MOX в легководниках Опции

[Татарин]

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

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?

[AtomInfo.Ru]

А вот тяга к сверхвысоким КВ у быстрых реакторов - да, таки становится анекдотичной.

КВа БРЕСТа чуть-чуть более 1.

Так что о сверхвысоких КВ уже забывают.

[Didro]

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.

Чуток ошиблись, вроде как на порядок поменьше.

[Didro]

КВа БРЕСТа чуть-чуть более 1.

Так что о сверхвысоких КВ уже забывают.

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

[AtomInfo.Ru]

А разве это не в АЗ?

КВа.

То есть, это именно в активной зоне.

[Didro]

КВа.

То есть, это именно в активной зоне.

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.

[pappadeux]

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!!!

9кг на тонну это ~1%

от 200тт один процент это 2тт

[VBVB]

9кг на тонну это ~1%

от 200тт один процент это 2тт

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.9.2015, 11:43

[VBVB]

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?

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.9.2015, 11:42

[Didro]

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.

[LAV48]

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...

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?

[VBVB]

Все же, как ни крути, а придется жидкосолевики рано или поздно начать делать.

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.

[VBVB]

Следуя этой логике можно обвинять, например, Японию?

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.

[VBVB]

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?

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 29.9.2015, 22:41

[Pakman]

MOX в легководниках

ВХР соблюдать надо.

[VBVB]

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?

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.

[alex_bykov]

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?

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.

[AtomInfo.Ru]

Отличаются ли конструктивно, с точки зрения геометрии, MOX сборки?

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.

[VBVB]

Smith в теме по германским АЭС спросил:

Владимир, а зачем нам это надо? со своим бы разобраться...
в том смысле, что ресурс-то это, безусловно, ценный, но освоить его масштабную переработку (ОЯТ ВВЭР-1000) нам еще только предстоит.

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.

[Alx]

... относительно просто решается.

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 …