IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
3 страниц V   1 2 3 >  
Reply to this topicStart new topic
> Техническое задание №352-ТЗ-002, ВВЭР-1800
Denis_Hliustin
сообщение 23.10.2013, 0:40
Сообщение #1


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 120
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



В связи со строительством EPR-1700 планируется ли у нас переход к ВВЭР-1800, кто-нибудь знает?
В 1986 году подготовлено техническое предложение, в связи с распадом страны его отложили в долгий ящик, как оказалось, по меньшей мере на 28 лет.
Целесообразно ли возобновление работ по нему, или выгоднее строить ВВЭР-1200 с последующим переходом на быстрые реакторы?

Одно из преимуществ ВВЭР-1800 перед тысячником состоит в том, что в бо'льшей активной зоне поглощается основная часть гамма-квантов деления. Утечка нейтронов уменьшается. При остальных равных условиях топливная составляющая снижается на 10%.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.10.2013, 7:45
Сообщение #2


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 900
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Denis_Hliustin @ 23.10.2013, 1:40) *
В 1986 году подготовлено техническое предложение, в связи с распадом страны его отложили в долгий ящик, как оказалось, по меньшей мере на 28 лет.


Был даже ВВЭР-2000.
http://atominfo.ru/news/air6757.htm

QUOTE(Denis_Hliustin @ 23.10.2013, 1:40) *
Целесообразно ли возобновление работ по нему, или выгоднее строить ВВЭР-1200 с последующим переходом на быстрые реакторы?


Рыжов на "Атомэкспо-2010" предлагал вернуться к ВВЭР-1800, нарастив 1200-ый до трёх петель.

С тех пор тема ушла далеко вниз. На МНТК в Подольске в этом году главной задачей всё-таки ставился ВВЭР-С.

То есть, во главу угла ввэрщики ставят сейчас КВ, а не мощность. Логика объяснима - ВВЭР надо искать своё место среди четвёртого поколения. Если найти не удастся, то не станет ни 1200, ни 1800, ни других проектов.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 23.10.2013, 10:52
Сообщение #3


Ветеран форума
*****

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



Еще были замашки на ВВЭР-2400.
На 2 ГВт планировали 2 турбинки от 1 ГВт, на 2,4 смотрели варианты 3 по 800 МВт (вариант Харьков, модификация эксплуатируемых на Игналине 750 МВт), либо 1200 МВт (вариант ЛМЗ).
При этом даже за счет роста КВ при снижении обогащения до 4,2%, расчитывали на увеличение глубины выгорания до 50-55 ГВт*сут/тн, а в последствии с ториевым циклом и ~2% по U233 - до 80.

Сообщение отредактировал Didro - 23.10.2013, 10:57


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 23.10.2013, 11:22
Сообщение #4


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 105
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



Проблемы с управлением полем у таких монстриков гарантированно будут...


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
armadillo
сообщение 23.10.2013, 13:32
Сообщение #5


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 195
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



а у ЕПР не будет? а у ABWR или оскархама? у них то (BWR) геометрические размеры серьезно поболе будут


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 23.10.2013, 13:41
Сообщение #6


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 105
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(armadillo @ 23.10.2013, 14:32) *
а у ЕПР не будет? а у ABWR или оскархама? у них то (BWR) геометрические размеры серьезно поболе будут

Как же без этого? Будут, конечно. Просто про этот фактор тоже забывать не надо /ну, и по природе своей он ближе к моему "застарелому геморрою"/. laugh.gif


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 23.10.2013, 20:42
Сообщение #7


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 808
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.10.2013, 0:45) *
С тех пор тема ушла далеко вниз. На МНТК в Подольске в этом году главной задачей всё-таки ставился ВВЭР-С.


я, помнится, задавал вопрос, но так и не получил ответа

правильно ли я понимаю, что ВВЭР/С будет иметь меньшую энергонапряженность зоны?

Т.е. в габаритах ВВЭР-1200 можно будет получить только ВВЭР/С-1000 ?

