Техническое задание №352-ТЗ-002, ВВЭР-1800 Опции

[VBVB]

Легководные реакторы, ВВЭР в частности, для нейтроники ториевого цикла не оптимальны. ВВЭР характерен высокой удельной мощностью на единицу объёма, значит в нём высокий поток нейтронов и высокая их доля пойдёт на образование порогового урана-234 с потерей двух нейтронов. КВ считали, получался он на уровне 0,8 то есть ниже, чем на перспективных ВВЭР-С и ВВЭР-СКД.

В текущий момент времени имеем для ВВЭР-1000 величину КВ на уровне 0.52-0.54, при работе на (уран-235)-торий-оксидном топливе для ВВЭР-1000 реален КВ около 0.61-0.63 без изменения структуры активной зоны при увеличении обогащения топлива по урану-235 до уровня 7.0-7.5%. При переходе на (уран-233)-торий-оксидное топливо для ВВЭР-1000 при 4.0-4.5% по урану-233 будем иметь КВ около 0.7. При компоновке активной зоны ВВЭР-1000 в варианте ВВЭР-Т от Курчатника (выделение размножающей и бланкетной зоны с оксидным топливом на 235НОУ+ThO2) будем иметь также КВ около 0.69-0.7. Этот вариант при переходе на 233НОУ+ThO2 может позволить прийти к КВ на уровне 0.76-0.78.
Сейчас же в качестве перспектив роста КВ для ВВЭР-1000/1200 за счет спектрального регулирования обещают подобраться к КВ около 0.64-0.65. И когда-нибудь (!!!) может быть будет достигнут КВ около 0.8 в «СУПЕР-ВВЭР, который неизвестно вообще когда может появиться в металле. Ну а ВВЭР-СКД с декларируемыми характеристиками КВ под единицу - это по возможности реального появления что-то типа БРЕСТ-1200 на нитридном топливе с КВ=1.2.

Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.

Речь о том, что когда через 12-15 лет встанет вопрос недостатка "дешевого" урана-235 для ВВЭРов, то "эффективные менеджеры" кинутся хвататься за использование плутониевого МОХа для них. Однако использованием Pu-МОХ для ВВЭРов мы только растянем их агонию в ЯТЦ. Хотя уже видно, что роль их в будущем ЯТЦ довольно сомнительная, по сути для будущего страны ВВЭР1000/1200 бессмысленные прожиратели урана-235, который с большей эффективностью (КВ 0.5 против 0.9) можно перевести в более лучшего качества плутоний в БНах.
Допустим, сейчас мы имеем около 215 тонн гражданского энергетического плутония во всех формах. Из него мы можем получить 2700-2800 тонн Pu-МОХ-топлива для ВВЭР-1000/1200. При ежегодном расходе на их подпитку в 21-24 тонн, мы имеет топливообеспечение около 115-130 реакторо-лет. Это соответствует обеспечению нынешних 11 единиц имеющихся ВВЭР-1000 на протяжении 11-13 лет. И все, дальше имеем испоганенный отработанный МОХ, который еще нужно умудриться переработать в Pu-РЕМОХ, обладающий гораздо худшими топливными свойствами. При это стоит учесть, что наработка америция и кюрия при работе ВВЭР на Pu-МОХ возрастет в грубо в 6-7 и 9-10 раз соответственно, что создаст еще больший гемор с вопросами их утилизации.
Т.е. несмотря на то, что ВВЭР-1000/1200 один из наихудших вариантов работы на уран(235)-ториевом МОХе, однако этот вариант по ряду причин (значительно меньшая наработка минорных актинидов, немного больший/равный КВ, переход в итоге на уран(233)-ториевый МОХе с улучшенными топливными характеристиками, экономия запаса энергетического плутония для заправки новых единиц в необходимом парке быстрых реакторов) все таки лучше работы ВВЭР-1000/1200 на Pu-МОХ.

Сообщение отредактировал VBVB - 26.10.2013, 1:20

[VBVB]

Исходя из пропорции 400 кг осколков деления в год на тепловой ГВт, выделения центрифугами 6 кг урана-235 из тонны природного и времени работы реактора 60 лет, на 1 электрический ГВт, при низком КВ, нужно иметь 10 тысяч тонн природного урана на складе или в месторождении, чтобы принять решение о строительстве.

