Версия для печати темы

Автор: kuzeyli 1.1.2012, 18:52

Благодарю АтомИнфо.ру и В.Берковича за интервью http://atominfo.ru/news9/i0464.htm . Тему считаю весьма злободневной и сам давно точил на неё зубы, но не знал как начать.

Сначала о терминах. ВВЭР с регулируемым спектром нейтронов (посредством вытеснителей) буду называть Супер-ВВЭР (СВВЭР), понимая, что это только один из возможных его вариантов. Но не буду иметь в виду ВВЭР-СКД, как вариант СВВЭР. Тем более, что у ВВЭР-СКД своих вариантов хватает. Всё это почти устоявшиеся термины разработчиков и их и буду придерживаться.

О самом интервью. Упор в ней, как видно, Вадим Яковлевич делает на ВВЭР-СКД, как на более ценном для атомной энергетики реакторе, чем СВВЭР. Что очень даже понятно, - КПД в 40% с лишним, даже КПД-брутто, не шуточное дело. Но создаётся из интервью впечатление, что ОКБ ГП, при определённых условиях (например, при твёрдом заказе на разработку ВВЭР-СКД), готов махнуть рукой на СВВЭР. Как на паллиатив по отношению к ВВЭР-СКД. Что было бы весьма печально.

Потому что ВВЭР-СКД это почти журавль в небе, а СВВЭР, - почти синица в руках, но это синица, которая со временем способна стать близкой в своих размерах к журавлю. В частности и потому, что ториевый СВВЭР мог бы стать средством создания турецкого атомпрома, по сути как дочернего АО по отношению к Росатому. Ещё лучшим таким средством был бы, конечно, ВВЭР-СКД, но когда он будет. А та же Турция ждать не будет, а воспользуется первой же иной возможностью использования своих запасов тория.

В общем, если Росатом на самом деле задался целью мировой экспансии и в области наукоёмких технологий (как второй этап этой экспансии), то можно и нужно быстро создавать Супер-ВВЭР, в том числе и ториевый. И к разработке последнего можно и нужно привлекать и турецкую сторону. А ВВЭР-СКД будет чем-то вроде венца ВВЭРов. И к нему, конечно, тоже надо стремиться.

Автор: AtomInfo.Ru 1.1.2012, 19:06

В Супер-ВВЭР меня очень беспокоит пустотный эффект.

Если брать просто реакторы с тесными решётками (сблизить твэлы друг к другу), то КВ у них резко растёт и КВ=0,7-0,8 становятся легко достижимыми. Но при этом ПЭР стремится к нулю и даже становится положительным.

Спектральное регулирование якобы позволяет данную проблему обойти. С интересом бы послушал как. Но дело в том, что это вопрос к Курчатнику или, в крайнем случае, к ФЭИ, но не к Гидропрессу. Вопрос такой Берковичу мы всё-таки задали, но ответа на него закономерно не получили. Это действительно не их область.

Насчёт перспектив - особенно не беспокойтесь У направления Супер-ВВЭР есть влиятельные сторонники, в том числе, нередко поминаемый на форуме господин А-в.

Автор: kuzeyli 3.1.2012, 18:15

Ещё раз просмотрел статью “Близость к сценарию” сотрудников НИЦ КИ Ю.Семченова, А.Павловичева и А.Чибиняева в октябрьском номере журнала “Росэнергоатом” http://rosenergoatom.info/index.php?option=com_content&view=archive&year=2011&month=06 и должен вернуться к теме даже не терминов, а сокращений. Они Супер-ВВЭР сокращённо называют ВВЭР-С. Так же буду именовать его впредь и я.

По поводу безопасности ВВЭР-С можно и нужно, конечно, попытать и вышеуказанных сотрудников НИЦ КИ. Но в статье своей никаких сомнений в осуществимости этого реактора они не выказывают. Значит, непреодолимых препятствий этому не видят.

Более того, по-моему, и они, и В.Беркович молча намекают, что дело это сегодня упирается в его финансирование. И в обоснование необходимости такого реактора посильную свою лепту попробую внести и я. Но всего лишь в виде впечатления о готовности турецких властей к следующему серьёзному шагу в атомном сотрудничестве с Россией.

Автор: AtomInfo.Ru 3.1.2012, 18:26

Ссылка на статью http://www.rosenergoatom.info/index.php?option=com_content&view=article&id=587%3A2011-10-14-13-49-18&Itemid=27.

Автор: AtomInfo.Ru 3.1.2012, 19:06

Kuzeyli,

про ПЭР я вспомнил неспроста. Я считал такие системы на дипломе. Более того (о, дивные советские времена!), мне для диплома специально собирали три загрузки на одном из критстендов в ФЭИ. Сейчас в это трудно поверить - сторонний студент заикнулся, что хотел бы иметь собственные экспериментальные данные в дополнение к взятым из американской литературы, и ему тут же собрали целых три зоны!

Физика проблемы с ПЭР такова. Чуть выше тепловых энергий нейтронов сидит (при 6,67 эВ, если помню правильно) дичайший по площади захватный резонанс в сечениях U-238. В традиционном ВВЭР нейтроны обходят этот резонанс в воде и замедляются ниже его по энергии. Но уберите из ВВЭР немного воды, т.е. сделайте спектр чуть жёстче - и резонанс начнёт работать в полную силу. Реактивность системы резко упадёт из-за роста захватов на U-238. Но по этой же причине начнёт резко расти КВ. Если найду старые файлы, то проиллюстрирую это цифрами и графиками.

Т.е., ставя твэлы в ВВЭР теснее друг к другу (или вытесняя воду!), мы действительно можем существенно поднять КВ и превратить ВВЭР в почти-бридер. Но у такого реактора с тесными решётками пустотный эффект реактивности может быть положительным, т.к. теперь при потере воды спектр будет уходить с упомянутого гигантского резонанса в сечении захвата U-238. Это примерно напоминает возникновение положительного ПЭР для состояния ВВЭР с большой концентрацией борной кислоты.

Обойти данное явление в лоб нельзя, т.к. мы имеем дело с физическими константами. Запретить ядрам урана-238 иметь резонанс при 6,67 эВ мы не можем. Более того, этот резонанс нам нужен для повышения КВ. Проблема положительного ПЭР зарубила работы по реакторам с тесной решёткой, ведшиеся в 80-ые годы в Союзе, США, Франции и Японии. После Чернобыля такие реакторы строить никто не дал бы.

В своё время Курчатник предлагал другое решение - уйти вообще от теплового спектра для будущих ВВЭР и проектировать их как пароводяные бридеры, реакторы с быстрорезонансным спектром. По факту, курчатовцы хотели превратить ВВЭР в кипящий реактор, что многим тогда не понравилось.

В статье, на которую Вы ссылаетесь, про ПЭР не говорится ровным счётом ничего. Но есть некоторые косвенные данные. Например, там указывается:

Т.е., уран-водное отношение (мне более привычен такой термин) меняется от 1 до 0,5. Последнее - это фактически традиционный ВВЭР. А при уран-водном отношении, равном единице, пустотный эффект ещё остаётся отрицательным! Это я помню из расчётов. В плюс по ПЭР мы вылетим где-то при уран-водном отношении, равном двойке.

Таким образом, в описанном в статье варианте ПЭР существенно уменьшится по модулю, но всё ещё останется отрицательным. За пределы безопасного проектирования реакторов мы не выйдем, хотя динамика переходных процессов станет более неприятной, чем для традиционных ВВЭР.

Но! При уран-водном отношении, равном единице, мы не сможем рассчитывать на требуемые КВ. По памяти, при таком отношении КВ составит где-то от 0,6 до 0,7. До поставленных целей 0,8-0,85 (статья) или 0,8-0,9 (Беркович) мы не дотягиваем! Более того, нужные нам КВ появлялись при таких значениях отношений, когда ПЭР становился положительным.