И, соответственно, для возвращения к мошностям типа ВВЭР-1200/ВВЭР-ТОИ (те же плошадки, та же турбина, ОРУ, ...)
придется делать новый корпус ближе по размеру к ВВЭР-1500 ?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.10.2013, 21:18
Сообщение #8


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 900
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(pappadeux @ 23.10.2013, 21:42) *
я, помнится, задавал вопрос, но так и не получил ответа

правильно ли я понимаю, что ВВЭР/С будет иметь меньшую энергонапряженность зоны?


В Подольске сами подольские ВВЭР-С не представляли. Поэтому ответить сложно.

Конкретно по ВВЭР-С делал доклад Алексеев, но текст отсутствует в сборнике докладов.

Зато есть фэёвский доклад по ВВЭР-СКД (Глебов, Клушин, Баранаев, Кириллов). А в нём surprise! Средняя удельная энергонапряжённость активной зоны 107 кВт/л при тепловой мощности 3830 МВт. Размеры зоны - диаметр 3,37 м, высота 3,76.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
armadillo
сообщение 24.10.2013, 8:37
Сообщение #9


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 195
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



ну скд понятно что теплосъем должен быть интенсивнее.
а по исходному посту - имхо, однозначно, что перспектива в развитии новых технологий (-с, скд), и "обычный" ВВЭР-1800+ делать не надо. И у меня впечатление, что так оно и воспринимается на всех уровнях. А вот какого размера делать новые реакторы - вопрос.
я считаю, что большого, иначе никаких денег не хватит.


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 24.10.2013, 17:40
Сообщение #10


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(armadillo @ 24.10.2013, 9:37) *
имхо, однозначно, что перспектива в развитии новых технологий (-с, скд), и "обычный" ВВЭР-1800+ делать не надо. И у меня впечатление, что так оно и воспринимается на всех уровнях. А вот какого размера делать новые реакторы - вопрос.
я считаю, что большого, иначе никаких денег не хватит.

А есть ли смысл в текущий момент времени ориентировать развитие АЭ в РФ на строительство ВВЭРов? Хоть в варианте ВВЭР-С, хоть в варианте ВВЭР-1800+?
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?
И есть ли смысл с МОХом для ВВЭРов начинать безперспективную возню устраивавать?

Сообщение отредактировал VBVB - 24.10.2013, 17:41


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
asv363
сообщение 24.10.2013, 22:41
Сообщение #11


Участник-писатель
*******

Группа: Patrons
Сообщений: 5 273
Регистрация: 20.8.2012
Из: Россия, Москва
Пользователь №: 33 670



QUOTE(VBVB @ 24.10.2013, 18:40) *
А есть ли смысл в текущий момент времени ориентировать развитие АЭ в РФ на строительство ВВЭРов? Хоть в варианте ВВЭР-С, хоть в варианте ВВЭР-1800+?
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?

В том, что касается возможных проблем с обеспечением топливом в будущем, то это не ВВЭР/ВВЭР-С/ВВЭР-СКД (В-393) виноваты. У последнего КВ около 1. Полагаю, надо более активно работать с Казахстаном, который рядом, а не заниматься скупкой активов в тех регионах, из которых поставка может быть банально заблокирована с соблюдением законодательства. Вдобавок, один покупатель у нас явно лишний, сугубо личное мнение.

Сообщение отредактировал asv363 - 24.10.2013, 23:12
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 25.10.2013, 11:47
Сообщение #12


Ветеран форума
*****

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



QUOTE(VBVB @ 24.10.2013, 17:40) *
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?
И есть ли смысл с МОХом для ВВЭРов начинать безперспективную возню устраивавать?


Поэтому варианты ВВЭР-2-2,4 ГВт еще в 80х предуматривали перевд на торий, с КВ~1,03-1,05.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.10.2013, 13:50
Сообщение #13


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 25.10.2013, 12:47) *
Поэтому варианты ВВЭР-2-2,4 ГВт еще в 80х предуматривали перевод на торий, с КВ~1,03-1,05.