В данном случае "наличие на складе" совсем не эквивалентно "наличие в месторождении", поскольку оценочное количество урана с месторождения по предполагаемой стоимости еще умудриться вытащить надо. Геологам свойственно преувеличивать запасы извлекаемого урана в месторождениях, специфика такая.

В воде океанов растворены 2 миллиарда тонн с концентрацией 1,5 миллиграмма на тонну, в обычном грунте рассеяно ещё в 100.000 раз больше урана при концентрации 4 грамма на тонну. Считается, стоимость выделения урана из этих источников приемлема только для быстрых бридеров. Мировые легкодоступные запасы природного урана оптимистически оцениваются в 40 миллионов тонн.

KTN, вы же прекрасно понимаете, что разговоры про добычу урана из морской воды или почвы для АЭ это только разговоры и реально в энергетике скорее вернутся к использованию угля/сланцев/дров, чем к добыче урана из рассеянных источников по цене $400-600 за кило.
Считаю, что при оценке перспектив развития атомной энергетики в РФ есть смысл ориентироваться лишь на запасы около десятка отечественных урановых месторождений (из более чем почти двух сотен имеющихся, но в подавляющем большинстве малопригодных для добычи по экономике, труднодоступности и ограниченности запасов при низком содержании урана), также есть смысл учитывать оставшийся запас ВОУ и наработанного энергетического плутония, плюс возможность вытащить уран-235 с наскирдованных запасов ОГФУ.
В противном случае, можно начать учитывать урановые запасы дна Северо-Ледовитого океана, Антарктиды, потом учесть как ресурс запасы урана на Луне и астероидах.

Целесообразность поддерживать в замкнутом топливном цикле будущего отдельный, легководный, тип реактора для переработки урана-235 в плутоний не очевидна, так как легководный и быстрый натриевый реактор при работе на уране-235 примерно эквивалентны.

Говоря проще, ВВЭРы имеющиеся и ожидаемые в ближайшем будущем в качестве конвертеров урана-235 в энергетический плутоний полностью уступают БНам.

Таким образом, целесообразность строительства ВВЭРов есть в самые ближайшие два-три десятилетия. Если КВ удастся поднять до 0,8 - 0,9 то может быть и чуть дальше.

Да уже сейчас целесообразность строительства ВВЭРов в РФ сомнительна. Просто куча народа разного заинтересована именно в в проектировании и строительстве ВВЭРов. Есть смысл строить в качестве прототипов по паре единиц ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД в качестве референтных блоков и продавать-строить проекты эти потом налево-направо. Но заменить все списываемые РБМК-1000 на ВВЭРы, а потом подкидываться с поисками топлива для двух десятков ВВЭРов - это уже будет недальновидной ошибкой.

К тому же, у нашей страны наверняка много недоразведанных урановых руд, есть и возможность крутить отвальный уран, имеющийся в количестве до 600 тысяч тонн.

СССР практически все легкодоступные и значимые урановые месторождения разведал и оконтурил. Сомнительно, чтобы могли быть обнаружены новые богатые и легкодоступные урановые месторождения.
Крутить "хвосты" до бесконечности смысла экономического нет, даже при наличии центрифуг последних поколений, поэтому ресурсов "хвостов" хватит на десяток-полтора лет, может и менее.

Сообщение отредактировал VBVB - 26.10.2013, 5:45

[asv363]

Приступаем к препарированию темы. Исходя из приблизительной оценки общей массы загружаемого топлива для старого и проверенного временем ВВЭР-1000 в 70 тонн (по урану) и учитывая теоретическое обогащение в 5%, легко получить, что за 60 лет будет потреблено 8750 тонн природного урана. Это составит около 146 тонн в год, смотрим в табличку от WNA, к примеру на Болгарию с двумя тысячниками, годовая потребность - 317 тонн природного урана, значит мы слегка отошли в расчётах от общепринятого процента остатков в хвостах (0,2%-0,25%). Для России указана потребность в 5090 тонн в 2013 году. Приведены значения для существующего парка АЭС внутри страны, отчёт на 01.10.2013 года.

Теперь о легкодоступном уране. Существует общепринятая градация по месторождениям по стоимости извлечения: до 40/80/130/260$ за кг. Менее 130$ на территории России запасов достаточно мало. Всего в мире по оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов стоимостью извлечения менее 260$ около 7,1 млн. тонн, предполагаемых и спекулятивных - еще 10 млн. тонн. При нынешнем уровне потребления, по оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов стоимостью до 130$ хватает на 78 лет.