Каким образом Курчатник предлагает справляться с этим противоречием, я пока разобраться не могу. Конкретных цифр в статье, к сожалению, не приводится.

Добавлю для понимания. Не критикую и не разоблачаю Напротив, мне жутко интересно, каким образом и за счёт чего Курчатник смог добиться требуемого результата.

Автор: kuzeyli 3.1.2012, 20:50

Ну, так Вам, вроде, и карты в руки. И не забудьте спросить про возможности ториевого ВВЭР-С. Про свой реактор говорить не буду. А продолжу начатую свою песню.

Итак, о готовности Турции. Во-первых, власти Турции непреклонны в своей решимости создания в их стране атомной энергетики, невзирая на отрицательное отношение к этому большинства населения. Причём не сопротивляются этому (молча) и верхи оппозиционных парламентских партий. Всему этому есть вполне очевидные причины, но здесь на них останавливаться не буду.

Во-вторых, такой же консенсус в элитах Турции существует уже и в отношении дальнейшего расширения-углубления связей с Россией. Так, неделю назад Турция дала разрешение на проход Ю.Потока через свою экономическую зону в Чёрном Море, чем сняла с рук России последние путы в торговле газом с Европой. И это событие обошлось у них безо всяких криков о продаже Турцией своих западных союзников. И это не случайно, потому что за неделю-две до этого к премьеру Эрдогану нанесли визиты примирения предыдущий, Байкал, и нынешний, Кылычдароглу, главы второй по весу парламентской партии – НРП. А третьей и четвёртой парламентским партиям пока и не до отношений Турции с Россией. И вот самый суровый по этому поводу комментарий обозревателя Миллиет Кохена свёлся к тому, что в сотрудничестве с Россией им надо не забывать о зависимости Турции от неё (России).

В общем, против расширения-углубления российско-турецкого атомного сотрудничества опять будут выступать профессиональные противники АЭС и отдельные депутаты оппозиционных партий. А все необходимые решения правящая ПСР будет проводить через парламент (с молчаливого согласия большинства оппозиционных депутатов) и претворять затем в жизнь невзирая на это сопротивление. Но только при условии, что связи эти не будут угрожать энергетической безопасности их страны. А ещё лучше, если они эту их безопасность будут укреплять.

Автор: kuzeyli 3.1.2012, 21:56

Вот России и надо ко взаимной с Турцией выгоде вовлечь в производство электроэнергии в Турции их запасы тория. С предельным их участием в этом деле. Проще всего это сделать вроде посредством ториевого ВВЭР-С. А договороспособность турецких властей, по-моему, позволит найти все необходимые для этого взаимоприемлемые решения. Такое вот у меня впечатление.

Автор: VBVB 5.1.2012, 14:20

Перспективный ториевый ВВЭР-С не только бы туркам был бы интересен, но и индусам, и южноамериканцам типа Венесуэлы, Аргентины или Бразилии с учетом их запасов тория. Вопрос только стоит поставить так "А нужен ли ториевый ВВЭР менеджерам Росатома?". Сдается мне, что ответ будет отрицательным. Не зря же было сказано турком "Атомная банда"...

Автор: AtomInfo.Ru 5.1.2012, 14:51

Прежнего директора ФЭИ многие ругали. И на известном питерском сайте на него лили грязь бочками. А ведь он говорил правильные вещи - рассуждать надо не об одном типе реакторов, а о всей системе в целом.

Давайте посмотрим, какая логика стоит за нынешним интересом к ВВЭР-С/СКД.

Чтобы решить вопрос с ресурсным обеспечением атомной энергетики, нам необходимо иметь систему со средним КВ=1+a+b.

Коэффициент "a" учитывает технологические потери при переработке. Коэффициент "b" учитывает наработку топлива для развития системы, т.е. строительства новых блоков. Если развития нет, то b=0.

Оба коэффициента не будут в реальности слишком велики. Технологию переработки можно совершенствовать, слишком активное развитие нам не грозит. Поэтому КВ системы должно быть порядка, допустим, 1,05-1,1.

Если в состав системы входят только быстрые реакторы, то всё очевидно. Мы ставим им требования по КВ=1,05-1,1 и спокойно их выполняем, т.к. такие реакторы мы умеем делать. Подобные показатели были реализованы на БН-600, а на БН-350 КВ был даже выше.

Но мы не хотим по очень многим причинам ограничиваться только быстрыми реакторами. Во-первых, экспорт. Продавать за рубеж быстрые реакторы мы очень долго не сможем. Во-вторых, по легководным технологиям накоплен самый большой практический опыт, и отказываться от него нецелесообразно. Есть и социальные аспекты - на ВВЭРы завязано много людей, грамотных квалифицированных специалистов, и лишать их работы неправильно.

Значит, будущая атомная энергетика России (включая те блоки, что мы строим за рубежом и снабжаем топливом!) должна быть, как минимум, двухкомпонентной. Допустим, условные БР и модернизированные ВВЭР.

Возьмём простейший случай. Пусть в такой двухкомпонентной системе присутствует поровну БР и ВВЭР. У ВВЭР значение КВ примем 0,4. Тогда для удовлетворения требования по КВ системы значение КВ для БР должно быть 1,6+2*(a+b ).

В принципе, физика не запрещает появление таких быстрых реакторов. Но проектанты и, тем более, технологи решить задачу по созданию такого энергетического реактора не смогут.

В цифрах. Примем, что КВmax = "ню"-1, где "ню" есть число нейтронов, рождающихся в акте деления. Это оценка сверху, так как она не учитывает паразитный захват нейтронов в делящихся ядрах. Отсюда следует, что "ню" должно быть больше или равно 2,6+2*(a+b ).

Обратимся к библиотеке сечений БНАБ-78. Увидим, что для U-235 значение "ню" превысит 2,6 для энергий 1,4-2,5 МэВ. Что это означает? Это означает, что требуемые КВ мы сможем получить для реакторов со спектром нейтронов, примерно равным спектром деления. То есть, в таком реакторе вообще не может быть ни теплоносителя, ни конструкционных материалов! Реально ли его создать? Думаю, вопрос риторический.

Таким образом, выход один. В двухкомпонентной системе на место ВВЭР должны прийти модернизированные реакторы ВВЭР с более высоким КВ. Исходя из реальных проектов БР, для модернизированных ВВЭР значения КВ должны быть в худшем случае 0,8, а ещё лучше - 0,9. Вот поэтому и появляются концепции ВВЭР-С/СКД.

Всё вышесказанное относится к уран-плутониевому циклу. То есть, это MOX-топливо для БР и модернизированных ВВЭР. В крайнем случае, нитридное топливо, но также уран-плутониевое.

Теперь вопрос. Каким образом в эту систему вписать торий?

Автор: kuzeyli 5.1.2012, 17:31

Начинать, но не вписывать, а рассмотрение возможности такого вписания, можно и нужно с физических свойств Th-232 и U-233. По-моему. Но у меня специальность 0310, да и когда это было. Поэтому прошу не судить меня слишком строго. А возможная моя категоричность по поводу ВВЭР-С обусловлена упоминанием о таком его варианте вышеуказанными сотрудниками КИ и физическими свойствами Th-232 и U-233.

И вот на Рисунке 1 в http://www.atominfo.ru/news/air5421.htm приведены спектры поглощения (нейтронов) Th-232 и U-238. Из которого очевидно, что предпоследний резонансный пик U-238 практически совпадает с последним таким пиком Th-232 (о вредности последнего пика U-238 Вы писали выше). И всё это в надтепловой области энергии нейтронов. А в тепловой области их энергии (0,025 эВ) опять же у Th-232 сечение захвата почти в три раза больше, чем у U-238 (и даже после этого у кого-то язык поворачивается говорить, что бога нет). Но там же ниже в тексте указано, что в области тепловой энергии нейтронов сечение захвата у U-233 в два с лишним раза меньше, чем у U-235 (может его и в самом деле нет?).