О чем и была суть моего вопроса.
Без перехода в ближайшем будущем на гибридный уран-ториевый топливный цикл смысла в массовом строительстве отечественных ВВЭРов нет. При перспективном недостатке урана-235 смысл содержания большого парка ВВЭРов имеется лишь при наработке для них урана-233.
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
РБМК могли бы хорошо справиться с этой задачей, но им приговор уже подписан и в ближайшие 10-12 лет им кранты придут. БН-600 и БН-800 под программы уничтожения военного плутония отведены.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.
Т.е. ситуация сложилась такая, что в ближайшие 5-7 лет никто даже в экспериментальном порядке не собирается опробовать на российских ВВЭРах технические аспекты уран-ториевого топливного цикла.
Зато мыслители развития отечественного ЯТЦ рассказывают сладкие сказки про гипотетический ВВЭР-СКД с баснословным КВ около 1, и про то что перспективное уничтожение отечественного запаса энергетического плутония в виде МОХ-топлива для ВВЭРов это очень хорошо...

Сообщение отредактировал VBVB - 25.10.2013, 13:50


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
armadillo
сообщение 25.10.2013, 13:52
Сообщение #14


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 195
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



проблема в том, что это надо заниматься торием вообще и его циклом. себе на шею)

а так - я уже предлагал вместе с индусами развивать AHWR на замену РБМК wink.gif

Сообщение отредактировал armadillo - 25.10.2013, 13:52


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 25.10.2013, 14:58
Сообщение #15


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(armadillo @ 25.10.2013, 14:52) *
а так - я уже предлагал вместе с индусами развивать AHWR на замену РБМК wink.gif

Дельное предложение.
AHWR - специализированный энергетический реактор-наработчик урана-233 типа вертикального CANDU с перезаправкой на ходу, причем при его работе на самом уране-233 и тории наработка делящегося урана-233 довольно высока, обеспечивая режим самовоспроизводства. Да плутониевый МОХ в AHWR всяко более полезнее утилизироваться будет, чем в ВВЭРах предполагаемых. Поскольку уровень выгорания плутония реакторного после AHWR таков, что его проще сразу захоранивать без выделения (остаточное содержание Pu-239 около 2,3% и Pu-241 около 22.3%).
Но индусы как партнеры в разработках технических проектов еще те "злые буратино", да и наши ру-у-у-уководители наверняка не до пустят такого варианта по типу "да что бы мы у индусов учились чему-либо...".
Все таки, если же обращаться в ближайшее время к торий-урановому ЯТЦ, то неплохо было бы поучится у индусов тонкостям разным. Поскольку опыт наработки урана-233 разного качества у них имеется и на BWR, и на PHWR, и на малом быстровике FBTR. Причем на последнем реакторе научились они делать высокочистый уран-233 с содержанием вредного урана-232 на уровне 5 ppm. Из такого урана-233 топливо таблеточное легко делать.

Сообщение отредактировал VBVB - 25.10.2013, 15:08


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 25.10.2013, 16:06
Сообщение #16


Ветеран форума
*****

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



QUOTE(VBVB @ 25.10.2013, 13:50) *
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
РБМК могли бы хорошо справиться с этой задачей, но им приговор уже подписан и в ближайшие 10-12 лет им кранты придут. БН-600 и БН-800 под программы уничтожения военного плутония отведены.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.

Так где-то здесь я писал уже, что при химкомбинатах предуматривали комплекс:
ТРОЛ=> Pu239 для БР с литиевым теплоносителем.
БР=>Т (в виде тритита лития из холодных ловушек)+U233 (ториевые сборки экранов) на развитие сети ВВЭР, включая экспортные варианты.
ВВЭР - самообеспечение

QUOTE(VBVB @ 25.10.2013, 13:50) *
РБМК могли бы хорошо справиться с этой задачей, но им приговор уже подписан и в ближайшие 10-12 лет им кранты придут.