Запасы тория оцениваются от 6 до 7 млн. тонн, из которых всего лишь 3% расположены на нашей территории. Насколько помню, качество урана-233 сильно зависит от примесей в исходной руде (монаците), содержащей торий 232, впрочем эта тема гораздо более знакома уважаемому VBVB.

Напоследок, работа о различных необычных ВВЭР с МНТК-2011:
Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД– основной претендент в «Супер-ВВЭР»
Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, П.Л. Кириллов, А.В. Клушин.
Государственный Научный Центр Российской Федерации– Физико-Энергетический Институт, г. Обнинск.

P.S. Ремикс, выделение изотопов плутония из ОТВС не учитывалось.

Сообщение отредактировал asv363 - 26.10.2013, 4:41

[Didro]

Исходя из пропорции 400 кг осколков деления в год на тепловой ГВт, выделения центрифугами 6 кг урана-235 из тонны природного и времени работы реактора 60 лет, на 1 электрический ГВт, при низком КВ, нужно иметь 10 тысяч тонн природного урана на складе или в месторождении, чтобы принять решение о строительстве.

Разве 6 кг, а не 4,5-5 ?

[alien308]

Насколько помню, качество урана-233 сильно зависит от примесей в исходной руде (монаците), содержащей торий 232,

Это как? Атомщики не умеют торий чистить. Не верю!

[VBVB]

Разве 6 кг, а не 4,5-5 ?

В последнее время в разных отечественных статьях при обсуждении ЯТЦ ВВЭРов пишут "Хотв=0.1%".
По-видимому, новое поколение (девятое?) центрифуг позволяет вытаскивать уран-235 из природного до столь низкого остаточного уровня.

[VBVB]

Это как? Атомщики не умеют торий чистить. Не верю!

Дело не в чистоте ториевого сырья, в его генезисе. Т.е. на качество урана-233 производимого из тория сильно влияет изотопный состав тория из месторождения.
Помимо основного изотопа тория-232 в его рудах почти всегда на уровне миллионных долей присутствует изотоп торий-230 (период полураспада 75400 лет), появляющийся в основном в ходе альфа-распада изотопа урана-234.

Изотоп тория-230 в ходе захвата нейтронов производит Pa-231 и U-232. Нарабатывающийся изотоп U-232 гадкий по своим радиологическим характеристикам из-за излучаемого жесткого рентгена продуктами его распада. Т.е. при повышенном содержании тория-230 в облучаемом ториевом сырье увеличенный выход U-232 будем заметно осложнять производство топлива из наработанного урана-233.
В монацитовых песках океанских россыпей содержание изотопа тория-230 может составлять 2-3 ppm от тория-232, тогда как в ториевых концентратах из урановых месторождений содержание нежелательного тория-230 может достигать 80-140 ppm от тория-232.

Если же торий получен полностью из уранового концентрата, то доля тория-230 в нем может достигать до 1000 ppm. Очевидно, что такого качества сырьевой материал для ядерной энергетики явно не привлекателен

Сообщение отредактировал VBVB - 1.11.2013, 23:32

[KTN]

Разве 6 кг, а не 4,5-5 ?

Концентрация урана-235 в хвостах зависит от настройки каскада. Настройка выбирается из экономических соображений, в зависимости от того что в среднесрочном будущем более дефицитный ресурс: природный уран, или разделительные мощности и стоимость кВт*часа.
Численный пример.
Выделяем 3.6 килограмма урана-235 из тонны природного, половину от начальных 7.2 кг/т. На килограмм пятипроцентного урана надо 6.5 ЕРР, на килограмм девяностапроцентного 178 ЕРР.
Выделяем 5.2 кг U235 из тонны, на кг пятипроцентного 8.8 ЕРР, на кг девяностапроцентного 227 ЕРР.
Выделяем 6.2 кг U235 оставляя в хвостах 0.1%, на кг пятипроцентного 12 ЕРР, на кг девяностапроцентного 292 ЕРР.

Между крайними вариантами удельный расход природного урана и работы центрифуг различаются, соответственно, в 1.7 раза. Считается, в 1960-1980 годы выделяли порядка 3 килограмм на тонну, 4 кг/т оставляли в отвалах. В связи с этим и появилась возможность повторной их прокрутки.