Вот из этих вот соображений и исходу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С (а заодно и развеять мои сомнения на счёт существования бога).

Автор: kuzeyli 5.1.2012, 17:48

Об искушении, перед которым стоит один из членов этой банды, немного позже напишу в теме “Турецкий атом”.

Автор: VBVB 6.1.2012, 7:13

Из того что есть в нашей стране, под использование тория наверное наиболее лучше подходит канальник РБМК. Но его никто производить в дальнейшем не собирается. Хотя за рубежом периодически рассматриваются перспективные варианты корпусных кипящих канальников-суббридеров с плотной решеткой.
Все знают, что преимущество тория как фертильного материала по сравнению с ураном-238 хорошо заметно лишь в низкоэнергетической части теплового спектра. И индусы и канадцы писали, что на ихних PHWR и CANDU при использовании матрицы ThO2 и средних выгораниях 10-12 ГГВт*сут/т количественная наработка урана-233 почти в 2.5-3 раза превышала наработку (Pu-239)+(Pu-241). Более продвинутый индийский вариант подразумевал МОХ с 6-7% PuO2.
Судя по индийским сообщениям BWR на Тарапуре позволял получать урана-233 на 12-15% больше, чем (Pu-239)+(Pu-241).
Но у нас нет и не будет ни тяжеловодников, ни таких древних версий BWR.
Из того что уже было пройдено по использованию тория в PWR на Индиана-Пойнт и Шипингпорте, так это необходимость использования ВОУ порядка 90-93% по урану-235. Явно не экономичный вариант. Хотя можно подобраться к КВ близким к 0.85-0.9 и длительность топливной компании до 4.5-5.5 лет.
Из того что в литературе есть по перепрофилированию PWRов, близким по характеристикам к нашим ВВЭРам, так это частичный переход на плутоний-ториевый МОХ приблизительного содержания (5-8% по PuO2, желательно выше 90% по Pu-239). Средние выгорания топлива по сравнению с урановым топливом не увеличатся, оставаясь на уровне 40-45 ГГВт*сут/т, но в конце компании наработанный уран-233 сможет давать до четверти-трети энерговыработки от плутония. Правда утилизация плутония снижается. Получается, что такой МОХ надо перерабатывать, чтобы остаточный уран-233 вытащить и плутоний, который только для быстровиков станет пригодным. Но проблем с преработкой МОХ ОЯТ светит много. Не зря многие считают плутониевый высоких выгораний МОХ вообще одноразовым.
Индусы как видится пришли к пониманию, что для наработки урана-233 из тория должны быть специальные аппараты, в которых характеристики наработки урана-233 оптимизированы в ущерб энерговыработке.
Одним словом, со стороны кажется, что сделать ВВЭР на гибридной уран-плутоний-ториевой зоне, для которого экономические характеристики и энерговыработка была бы лучше имеющегося варианта ВВЭР-1200 сложно, и малореально. Также имеются проблемы с боязнью МОХа и перспективами его переработки.
Такого рода ВВЭР-Т будет довольно проблемен в эксплуатации по сравнению с обычным ВВЭР-1200. Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория. Но насколько это интересно менеджерам-руководителям Росатома??

Автор: Smith 6.1.2012, 20:32

Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория ©

боюсь, что топливная составляющая в себестоимости "атомной" элеткроэнергии изначально черезчур мала, чтобы играть существенную роль на фоне проблем, которые сулит уран-плутоний-ториевый цикл...

Автор: pappadeux 6.1.2012, 22:02

А это что за зверь - корпусный канальник ?

Автор: VBVB 7.1.2012, 7:42

Может криво или не совсем понятно выразился, но в паре японских статей было описание проектов перспективных корпусных кипящих реакторов с преимущественно тепловым нейтронным спектром с графитовыми каналами для работы на топливах относительно низких обогащений с целью достижения высоких КВ. Вот эти штуки и назвал корпусными канальниками. Х.з. как их правильно назвать...

Кажется мне, что зачастую при заключении атомных контрактов дело не совсем в количестве денег, которые поставщик хочет, а в отношении между странами. Работа то ведь с людьми ведется при заключении договоров. Тут для турков могли бы политические аспекты и собственная значимость сыграть. Дескать, "...русские специально для нас реактор для использования нашего турецкого тория сделали...". Экономический аспект здесь может быть не превалирующим, политический может быть более важен.

Автор: VBVB 7.1.2012, 7:56

Пример оптимизации а.з. для Westinghouse PWR для 100% PuO2-ThO2 для эквивалентной замены 4.2% по U-235 UO2 с достижением 50 GWd/t в 490 дневной топливной кампании при КИУМ=0,9 дает необходимое содержание топливного плутония в (2,5% Pu-238, 54.1 %Pu-239, 23.9% Pu-240, 12.7% Pu-241, и 6.9% Pu-242) в PuO2-ThO2 равное 8,6% [E. Fridman, S. Kliem. Pu recycling in a full Th-MOX PWR core. Part I: Steady state analysis. // Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 193–202].
Пишут, что по данным выполненного моделирования, регулирование параметров зоны бором, стержнями B4C, вытеснителями и выгорающими поглотителями для PuO2-UO2 не особо сильно будет отличаться от PuO2-UO2. Также получается, что выжигание трансуранидов на торивом МОКСе происходит в 1,5 раза быстрее, чем на плутониевом МОКСе. Скорость потребление плутония при использовании ториевого МОКСа почти в 1,94 раза будет выше, чем при использовании плутониевого МОКСа.
Т.е. за счет неоптимального для бридинга Th-232 нейтронного спектра делящегося плутония и реакторных характеристик при работе на PuO2-ThO2 расход плутония выше в 1,94 раза (плутоний добавочно не нарабатывается в PuO2-ThO2) по сравнению с чисто PuO2-UO2 при той же энерговыроботке. Правда 60% от излишне потраченного плутония возмещается наработанным U-233.
Итого:
1. Количество наработанного за компанию U-233 из PuO2-ThO2 составляет 130% от наработанного плутония по сравнению с обычным уран-оксидным топливом в идентичных условиях.
2. По сравнению с PuO2-UO2 (7,85% Pu) расход делящегося материала на одинаковую энерговыработку для PuO2-ThO2 выше в 1,5 раза. Но при использовании PuO2-ThO2 на выходе ОЯТ с относительно легко выделяемым U-233 и Pa-233, а в случае плутониевого МОКСа ОЯТ с денатурированным расщепленным плутонием перемещанным с наработанным такого же плохого качества.
3. При использовании PuO2-ThO2 содержание трансуранидов в ОЯТ будет на 40% ниже, чем при использовании плутониевого мокса.
4. В случае PuO2-ThO2 для заправки зоны требуется по эквивалентному количеству плутонию 4,5 отработанные зоны от такого же PWR с обычным уран-оксидным топливом, а для плутониевого мокса 2,3 отработанные зоны от такого же PWR.
Судя по этим данным, работа PWR на PuO2-ThO2 предпочтительнее, чем на PuO2-UO2. Но при наличии развитого парка быстрых реакторов плутоний лучше пережигать с его же бридингом в них.
Т.е. вышеописанный вариант оптимизации плутоний-ториевой зоны для Westinghouse PWR кажется более экономичнее и предпочтительнее варианта ВВЭР-Т, предложенного сотрудниками Курчатника в 1997-2000, который должен был использовать UO2-ThO2 c 20% U-235.

