятен выигрыш от такого перехода на MOX для ВВЭР.
Хотя, ещё раз говорю, такие варианты рассматриваются, и нельзя исключить, что лет через 10-20 мы активное внедрение MOX в ВВЭРы увидим. В конце концов, как было неоднократно замечено, мы "висим" сейчас на уране из Казахстана, и если там что-то сбойнёт, то нам придётся либо скорыми темпами осваивать Элькон, либо начать экономить уран посредством MOX в легководниках.

Автор: vkadomski 27.6.2023, 18:04

Тем временем "В НИИАР начались испытания тепловыделяющих элементов типа ВВЭР с уран-плутониевым МОКС-топливом в исследовательском реакторе МИР."

https://www.tvel.ru/press-center/news/?ELEMENT_ID=10384&arrNewsFilter_idBlock=1

Вроде бы первое упоминание МОКСа для ВВЭР за последние N-лет? И сразу такой заход.

Автор: AtomInfo.Ru 28.6.2023, 8:46

Работы по MOX в ВВЭР были в рамках СОУП (в ограниченных масштабах). С тех пор - да, упоминаний не было.