В оценках максимального масштаба одного поколения ВВЭРов 4000 ГВт (эл), предполагалось однократное сжигание урана-235. После которого 99% добытого природного урана, U238, остаётся для бридеров, мощность которых может 100-кратно превышать легководную генерацию на уране-5.

Для обеспечения бридерами (с полным сжиганием урана-238) нужд 20 миллиардов потребителей где-то в 2100 году, при обеспеченности уровня нашей нынешней 1600 Вт(эл) на человека, потребуется добыча природного урана порядка нынешних 60 тысяч тонн в год. К тому времени добывать надо будет из бедных руд или морской воды. Исходя из этого, основной для легководников станет ниша модульных корабельных реакторов ВВЭР СКД на плутонии, мощностью уровня 100 МВт(эл). Не всегда же корабли будут на сжигани мазута плавать. КВ будет порядка 0.8, чтобы не ухудшать манёвренные, иные корабельные свойства необходимостью превышения единицы и надобностью возить по морю жидкий натрий. Для их обеспечения плутонием, стационарная энергетика на БН должна будет работать в режиме максимального КВ.

Сообщение отредактировал KTN - 27.10.2013, 20:51

[KTN]

разговоры про добычу урана из морской воды или почвы для АЭ это только разговоры и реально в энергетике скорее вернутся к использованию угля/сланцев/дров, чем к добыче урана из рассеянных источников по цене $400-600 за кило.

Добыча из морской воды абсолютно реальна, в советское время технология создана. Большой интерес к ней проявляли японцы, и вобщем все пришли к мнению, что лишь экономическая нецелесообразность в условиях легководной АЭ сдерживает строительство заводов /или кораблей/ по добыче урана из морской воды. Для бридеров с полным сжиганием урана-238 стоимость точно приемлемая.

при оценке перспектив развития атомной энергетики в РФ есть смысл ориентироваться лишь на запасы около десятка отечественных урановых месторождений (из более чем почти двух сотен имеющихся, но в подавляющем большинстве малопригодных для добычи по экономике, труднодоступности и ограниченности запасов при низком содержании урана), также есть смысл учитывать оставшийся запас ВОУ и наработанного энергетического плутония, плюс возможность вытащить уран-235 с наскирдованных запасов ОГФУ.

Главные запасы в Канаде и Австралии, мы же теперь часть капиталистического мира. Доступ к урану в Африке тоже возможен, хоть и менее стабилен.

Говоря проще, ВВЭРы имеющиеся и ожидаемые в ближайшем будущем в качестве конвертеров урана-235 в энергетический плутоний полностью уступают БНам.

Если сравнивать улучшенные ВВЭРы, СКД, на уране-235, в обоих случаях КВ порядка 0.8
Единственное, что БН могут основную часть плутония давать в виде оружейного изотопно чистого, когда ВВЭР даёт 60% Pu239.

уже сейчас целесообразность строительства ВВЭРов в РФ сомнительна. Просто куча народа разного заинтересована именно в в проектировании и строительстве ВВЭРов. Есть смысл строить в качестве прототипов по паре единиц ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД в качестве референтных блоков и продавать-строить проекты эти потом налево-направо. Но заменить все списываемые РБМК-1000 на ВВЭРы, а потом подкидываться с поисками топлива для двух десятков ВВЭРов - это уже будет недальновидной ошибкой.

Запас урана-235 в отвалах достаточен на 20 ГВт(эл) современных ВВЭР. Текущий расход в основном покрывается добычей. Таким образом, оптимальная стратегия: строительство головных блоков ВВЭР у себя и их максимальный экспорт. Сомнения в целесообразности лишь в том, что при ограниченных промышленных масштабах надо делать ставку на развёртывание БН с постепенным замыканием товливного цикла. Сначала замыкание через 50-летнее хранение ОЯТ, затем переход на автоматизрованные заводы свежего топлива и постепенное снижение выдержки до менее 1 года.
С вводом БН-800 и БН-1200 быстрая тематика избавится от имиджа маломощной экзотики: будут ВВЭР-1200 и БН-1200. Во втором капитальная составляющая затрат выше из-за трёхконтурности трубопроводов, однако и КПД 40% вместо 30%. На оксидном топливе КВ цикла порядка 1.2 с перспективой роста до 1.5 переходом на металлическое топливо, есть расходы на радиохимический завод зато в 100 раз меньше компонента расходов на урановые рудники. Будет что сравнивать.
Можно согласиться, что внимание промышленности должно быть в основном на быстром направлении сосредоточено.