Автор: VBVB 7.1.2012, 8:20

Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся...

Автор: kuzeyli 7.1.2012, 15:28

Да, буду признателен. Сбросьте пожалуйста. Моя попытка добраться до этого номера успехом не увенчалась.

Автор: VBVB 9.1.2012, 17:49

Довольно непонятная ситуация, как собираются на суперВВЭРе добится таких крайне высоких КВ.
В интервью на Атоминфо [http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm] сказано "...в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9..."
Но на топливах с обогащением ниже 5% по урану-235 для достижения КВ > 0,9 уран-водное соотношение для водо-водяных реакторов должно ориентирровочно где-то в районе 4-3 быть, т.е. в реакторе совсем мало теплоносителя будет. Как же эффективный теплосъем с а.з. будет происходить? Разве переход на пар сверкритического давления увеличит его темплоемкость в разы? Или ВВЭР в газовый реактор высокого давления хотят превратить?
Кажется мне, что бы декларируемых значений КВ=0.9 добится, помимо уплотнения решетки еще и прыгныть надо на топливо с обогащением по урану-235 в район 10% или на плутониевый МОХ с содержанием топливного плутония не менее 15%.
Хотя вот например, японцы в своих расчетах легководного бридера на сверхкритической воде и 5.2% плутониевом МОХе пришли к выводу, что возможно КВ порядка 1.03 получить. [http://wwwsoc.nii.ac.jp/aesj/publication/JNST2001/No.9/38_703-710.pdf]. Правда у них спектр нейтронный быстрый рассматривался и ТВС довольно замудренные.
Может кто-нибудь пояснит толково как на супер-ВВЭРе на обычном уран-оксидном топливе с содержанием урана-235 в районем 5% КВ>0.9 можно добится?
Или фанатастический вариант перехода на плотное нитридное топливо рассматривается?

Автор: VBVB 14.1.2012, 13:07

Коряво выразился. Поясню, а то выглядит как бред, что типа упомянутые энергетические PWR американцы полностью на ВОУ переводили, и вводит в заблуждение.
Имеется ввиду, что американцами керамическое таблеточное топливо ThO2-UO2 приготавливалось из ВОУ с обогащением порядка 90-93% при общем содержании UO2 в МОКсе на уровне 5-5.5%. Т.е. обогащение использованных торий-ураноксидных топлив по урану-235 составляло 4.65-4.95%.
В первой заправке Indian point PWR вообще использовали 9.1% UO2 (HEU 93%), т.е. содержание урана-235 в таком топливе составляло 8.46%.
При рассмотрении варианта с 7% содержанием UO2 (из 93% ВОУ) выходило, что в топливе содержание урана-235 составляло 6.5%, что в свою очередь американцам позволяло говорить о достижении максимальной длины топливной кампании до 4.5-5.5 лет.
Правда не ясно насколько такая длина топливной камапании экономически обоснованна. Тогда 40 лет назад выгорание топлива энергетических реакторов нормальным было 18-25 ГВт*сут/т, а сейчас двукратно возросло. Т.е. получается, что предполагаемый американский вариант использования ThO2-UO2 в PWR в нынешних условиях позволит топливную кампанию удлинить до 2.5 лет.

Автор: armadillo 18.1.2012, 9:09

а обогащание выше 5% считается допустимым по безопасности?

Автор: AtomInfo.Ru 18.1.2012, 10:20

Вообще-то, не считается.

Но - см. http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=662&view=findpost&p=36873 от уважаемого ДяДя ФеДоР. Добавлю, не раскрывая инкогнито, что участник в теме

Автор: Kapa6ac 20.1.2012, 18:33

Проекты ВВЭР с водой при сверхкритике так и останутся на бумаге, пока не будут решены принципиальные проблемы.

1 Из чего делать оболочки твэл?
Стали, используемые в ТЭС на сверхкритике теряют свои прочностные свойства под облучением в РУ и не годятся.
Канадцы решали эту проблему лет десят и решить не смогли.

2 Нейтронно-физическая и теплогидравлическая устойчивость в связке - процессы сильно взаимосвязаны: нестабильность одних подстегивает нестабильность других. В первую очередь, в зонах ТВС, в которых вода переходит из обычного состояния в область состояний с закритических параметров. Граница такого перехода будет постоянно перемещаться по высоте ТВС, причем, в кажой ТВС по своему - этакий "многоголосый орган". Не хотел бы брать на себя ответственность за обоснование работоспособности твэл в таких условиях циклических термонагрузок.
Нужно тщательно и убедительно доказать возможность устойчивой работы реактора.

Все остальные проблемы вроде бы попроще.

Автор: Kapa6ac 20.1.2012, 18:44

С торием надо бы самим досконально разобраться, обкатать какой-либо из топливных циклов с торием на своем блоке и уже потом предлагать "за бугор".

Лет пять-шесть назад в Курчатнике была большая конференция в 101 доме по ториевым циклам. И всем был торий хорош. Но доклад по переработке торий-содержащего топлива, его радиационных характеристиках как-то привел меня в уныние и вернул былой скепсис.

Автор: VBVB 21.1.2012, 1:43

Американцы в свое время до 1970 года немало переработали облученных ториевых стержней (около 460 тонн) и с помощью процеса THOREX выделили около 630 кг урана-233. Можно конечно сказать, что это было очень легко переработать ториевые стержни с выгоранием не выше 1500 МВт*сут/тонну. Однако те же индусы переработали немало ториевого оксидного топлива с выгораниями до 8000 МВт*сут/тонну из своих PHWR. Позднее выполняли переработку образцов смешанного топлива PuO2-ThO2 набиравшего в PHWR среднее выгорание до 10200 МВт*сут/тонну. Также писалось, что было успешно переработаны образцы топлива PuO2-ThO2 набиравшего в Тарапуре на BWR среднее выгорание до 18500 МВт*сут/тонну. Индийцы все это смогли сделать с помощью того же THOREX. При рассмотрении вариантов переработки PuO2-ThO2 топлива будущих AHWR c максимальными выгораниями в 38000 МВт*сут/тонну индусами предполагается со временем ввести техпроцесс с экстракцией алифатическми диамидами. Этот процесс достаточно уже оптимизирован французами и индусами.
Когда индусы публиковали вариант зоны AHWR с топливом UO2(19.7%по U-235)-ThO2 которое могло бы в AHWR набирать выгорание до 50-55 ГВт*сут/тонну, то рассматривалась перспектива дистилляции фторидов для выделения остатков наработанного урана-233. Электролитическая пирохимия в хлоридных или фторидных расплавах тоже позволит перерабатывать торий-содержащее топливо.
Это у нас в РФ нет наработок по ториевому циклу, а те кто им интересуется не первый день имеют достаточно опыта для малотоннажной переработки торий-содержащего ОЯТ.
Насчет радиационных характеристик торий-содержащего ОЯТ везде писалось, что они ни чем не хуже, чем МОХ-ОЯТ. Те же индусы писали, что выделенный при средних выгораниях смешанного топлива уран-233 по радиотоксичности не опаснее реакторного плутония из ихних BWR, и стоит где-то на уровне высокачественного топливного плутония.
Конечно, если сравнивать с ураном-235 и его ОЯТ, то торий-содержащее ОЯТ немного проблематичнее в переработке. Однако если сравнивать с топливным плутонием и его ОЯТ, то кажется мне по меньшему количеству проблем и трудностей торий-содержащее топливо более предпочтительнее уран-плутониевого МОХа.
Давно уже заметил, что в нашей стране ряд ученых товарищей специально дискредитируют перспективы ториевой компонеты ЯТЦ, рассказывая разные небылицы и сказки о сверхтоксичности ториевого ОЯТ, гиперсложностях с его переработкой и чрезвычайной радиактивности нарабатываемого урана-233.
Непонятно для какой цели это делается...