В условиях отсутвия первых цепей (ТРОЛ+БР), вполне могут испльзоваться для начала цикла, и главное это единственный экономичный путь увеличения глубины выгорания на РБМК.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
armadillo
сообщение 25.10.2013, 16:10
Сообщение #17


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 195
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



Смысла что-то делать на РБМК при их списании как раз к сроку доведения технологии до ума (оптимистичная оценка) нет.


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 25.10.2013, 21:08
Сообщение #18


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 759
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



QUOTE(VBVB @ 25.10.2013, 14:50) *
Без перехода в ближайшем будущем на гибридный уран-ториевый топливный цикл смысла в массовом строительстве отечественных ВВЭРов нет. При перспективном недостатке урана-235 смысл содержания большого парка ВВЭРов имеется лишь при наработке для них урана-233.
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.


Небольшое уточнение, которое уже обсуждалось в пункте 4:
Период полураспада ядра-предшественника U233 на порядок дольше, чем ядра-предшественника Pu239. Это усугубляется большим сечением нейтронного захвата 91Pa233 составляющим 150 барн. Поглощение в Pa233 особенно существенно тем, что теряется два нейтрона из цикла воспроизводства: один расходуется на образование Pa233, а другой поглощается в Pa233. при потоке нейтронов 2e13 время жизни Pa233 до поглощения нейтрона в 100 раз больше чем период его радиоактивного распада в U233, а при потоке 2e15 эти величины равны. В случае бридера может оказаться, что для превышения КВ единицы требуется снижать мощность реактора до незначительных величин.

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. Их замысел, в частности, подразумевает увеличить размножение нейтронов в уране-238 более тесной решёткой ТВЭЛов и меньшей плотностью водяного пара. В тории-232 этот эффект не работает из-за, сравнительно с ураном-238, высокого порога деления и низкого сечения за ним.

Эффективный ториевый цикл требует разработки специальных реакторов. Если они на тепловых нейтронах, их поток должен быть мал. Именно поэтому под торий стремились приспособить старые реакторы, тяжеловодные либо графитовые. Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.

Сообщение отредактировал KTN - 25.10.2013, 21:14
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 25.10.2013, 21:24
Сообщение #19


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 808
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(KTN @ 25.10.2013, 14:08) *
Эффективный ториевый цикл требует разработки специальных реакторов.


совершенно верно

QUOTE(KTN @ 25.10.2013, 14:08) *
Если они на тепловых нейтронах, их поток должен быть мал. Именно поэтому под торий стремились приспособить старые реакторы, тяжеловодные либо графитовые. Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.


потому и привлекательны для этого жидкосолевые реакторы - предполагается наличие ловушек протактиния вне зоны, плюс ванны выдержки где протактиний будет распадаться

Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 25.10.2013, 23:19
Сообщение #20


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 759
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



QUOTE(VBVB @ 24.10.2013, 18:40) *
есть ли смысл в текущий момент времени ориентировать развитие АЭ в РФ на строительство ВВЭРов? Хоть в варианте ВВЭР-С, хоть в варианте ВВЭР-1800+?
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?


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 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.

Может отработать одно поколение легководников общей мощностью 4000 ГВт, восьмикратный резерв роста по сравнению с уже построенным мировым парком. Если с 0,5 до 0,8 увеличить КВ, цифра вырастет до 10.000 ГВт, порядка 1 кВт на человека. В дальнейшие десятилетия основную часть парка должны составлять быстрые реакторы, а легководные на плутонии (КВ 0,8 - 0,9) могут занять нишу транспортных корабельных реакторов.

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.

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. К тому же, у нашей страны наверняка много недоразведанных урановых руд, есть и возможность крутить отвальный уран, имеющийся в количестве до 600 тысяч тонн. Это даёт определённую уверенность. Целый ряд других стран, конечно, в этом вопросе более ограничены.
Go to the top of the page
 
+Quote Post

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

 



Текстовая версия Сейчас: 17.10.2018, 21:34
Rambler's Top100