СССР практически все легкодоступные и значимые урановые месторождения разведал и оконтурил. Сомнительно, чтобы могли быть обнаружены новые богатые и легкодоступные урановые месторождения.

То же самое с 1950-х говорят про исчерпание нефтяных месторождений. Чтобы оно не произошло, в каждом десятилетии появлялся новый довод: вынос мест добычи сначала в другие страны, а затем на морской шельф. Также и с ураном: появилась и считается сейчас основной технология подземного выщелачивания.
Современное буровое оборудование позволяет нефть и газ с 11-километровой глубины добывать. Для сравнения, толщина земной коры (до расплавленной магмы) под океаном 6 километров и 35 километров под континентами, а запасы угля у нас в большинстве мест учтены до глубины 600 метров. Увеличение глубин добычи может обеспечить многократный прирост запасов по урану.

Сообщение отредактировал KTN - 27.10.2013, 21:31

[asv363]

Концентрация урана-235 в хвостах зависит от настройки каскада. Настройка выбирается из экономических соображений, в зависимости от того что в среднесрочном будущем более дефицитный ресурс: природный уран, или разделительные мощности и стоимость кВт*часа.
Численный пример.
Выделяем 3.6 килограмма урана-235 из тонны природного, половину от начальных 7.2 кг/т. На килограмм пятипроцентного урана надо 6.5 ЕРР, на килограмм девяностапроцентного 178 ЕРР.
Выделяем 5.2 кг U235 из тонны, на кг пятипроцентного 8.8 ЕРР, на кг девяностапроцентного 227 ЕРР.
Выделяем 6.2 кг U235 оставляя в хвостах 0.1%, на кг пятипроцентного 12 ЕРР, на кг девяностапроцентного 292 ЕРР.

Можно, в принципе, еще добавить про поколения центрифуг. а вот по количеству ЕРР, не совсем понятно. К примеру, ровно полгода тому назад (+/- 1 день) в сообщении №134 темы АР-1000 Вы писали:

Причём обогащая от природного до 90%, на отметке 4,4% вложено (2/3) необходимой для ВОУ работы разделения изотопов.

Так в каком сообщении указано правильное значение?

[VBVB]

Если сравнивать улучшенные ВВЭРы, СКД, на уране-235, в обоих случаях КВ порядка 0.8
Единственное, что БН могут основную часть плутония давать в виде оружейного изотопно чистого, когда ВВЭР даёт 60% Pu239.

Неверно сравнивать ЯТЦ отсутствующих в металле улучшенных ВВЭРы типа СКД с прогнозируемым КВ около 0.8 с существующим и отработанным ЯТЦ того же БН-600.
У этих типов реакторов уж очень слишком отличающийся плутоний по ценности на выходе получается.

На выходе из БН-600 с урановой загрузкой имеем в топливной части активной зоны плутоний с содержанием Pu-239 около 90-92%, а в бланкетах около 95-97%. Из этого плутония относительно технически несложно изготовить топливную таблетку.
Затем можно прогнать МОХ этот в БНе и на выходе все еще будем иметь отработанный плутоний неплохого топливного качества с содержанием Pu-239 на уровне 88-89%. Потом его в РЕМОХ можно опять превратить и вновь прогнать в БНе.
Или же МОХ с плутония в БН наработанного можно прогнать в ВВЭРе с содержанием плутония в топливе около 5% и иметь на выходе отработанный МОХ с суммарным уровнем плутония-239 и плутония-241 в нем около 60-65%.

Если же имеем реакторный плутоний с ВВЭРов с высоким уровнем выгорания топлива, то в нем всего суммарное содержание хорошо делящихся плутония-239 и плутония-241 около 67-70%. Топливные таблетки масcово делать с такого высокорадиотоксичного материала технически большой гемор.
Как топливный материал для БНа такой реакторный плутоний плох, но использовать его можно при почти двукратном расходе по сравнению с бланкетным плутонием от БНа.
В качестве основы МОХа для ВВЭРов потребуется уже содержание такого реакторного плутония в топливе около 8.5% вместо 5%, т.е. опять перерасход делящегося материала в 1.7 раза. На выходе при длительном выгорании такого МОХ-топлива будем иметь плутоний с остаточным содержанием хорошо делящихся изотопов плутония-239 и плутония-241 около 45-50%. Такого качества отработанный МОХ от ВВЭРа для приготовления РЕМОХ довольно сложно перерабатывать и выдерживать придется на пару-тройку лет более отработанного МОХа от ВВЭР из БН-наработанного плутония.