Автор: Kapa6ac 2.2.2012, 16:40

Прикинул по Ориджин радиационные характеристики ТВС с торием-232 (как тестовая задачка, из любопытства) в сравнении с обычной ТВС ВВЭР-1000 ее суммарную активность после останова реактора:
суммарная активность ториевой ТВС растет относительно обычной ТВС после 1-х суток со спадом к 100 суткам и максимумом при 30 сутках после останова реактора. В максимуме суммарная активность Кю/тU в ториевой ТВС вдвое выше, чем в обычной.
Это значит, что при перегрузках зоны фон удвоится и персонал получит дозу больше.

Автор: VBVB 2.2.2012, 17:47

Что следовало ожидать, поскольку протактиний-233 в первые десятки дней большой вклад дает.
Цепочка 232U-228Th-208Tl или 212Bi тоже немалый вклад в радиотоксичность ториевого ОЯТ дает в более долговременной шкале.
Понятно, что ториевое ОЯТ по цифрам кюри на тонну в короткие промежутки времени после облучениее более радиотоксичное, чем обычное урановое ОЯТ. Но скорее надо рассматривать долговременный вклад младщих актинидов (Am, Cm, Cf) в радиотоксичность ОЯТ. Реальных и экономически оправданных способов их "выжигания" их пока особо не предложено, а в случае ториевого топлива младших актинидов практически нет.
И вообще в принципе с точкии зрения радиотоксичности при рассмотрении перспектив ториевого топлива нужно сравнивать ториевый МОХ с плутониевым МОХом, поскольку для этих топлив аналогия такова (для последующего использования наработанных делящихся материалов в реакторах с тепловым нейтронным спектром):
1) фертильный элемент торий-232 -- делящийся элемент уран-233
2) фертильный элемент уран-238 -- делящийся элемент плутоний-239+плутоний-241)
Уж при таком сравнении очевидно что ториевое ОЯТ практически в разы будет обладать меньшей радиотоксичностью по сравнению с плутониевым МОХом.
Цифр в литературе по этому вопросу уже немало опубликовано, с графиками и таблицами.
Торий это не замена "запального" урана-235, а более приемлемая альтератива фертильному урану-238 для конвертации в более полезный делящийся материал уран-233 (по сравнению с нарабатываемым топливным плутонием). И что самое важное в тепловом нейтронном спектре наработка урана-233 по цифрам превышает наработку делящихся Pu-239+Pu-241.

Автор: VBVB 2.2.2012, 17:52

Хорошая идея, да жаль нереализуемая при нынешнем состоянии дел в Курчатнике и НИИАРе. Да и руководству Росатома ториевая компонента ЯТЦ нафиг не нужна, скорее вредна для бизнеса...

Автор: VBVB 10.2.2012, 0:05

Самое интересное, что достижение высокого КВ близкого к 0.84 уже ранее было получено в отечественном тяжеловоднике-наработчике ОК-180.
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3374
"...А.И. Алиханов в своем докладе на заседании НТС ПГУ 13 мая 1946 г. впервые предложил использовать торий для накопления урана–233 в отражателе тяжеловодного реактора № 7 (ОК–180) с целью улавливания утечки нейтронов и улучшения нейтронного баланса в реакторе, что позволило увеличить коэффициент воспроизводства в ТР до 0,84 против 0,5–0,55 в уран–графитовом реакторе. В последующие годы уран–ториевый цикл являлся предметом многочисленных расчетных и экспериментальных исследований Лаборатории № 3..."
Т.е. довольно все просто. Имеем КВ(ОК-180)=КВ(239Pu)+КВ(233U)=0.55+0.3=0.85. Все довольно просто именно для тяжеловодника с его уникально подходящим нейтронным спектром для наработки урана-233 из тория в экранах. Но у нас CANDU нет, а отечественные энергетические тяжеловодники запороли на корню.
Тем не менее, чтобы добится на ВВЭР КВ хотя бы близкого к 0.7 считаю, что нужно торий использовать для наработки урана-233. Даже в нейтронном спектре ВВЭРа наработка урана-233 все равно выше, чем делящихся в тепловом спектре плутониев (239Pu и 241Pu). Т.е. для достижения для ВВЭР КВ хотя бы близкого к 0.7 нужно иметь КВ(233U)=КВ(ВВЭР)-КВ(Pu)=0.7-0.45=0.3. Т.е. торий должен быть в части твэлов, в бланкетных зонах ТВС, в вытеснителях, заменить ТВЭГи и эрбиевые поглотители. Насколько это все реально трудно оценить. Да и проблемой реальной будет являться высокое содержание урана-232 в наработанном уране-233, поскольку нейтронный спектр ВВЭРа довольно жесткий и доля (n,2n) реакций заметно вырастает на больших выгораниях ториевого материала.

Автор: www 10.2.2012, 7:27

По моему при Адамове, был момент бурных обсуждений..., но дальше обсуждений и "обоюдно выгодного" ядерного-туризма дело не пошло...

"Minatom has explored other cooperative projects that have not yet developed to the extent as the projects mentioned above. Among these projects are negotiations with Indonesia to supply the island nation with several floating reactors and discussions with Canada on the construction of a CANDU reactor near the Russian/Chinese border. Under that plan, Russia would raise income through the sale of electricity from the CANDU reactor to Chinasimilar to their proposed idea for North Korea."

Автор: VBVB 10.2.2012, 23:41

Можно посчитать, сколько смог бы урана-233 наработать за год один CANDU6 мощностью в 700 МВт(эл) с загрузкой 90 тонн низкообогащенного урана.
Индусы писали, что при работе PHWR на топливе с 1.2% урана-235 загрузка тория может составлять до шестой части от общей массы топлива. Поскольку интересует высококачественный уран-233 с пониженным уровнем радиотоксичности, то можно взять верхний предел выгорания ториевого материала в 1000 МВт*сут/тонну, что будет соотвествовать чистоте урана-233 с содержанием урана-232 <15 ppm. Тогда раз в 7.5 дня потребуется перегружать облученный торий, с содержанием наработанного урана-233 порядка 1.3 кг на тонну тория. Итого по максимуму при максимальной мощности за год CANDU6 мощностью в 700 МВт(эл) сможет наработать до 800 кг урана-233 (с учетом 8-9% потерь на переработку облученного тория). Это составляет почти 20 тонн 4% топлива на основе урана-233. Т.е. грубо четверть годовой загрузки ВВЭР-1000.
Итого, потребуется как минимум 4 тяжеловодника для обеспечения загрузки одного ВВЭР-1000 ураном-233. Явно неоптимистичный сценарий.
Другое дело, что на специально оптимизированном тяжеловоднике-наработчике с загрузкой 3-4% реакторного плутония вполне можно иметь КВ близкий к 1, а по ряду встречавшихся расчетных данных достижима величина КВ=1.2 (наработка урана-233 по отношению к выгоревшим 239Pu и 241Pu). Тогда такого рода реактор-наработчик тепловой мощностью в 3000 МВт(тепл.) смог бы нарабатывать за год 1900-1950 кг урана-233, что составляет 2/3 от годового потребления 4% топлива на основе урана-233 ВВЭР-1000. Это уже более перспективный и реальный вариант.
Однако мы приходим к факту, что требуется создание парка специальных тяжеловодных реакторов наработчиков, которые врял ли американцы нам позволят построить, и которые имеют нулевые перспективы экспортных продаж из-за нераспространенческих проблем.
В итоге думается, что ни правительству нашему, ни Росатому даже частичный переход на ториевую компоненту ЯТЦ нафиг не нужен, из-за обилия возникающих проблем. Проше тупо уран-235 скирдовать из бывших союзных республик и Монголии в обмен на цацки оружейные, сжигать его в ВВЭРах, а плутоний "избыточный" тупо уничтожить в дурацкой версии БН-800, которая в безбланкетном варианте уничтожая высококачественный плутоний превратит его в дерьмовый топливный плутоний с КВ близким к 0.85. Ну еще и фантастический ВВЭР-СКД нас ожидает в перспективе.

Автор: VBVB 11.2.2012, 1:25

Извиняюсь. Ошибку глупую в расчете допустил. Потребуется выгружать облученный торий через 35 дней. Тогда его годовая наработка составит около 200 кг урана-233. Т.е. из этого количества можно получить 5 тонн 4% топлива на основе урана-233 для ВВЭРов. Однако это всего лишь 1/15 годовой загрузки ВВЭР-1000. Совсем неоптимистичные цифры получаются.
Явно следует для целей наработки урана-233 нужны специализированные тяжеловодные реакторы-наработчики, подобные наиболее мощным Саваннским, но работающие на 3-4% МОКСе из реакторного плутония с максимализированным КВ наработки тория в активной зоне путем облучения торий-содержащих стержней и в экранах.

Тоже необходимо скорректировать числа. Специализированный тяжеловодный реактор-наработчик тепловой мощностью в 3000 МВт(тепл.) (с соответствующей электрической мощностью в 750-800 МВт) и одновременно вырабатывающий тепло для отопления 80-100 тысячного города смог бы нарабатывать за год 430-450 кг урана-233, что составляет только 1/6 от годового потребления 4% топлива на основе урана-233 ВВЭР-1000. Не вызывает оптимизма.

Автор: VBVB 11.2.2012, 19:45

Наверное проще бы было бы начать для всяких Супер-ВВЭРов и ВВЭР-СКД уран-233 нарабатывать в радиальном бланкете отечественного быстровика БН-600. Если бы его удалось из под соглашения с американцами вывести.
Оценочная наработка урана-233 (с содержанием примеси урана-232 меньше 15 ppm) в радиальном бланкете будущего 500 МВт индийского быстрого натриевого PFBR составляет до 90 кг в год, а в аксиальном еще около 45 кг (с содержанием примеси урана-232 между 15 и 40 ppm). Видимо аналогичное количество урана-233 в районе 170-180 кг за год могло бы нарабатываться и в БН-600. Это эквивалент почти 6 тонн 3% топлива (критический предел безопасности для топлива на уране-233 равен 3.2%) на основе урана-233, которое по нейтронно-генерирующим характеристикам эквивалентно 4.5% топливу на основе урана-233. Ну а дальше это топливо из урана-233 в Супер-ВВЭРы, которые на нем при использований МОКСА уран-233-торий до КВ близким к 0.7 смогли бы добраться.
Правда все равно проблема остается. На годовую загрузку одног работающего Супер-ВВЭР на уране-233 нужно будет 12-14 БН-600 или порядка десятка БН-800. Тоже совсем не оптимистичный сценарий.

Автор: VBVB 19.2.2012, 5:55

В очередной раз перечитал статью Берковича.
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
Куча скользких вопросов.
"Цели СУПЕР-ВВЭР - экономия природного урана и приближение к замкнутому циклу за счет повышения коэффициента воспроизводства (КВ). В пределе - это самообеспечение топливом."
Ну ведь сколько раз уже в литературе писалось и доказывалось (в том числе и на работавших примеров легководного суббридера), что самообеспечение топливом (т.е. КВ> 1) реакторов типа PWR и BWR с тепловым нейтронным спектром возможно лишь только на уране-233, но никак не на уране-235 или плутониевом МОХе.
"Кроме того, мы хотим, чтобы за счёт более жёсткого спектра в новой реакторной установке более эффективно сжигался 238U."
Ну сколько в ВВЭРе урана-238 делится то? Как не старайся, а ВВЭР в быстрый реактор с сверхжестким спектром необходимым для эффективного деления урана-238 не превратить.
"Кроме сближения твэлов, предлагается также производить извлечение вытеснителя со временем. То есть, у концепции есть два принципиальных аспекта. Первое - твэлы стоят ближе друг к другу, чем в обычном ВВЭР. Второе - уран-водное отношение в процессе кампании будет меняться за счёт извлечения из зоны вытеснителей."
Вот очередной гемор придумывают с вытеснителями, которые потом куда девать? Это же получается, что в вытеснителях из обедненного урана плутоний близкий к оружейному нарабатываться, а это требует жесткого контроля по учету, хранению и утилизации этих вытеснителей. Насколько наличие вытеснителей в ТВС будет осложнять экспорт таких СУПЕР-ВВЭР?
"Осторожно мы говорим о КВ=0,8. Это неплохо. Это очень неплохо! Практически в два раза больше того, что мы имеем на сегодняшний день. Но в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9".
Ну это вообще речь о малодостижимых цифрах идет, особенно про КВ > 0,9.
В аспекте развития СУПЕР-ВВЭРа полезно рассмотреть введение тория и урана-233 в топливный цикл, поскольку значительных КВ для тепловых ВВЭРов можно добится лишь на уране-233.
Есть интересная статья [J.N. Wilson, A. Bidaud, N. Capellan, R. Chambon, S. David, P. Guillemin, E. Ivanov c, A. Nuttin, O. Meplan. Economy of uranium resources in a three-component reactor fleet with mixed thorium/uranium fuel cycles. //Annals of Nuclear Energy 36 (2009) 404–408], написаная французами с участием пары товарищей из Курчатника.
Рассматривается высокоэффективный по потреблению урана-235 трехкомпонентный реакторный парк. Эта высокая эффективность достигается использованием уран-плутоний-ториевого цикла. Причем обращается внимание, что роль тория в экономии урана-235 в этом случае основополагающая.
Первый компонент - оптимизированный легководный PWR с КВ=0,49 при выгорании 4,2% уран-оксидного топлива в 38 ГВт*сут/тонну. Большее выгорание приводит к снижению КВ за счет выжигания наработанных Pu-239 и Pu-241.
Второй компонент - оптимизированный легководный ABWR японского типа (или PWR со сверхкритическим водяным теплоносителем) c плотной решеткой с уран-водным отношением близким к 1 на 10% Pu-ThO2 c КВ=0,85 причем вклад наработанного урана-233 в КВ составляет 37%. Т.е. КВ(U-233)=0.314.
Третий компонент - наиболее эффективный в использовании урана-233 тяжеловодник типа CANDU6 на 1,5% 233UO2-ThO2 c максимализированным КВ=0,98 при выгорании топлива в 12 ГВт*сут/тонну.
Причем показано, что легководный PWR на уране-233 будет заметно уступать тяжеловодника по наработке делящегося урана-23 на 15-30% в зависимости от обогащения топлива.
Один из важных выводов статьи - КВ наработки урана-233 в PWR на 233UO2-ThO2 топливе резко уменьшается с увеличением выгорания. Так например на 233UO2-ThO2 2,3% обогащения КВ=0,82 при максимальном допустимом выгорании в 16.5 ГВт*сут/тонну, для 3,0% обогащения КВ=0,69 при максимальном допустимом выгорании в 28 ГВт*сут/тонну, а при 4,0% обогащения КВ=0,60 при максимальном выгорании в 41 ГВт*сут/тонну.
На основании экономических расчетов сделан вывод, что с сегодняшним уровнем переработки ОЯТ и ценами на производство и переработку МОХ- топлива переход на описанный трехкомпонентный реакторный парк оптимален при достижении цен на U3O8 в районе 320$ за кг.
Т.о. исходя из вышеописанного, имеющиеся у нас в стране тенденции к максимализации выгорания уран-оксидного топлива в ВВЭРах явно ошибочные, поскольку не отвечают принципу максимализации наработки делящегося плутония.
На МОХ топливо для ВВЭРов все равно когда нибудь придется нам переходить. Также следует задуматься и о включении ториевой компоненты в отечественный ЯТЦ. Однако включения урана-233 для максимализации эффективности его использования потребует разработки современного отечественного энергетического тяжеловодника (не аналога древности CANDU). Он необязательно должен быть циклопических масштабов. С учетом оптимального обогащения топлива по урану-233 в 1.5% он мог бы быть относительно небольших размеров c тепловой мощностью в районе 1 ГВт и соответствующей электрической в районе 300 МВт (т.е АСММ). При отсутствии такого тяжеловодника придется использовать неэффективный в потреблении урана-233 ВВЭР-СУПЕР или ВВЭР-СКД.
К сожалению отечественная идеология развития ЯТЦ ведет нас в другую сторону. Пытаемся строить дорогущие в эксплуатации быстровики в единичных количествах и уповать, что они в перспективе спасут нас от проблем с потреблением резко уменьшающегося количества доступных сегодняшнему уровню технологии запасов урана-235. Причем игнорируется, что переход на быстрые реакторы вызовет лавинообразное накопление радиотоксичных трансактинидов типа америция и кюрия без нормальных технологий их утилизации. Рассказы об перспективах многолетних пережиганий америция и кюрия в активных зонах БНов или в гипотетических ADS-трансмутаторах вызывают уныние.
Складывается ощущение, что руководство Росатома само не очень знает в каком направлении нужно развивать наш ЯТЦ. Используют ориентиры и некоторые оставшиеся наработки от СССР, но очевидно, что они должны быть многогранно пересмотренны сейчас.
Быстрые реакторы тоже нужны, но реакторный парк тепловых реакторов в мире более многочисленен, технологии хорошо отработанны и аспекты ЯТЦ на тепловых нейтронах более понятны и очевидны. Поэтому нынешние ориентиры только на ВВЭРы, БНы и малый СВБР могут неверными с точки зрения эффективности использования делящегося сырья в отечественном ЯТЦ.
Тот же РБМК в модернизированном и улучшенном варианте мог бы успешно участвовать в наработке урана-233 из тория, способствуя развития технологий будущего торий-уранового ЯТЦ.