Таким образом, никакой ВВЭР-СКД даже при величине КВ=0.8 не может по конверсионным возможностям урана-235 в плутоний приблизится к БН-600/БН-800. Поскольку КВ реакторов-конвертеров правильнее рассматривать именно по воспроизводству хорошо делящихся нечетных изотопов плутония, а не по всем изотопам плутония.
Во всяком случае, для практического использования плутония в МОХ-топливе для в ВВЭРов важен не КВ реактора-наработчика, а изотопный состав получающегося плутония. Для БНов этот аспект менее важен, но также должен учитываться при рассмотрении альтернативных вариантов ЯТЦ.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.10.2013, 4:32

[KTN]

по количеству ЕРР, не совсем понятно. К примеру,
Так в каком сообщении указано правильное значение?

В обоих сообщениях правильные.
Упрощённо, на килограмм 90-процентного надо 20 кг пятипроцентного, ~20*12 = 240 ЕРР. Остальные ~52 ЕРР на дообогащение с 5% до 90%.
В какой области физики специализируетесь??

[asv363]

В обоих сообщениях правильные.

К сожалению, долго вспоминал где видел данные значения. Если бы Вы указали выход ОУП, было бы проще. А так, да, согласен по величинам ЕРР , которые в точности совпадают с выдачей UxC Fuel Quantity & Cost Calculator, рекомендованным в свое время одним уважаемым участником. Видимо, про 2/3 Вы были правы, если принять их формулы за точные.

Упрощённо, на килограмм 90-процентного надо 20 кг пятипроцентного, ~20*12 = 240 ЕРР. Остальные ~52 ЕРР на дообогащение с 5% до 90%.

82:18 по процентам однако, давайте не будем упрощать.

В какой области физики специализируетесь??

У нас это когда-то называлось математическая физика, более конкретно, вычислительные методы решения ряда задач/уравнений. Достаточно?

[Denis_Hliustin]

Коллеги, мы с Александром посоветовались и приняли решение опубликовать для истории часть характеристик ВВЭР-1800:

Основные характеристики реактора ВВЭР-1800

Тепловая мощность 5800 МВт
Электрическая мощность 1800 МВт
Делящееся топливо U235, Pu239
Коэффициент воспроизводства 0,5
Средняя плотность воды 700 кг/м3
Температура теплоносителя на входе в активную зону 294 С
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны 330 С
Расход теплоносителя 37,3 м3/сек
Давление теплоносителя 15,7 Мпа
Потеря напора теплоносителя в реакторе 0,37 Мпа
Потеря напора теплоносителя во всём контуре 0,8 Мпа
Размеры корпуса реактора (наружный диаметр цилиндрической части / высота) 5,67/11,8 метра
Материал отражателя …….*.
Толщина отражателей: бокового 0,86 метра; торцевого 0,2-0,9м

Параметры активной зоны:

диаметр/высота 3,94/3,56 метра
Топливо UO2
Обогащение топлива подпитки по делящемуся материалу 3,6%
Загрузка топливом 101,2 тонны (ТМ)
Плотность топлива в таблетке 10,4 – 10,8 г/см3
Количество ТВС 253
Размер ТВС под ключ ………*.
Наружный диаметр ТВЭЛа 9,1 мм
Число ТВЭЛов в ТВС 312
Шаг треугольной решётки 12,75 мм
Материал оболочки ТВЭЛов: сплав циркония с …%…*.
Толщина оболочки ТВЭЛов 0,68 мм
Масса оболочки/ масса топлива (UO2) 35 тонн/114,8 тонн
Средняя плотность энерговыделения 133 МВт/м3
Максимальная температура в центре ТВЭЛа 1600 С
Максимальная температура оболочки ТВЭЛа:
на внутренней поверхности 400 С
на наружной поверхности 350 С
Средняя линейная тепловая нагрузка на ТВЭЛ 207 Вт/см
Коэффициент воспроизводства в равновесном режиме 0,5
Коэффициент неравномерности энерговыделения (физический)
По высоте 1,48
По радиусу 1,35
Длительность кампании топлива 3 (4) года
Число перегрузок топлива за кампанию 3(4)
Средняя глубина выгорания топлива 42 ГВт*сутки/тонна урана
Максимальный флюенс нейтронов (E>0,5 Mev):
в топливе 1е22 нейтр/см2
в оболочках ТВЭЛов 1е22 нейтр/см2
в корпусе реактора 1е19 нейтр/см2

Эффекты реактивности:

запас реактивности при номинальном режиме в начале кампании 8%
в конце кампании 0%
Температурные коэффициенты реактивности:
По температуре топлива – (0,2-0,25)*10-2 %/градус цельсия
По температуре теплоносителя – (1-8) )*10-2 %/градус цельсия
Мощностной коэффициент реактивности -2,5*10-4 (delta P/ %N)
Пустотный (паровой) коэффициент реактивности +(5-30)*10-4 (delta p/ %fi)
Изменение реактивности при полной потере теплоносителя в активной зоне -22%
Максимальное число стержней СУЗ (АЗ и АР) 199
Вес одного стержня СУЗ (АЗ + АР), средний 0,05%

Характеристики топливных циклов ВВЭР-1800
Первая топливная загрузка
Масса топлива 101,2 тонны
Загружаемое топливо:
U235 25,3 кг/т
U238 974,7 кг/т
Средняя глубина выгорания 24,5 ГВт*сутки/тонна ТМ
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 7,6
U236: 1,9
U238: 962,5
Pu238: ……*.
Pu239: 4,1
Pu240: 1,7
Pu241: 0,7
Pu242: 0,2
Np237: 0,1

Стационарный режим работы: ВВЭР-1800, открытый цикл
Масса топлива 101,2 тонны
Загружаемое топливо:
U235 36,0 кг/т
U238 964,0 кг/т
Средняя глубина выгорания 42,0 ГВт*сутки/тонна ТМ
Ежегодный расход топлива при КИМ = 0,8 (тонн/год): 40,5
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 9,0
U236: 4,1
U238: 935,0
Pu238: ……*.
Pu239: 6,8
Pu240: 2,1
Pu241: 2,1
Pu242: 0,8
Np237: 0,8
Средний по кампании коэффициент воспроизводства: 0,5

Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 4.11.2013, 1:34

[Smith]

Коллеги, мы с Александром посоветовались и приняли решение опубликовать для истории часть характеристик ВВЭР-1800:

вот спасибо!!

[asv363]

Коллеги, мы с Александром посоветовались и приняли решение опубликовать для истории часть характеристик ВВЭР-1800:
...
Температура теплоносителя на входе в активную зону 294 С
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны 330 С
Расход теплоносителя 37,3 м3/сек
Давление теплоносителя 15,7 Мпа
Потеря напора теплоносителя в реакторе 0,37 Мпа
Потеря напора теплоносителя во всём контуре 0,8 Мпа
Размеры корпуса реактора (наружный диаметр цилиндрической части / высота) 5,67/11,8 метра
...
Длительность кампании топлива 3 (4) года
Число перегрузок топлива за кампанию 3(4)

Характеристики топливных циклов ВВЭР-1800
Средняя длительность работы топлива 2 года

Стационарный режим работы: ВВЭР-1800, открытый цикл
Средняя длительность работы топлива 2 года

Действительно, информация интересная, спасибо!

Это вариант развития В-501 (ВВЭР-1200А), но с тремя циркуляционными петлями, или что-то иное, из старого? Так же интересует различие в приведенных данных по топливу, все-таки 2 года или 3-4 в активной зоне?

[VBVB]

Коллеги, мы с Александром посоветовались и приняли решение опубликовать для истории часть характеристик ВВЭР-1800:

Спасибо, очень интересно.

Основные характеристики реактора ВВЭР-1800
Характеристики топливных циклов ВВЭР-1800
Средняя глубина выгорания 24,5 ГВт*сутки/тонна ТМ
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 7,6
U236: 1,9
U238: 962,5
Pu238: ……*.
Pu239: 4,1
Pu240: 1,7
Pu241: 0,7
Pu242: 0,2
Np237: 0,1

Стационарный режим работы: ВВЭР-1800, открытый цикл
Средняя глубина выгорания 42,0 ГВт*сутки/тонна ТМ
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 9,0
U236: 4,1
U238: 935,0
Pu238: ……*.
Pu239: 6,8
Pu240: 2,1
Pu241: 2,1
Pu242: 0,8
Np237: 0,8
Средний по кампании коэффициент воспроизводства: 0,5

Интересно, почему данные по Pu-238 отсутствуют и со звездочкой. Что там в комментарии такого "интересного" содержится?
Исходя из составов ОЯТ зарубежных PWR с близким уровнем выгорания, можно предполагать, что в первом случае для малого уровня выгорания (24,5 ГВт*сутки/тонна ТМ) имеем количество Pu-238 около 0.08-0.10 кг на тонну ОЯТ, а в случае ОЯТ высокого выгорания (42,0 ГВт*сутки/тонна ТМ) количество Pu-238 будет около 0.19-0.23 кг на тонну ОЯТ.