Автор: kuzeyli 9.2.2013, 11:18

Для возобновления разговора о Супер-ВВЭР повторю здесь своё сообщение, сделанное в теме ВВЭР-ТОИ.

Дошёл до предприятия, на котором работаю, декабрьский номер журнала «Росэнергоатом». Основная тема номера — ВВЭР-ТОИ. Руководитель работ над проектом от КРЭА А.К. Полушкин во вводной статье номера, как и положено, подводит итог всей проделанной работе. И под конец пишет о сложившемся при работе над проектом неформальном коллективе примерно в две тысячи специалистов отрасли, которому по плечу и проект Супер-ВВЭР.

И поясню, что под под неформальным коллективом имел в виду работников организаций отрасли, работавших над проектом.

Автор: Denis_Hliustin 9.2.2013, 15:53

В продолжение беседы вокруг SCWR, субъективный взгляд группы авторов представлен в работе http://www.atomic-energy.ru/papers/29795

В цифрах там, возможно, не всё правильно, но всё равно информативно.
Обратим внимание на таблицу 1. Для реактора "1984 года" старые источники не указывали КВ=1,2. В известном мне отчёте речь шла о меньшем превышении над единицей.
Далее, обратим внимание на реактор 2007 года: температурный перепад между входом и выходом ТВС 290-540 Цельсия ставит под сомнение принципиальную осуществимость всего проекта. Исследование гидродинамики СКД и её влияния на реактивность затянет на неопределённый срок создание такого реактора. Кстати это могло являться целью авторов при открытой публикации.

Возник такой феномен в проекте не случайно: рассматривается топливо UO2-PuO2 собственного изотопного состава плутония. Смысл идеи в том, чтобы взять плотную активную зону подобную БН-800, с содержанием плутония на уровне 15% тяжелых атомов, залить водой и получить КВ больше единицы, оставаясь в рамках легководного а не жидкометаллического теплоносителя.

При этом, чтобы превысить единицу, нужно размещать ТВЭЛы по треугольной решётке вплотную, с минимальным зазором сравнимым с толщиной оболочки ТВЭЛ. Урано-водное отношение остаётся недостаточно высоким, и для дальнейшего его увеличения надо снижать плотность H2O. Типичные значения: 0,9 номинальной плотности в АСТ; 0,7 в докритических некипящих PWR; 0,5 в BWR и РБК.
Для ВВЭР-СКД в 1980-е фигурировала величина 140 кг/м3. Слишком снижать её нельзя: при прочих равных, расход мощности на прокачку теплоносителя обратно пропорционален квадрату плотности /если компенсировать меньшую плотность только увеличением скорости прокачки теплоносителя/. А концентрация плутония в легководном бридере по меньшей мере вчетверо выше, чем урана235 в АЗ ВВЭР.
У конструкторов возникает соблазн вытянуть параметр (МВт/кг Pu) за счёт увеличения температурного перепада, иначе с активной зоны СКД, имеющей малое сечение прохода теплоносителя при малой его плотности, слишком малую тепловую мощность снять можно. Водяной пар это ведь не жидкий металл.

Суммируя выше сказанное, возникает такой вопрос:
целесообразно ли ассоциировать SCWR именно с плутониевым бридером замкнутого топливного цикла?
Может, лучше с конвертером U235=>Pu239 при термодинамическом КПД 40%.
Высокое давление воды СКД предопределяет необходимость толстых оболочек ТВЭЛов ВВЭР СКД. В цитированной публикации упоминаются 0,4 мм и 0,55 мм стальные оболочки. Сразу получается разбавление плутония и урана конструкционными материалами, большее чем уже достигнуто в БН-600. Высокие коэффициенты воспроизводства в СКД едва ли получатся уже по этой причине, а не только засчет замедления нейтронов водородом.
Это нужно учитывать, рассматривая СКД в контексте привлекательной идеи о том, чтобы в одноконтурном легководном реакторе на серийной турбине СКД, взятой с угольных электростанций, получить расширенное воспроизводство без всяких жидких металлов.

Теперь отметим, что у СКД есть более простой вариант: конвертер U235=>Pu239 c КВ~0,8 о котором видимо и говорил Беркович.
Вода СКД, имея в аппарате допустимое давление до 300 атмосфер, позволит сделать спектральное регулирование запасом реактивности, вместо борного. Выгорания уровня 40 ГВт*сутки/тонна достигаются при стартовом обогащении 3% U235.
В этом принципиальная разница: в случае, когда непременно надо превысить КВ=1, в АЗ плутоний в количестве ~15% тяжелых атомов. Когда рассматриваем конвертер СКД, в АЗ уран235 обогащением 3%. Это не ошибка, просто пока мало кому известный факт. В обоих случаях применяется водяной пар СКД выше критической точки, который есть теплоноситель по свойствам близкий к идеальному газу, а нейтронная физика принципиально разная. Эти 2 случая мы далее будем чётко различать при обсуждениях.

В варианте конвертера свежее топливо - урановое, облучённые ТВЭЛы высвечиваются на выдержке сколько нужно, после чего на наработанном в них плутонии запускаются вновь вводимые мощности БН. Лично мне вариант конвертера СКД представляется очень реалистичным. Бридеры же правильнее делать натриевые и свинцовые.