Печально низкий коэффициент воспроизводства равный 0.5 делает строительство столь большого ВВЭРа сейчас заведомо бессмысленным. Однако для данного примера имеется лукавство в декларируемом КВ=0.5, поскольку реальный подсчет по всем изотопам плутония дает КВ=0.385 и КВ=0.445 для обоих рассмотренных случаев.
Все таки бессмысленно включать в зачет КВ для ВВЭРов наработку практически неделящихся в ВВЭРном спектре урана-236 и нептуния-237, поскольку они себя ведут скорее как ядра-поглотители типа урана-238.

Сообщение отредактировал VBVB - 5.11.2013, 0:45

[Denis_Hliustin]

Это вариант развития В-501 (ВВЭР-1200А), но с тремя циркуляционными петлями, или что-то иное, из старого?

Старый, советский проект с четыремя петлями. Прорабатывалось увеличение его мощности до 2000 МВт.

Так же интересует различие в приведенных данных по топливу, все-таки 2 года или 3-4 в активной зоне?

Два для первой загрузки. В стационарном режиме 3 (4) года при 3 (4) перегрузках.

[Denis_Hliustin]

низкий коэффициент воспроизводства равный 0.5 делает строительство столь большого ВВЭРа сейчас заведомо бессмысленным.

Конечно замыкание топливного цикла лучше на основе БН, чем ВВЭР. Расчитан также "ВВЭР-1800У" на плутонии, с тесной легководной решёткой. Топливо UO2-PuO2, отношение объёмов воды и топлива 0.85. Топливный цикл ВВЭР-1800У:
Масса топлива 112 тонн
Средняя концентрация изотопов в загружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 2,2
U238: 886,7
Pu239: 60,0
Pu240: 26,7
Pu241: 20,0
Pu242: 4,4

Средняя глубина выгорания 41,0 ГВт*сутки/тонна ТМ
Ежегодный расход топлива при КИМ = 0.8, тонн в год: 37.4
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 1,31
U238: 852,0
Pu239: 52,7
Pu240: 24,3
Pu241: 17,3
Pu242: 6,5
Средний по кампании коэффициент конверсии: 0.81

бессмысленно включать в зачет КВ для ВВЭРов наработку практически неделящихся в ВВЭРном спектре урана-236 и нептуния-237, поскольку они себя ведут скорее как ядра-поглотители типа урана-238.

КВ в литературе определяют по-разному, в ряде определений величина КВ не тождественна числу затраченных нейтронов. Для замкнутого цикла с равновесным составом топлива это имеет физический смысл: на входе икс килограмм плутония с высокой долей чётных изотопов, на выходе больше килограмм такого же изотопного состава.

Интересно отметить, например наличие Pu241 вносит положительный вклад в реактивность. Его критмасса на спектре БН ещё меньше, чем у 239-го. Однако когда из урана-238 захватом трёх нейтронов Pu241 производится, четвёртый нейтрон делит в осколки деления это ядро и появляются nu*eps~2.9*1.13=3.28 нейтрона, общий баланс нейтронов по этому парциальному каналу отрицательный.
Сам по себе захват нейтронов в конструкционных материалах и теплоносителе быстрого реактора может быть небольшим, а КВ вместо два с лишним, чуть выше единицы: много нейтронов поглощается самим топливом через образование высших актинидов, даже если есть их последующее деление.

Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 13.11.2013, 22:13

[VBVB]

Расчитан также "ВВЭР-1800У" на плутонии, с тесной легководной решёткой. Топливо UO2-PuO2, отношение объёмов воды и топлива 0.85.
Средний по кампании коэффициент конверсии: 0.81

Спасибо за интересную информацию.
Вот это уже более оправданный вариант супер-ВВЭР для нынешнего времени. И величина КВ вполне приличная прогнозируется.
Жаль никто сейчас и в ближайшее время такой аппарат строить и не собирается.
Всё на СКД надеятся...