Автор: Denis_Hliustin 25.2.2013, 1:21

В дополнение коллекции сведений по SCWR. В интернете типичные новости:



http://satyen.baindur.org/Satyen-Baindur-Materials-Challenges-SCWR.pdf

http://www.ifrt.kit.edu/116_555.php

Автор: Denis_Hliustin 25.2.2013, 1:21

В дополнение коллекции сведений по SCWR:

При определении оптимального ВХР для SCWR необходимо интегрировать накопленный опыт ведения ВХР на энергоблоках СКД и водо-водяных прямоточных ЯЭУ АПЛ. К 2004 году в мире эксплуатировались 462 энергоблока СКД на угле. На современных ТЭС работают энергоблоки с ультравысокими СКП воды (P = 37 МПа, T = 610 С) c КПД от 45 до 50%.

Однако характеристики тепловых элементов на ТЭС и АЭС существенно различаются. Толщина стенок трубопроводов теплоносителя в энергоблоках СКД составляет 6 - 12 мм, в то время как типичная толщина стальных оболочек ТВЭЛов SCWR равна 0,63 мм. Причём последние подвергаются воздействию не только высокой температуры от 320 до 620 С при давлении 25 МПа, но и ионизирующего излучения, включая воздействие продуктов радиолиза воды.

В результате массопереноса ПК и образования их отложений в тесных решётках АЗ SCWR может происходить
1) увеличение гидравлического сопротивления АЗ и блокирование прохождения теплоносителя;
2) увеличение температуры поверхности оболочки ТВЭЛов за счёт снижения теплопроводности и вследствие этого усиление их коррозии;
3) разгерметизация ТВЭЛов при перегреве оболочки.

Опыт эксплуатации энергоблоков СКД показывает, что основной формой ПК в питательном тракте будет магнетит (Fe3O4) образующийся при температурах выше 200 С по реакции
3Fe + 4H2O => Fe3O4 + 4H2.
...после 10.000 часов толщина слоя отложений на рабочих поверхностях может достигать 1,2мм.

Автор: asv363 25.2.2013, 3:07

Может подойти с другой стороны (статья с МНТК-2011 о выборе конструкционных материалов для ВВЭР-СКД):

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-152.pdf

..."ODS-сплав Ducrolloy (Cr44Fe5AlO.3TiO.5Y2O3), содержащий 50 % хрома, может служить примером такого сплава. Он устойчив к воздействию горячего раствора едкого натра и кипящей концентрированной азотной кислоте, рекомендуется он и для применения в атмосфере горячих топливных газов [17]. Ducrolloy испытывался и в СКД–воде с добавкой хлористого водорода и продемонстрировал хорошую коррозионную устойчивость в течение
400 час [9].
Итак, при выборе конструкционных материалов для реактора ВВЭР-СКД следует обратить внимание на ОЦК сплавы с высоким (не менее 30%) содержанием хрома."...

Из указанной выше работы.

Для доступа прямо по ссылке требуется регистрация (около 2-х минут) на сайте http://www.gidropress.podolsk.ru/.

Автор: Smith 25.2.2013, 10:11

да вроде бы и без регистрации всё отлично открывается

Автор: asv363 7.3.2013, 1:47

Почему именно одноконтурная схема? В докладе: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/Doklady/Berkovich.pdf
на стр. 32 есть и двухконтурная, правда ПГ на 24/25МПа, дождемся конца мая, может что нибудь расскажут.

Автор: asv363 7.3.2013, 2:10

Пара докладов почти двухлетней давности:
1.
РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ
И.Н. Васильченко, В.М. Махин, С.А. Кушманов, С.Н. Антонов, В.В. Вьялицын, Р.И. Васильченко
ОАО ОКБ«ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия
П.Н. Алексеев, В.Ф. Горохов, А.С. Духовенский, Л.Л. Кобзарь, А.П. Никонов, А.В Чибиняев
НИЦ«Курчатовский институт», г. Москва, Россия
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-107.pdf
2.
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА
А.В. Чибиняев, П.Н. Алексеев, П.С. Теплов, М.В. Фролова
Национальный исследовательский центр«Курчатовский институт», Москва, Россия

Реакторы, охлаждаемых водой со сверхкритическими параметрами- один из шести
типов реакторов, выбранных для проектаGeneration IV [1]. В них используется вода высокой
температуры и давления с параметрами выше критической точки. В сравнении с
традиционными тепловыми легководными реакторами, они могут иметь более высокий КПД
(порядка~ 40- 45%), и коэффициент воспроизводства выше 1, если используют активную
зону с быстрым спектром нейтронов. ...
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-154.pdf

Автор: VBVB 9.10.2015, 23:19

Спасибо Атоминфо за интересное http://atominfo.ru/newsl/s0872.htm Махина про перспективы ВВЭР-СКД.
Жаль, что подробностей мало озвучено.

Кажется, что с перспективами ВВЭР-СКД все совсем нехорошо:
1. Финансово подтвержденного интереса к нему нет.
2. Экспериментальная база отстутствует.
3. Материаловедческие данные крайне ограниченны
4. Создаваться проект малого прототипа ВВЭР-СКД видимо будет на основе имеющегося массива данных по эксплуатации экспериментального кипящего реактора ВК-50.
5. Перспективы по срокам и размещению прототипа ВВЭР-СКД туманные.

Автор: AtomInfo.Ru 9.10.2015, 23:51

6. См. http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=964&st=60&p=76959&#entry76959.

Автор: AtomInfo.Ru 9.10.2015, 23:54

Пп. 2 и 6 отличаются друг от друга.

Пример: MOX для CEFR. Экспериментальные данные по модифицированному MOX у китайцев отсутствуют, но это не означает, что MOX для CEFR сделать нельзя в принципе. Надо тупо взять да померить да настроить расчётные коды.

В случае СКД даже наличие экспериментальных данных не даст гарантии реализуемости проекта ввиду сказанного в п.6.

Автор: VBVB 9.10.2015, 23:55

Ну тогда совсем все плохо с перспективами СКД получается.
Если расчет нейтронно-физических характеристик а.з. для СКД-реактора представляет огромную проблему, если CFD-коды малопригодными оказаться могут, то что же тогда вообще тогда в этом направлении можно более-менее надежно напроектировать?

Получается, что прототипа СКД проще всего взять какой нибудь упрочненный малый корпус, сделать несколько вариантов компоновки а.з. и сменных ВКУ и попытаться прогнать тестово по два-три года эти варианты?
Прямолинейно и в лоб...

Автор: AtomInfo.Ru 10.10.2015, 10:28

Примерно так раньше и поступали.
Видимо, для СКД нужно действовать также.

Автор: AtomInfo.Ru 10.10.2015, 10:35

И общий такой момент. Коды - не абсолютная истина.

Когда собирали первую свинцовую критсборку, то вышли на критику примерно в полтора раза быстрее, чем насчитали светочи.
Потом выяснилось, что в сечениях свинца у производителей сечений есть ошибка (в неупругом рассеянии, если не изменяет память).
Ошибка жила потому, что свинец никому особо не требовался до ТЖМТ-проектов, и она не давала никак о себе знать.
Померили - нашли ошибку - исправили - стало намного лучше.

Так что вообще ничего принципиально нового чисто расчётным моделированием, без экспериментов, не спроектировать.

Автор: VBVB 10.10.2015, 11:27

Ну хорошо, допустим пойдут таким путем.
Но какую мощность аппарат должен тестовый иметь?

Энергетикам видимо интересен ВВЭР-СКД от гигаватта электрической мощности и выше. Промышленность отечественная наверное сможет такой корпус сделать.
Однако к такой мощности через прототип (один или два) менее мощный нужно идти.

Насколько понимаю, спроектировать и сделать в металле ВВЭР-СКД с тепловой мощностью 300-500 МВт наши смогут.
Но даст ли тестовая эксплуатация реактора такой мощности ответы на интересующие вопросы?
Не потребуется ли на пути к приемлемому по стоимости промышленному ВВЭР-СКД как в случае с БНами проходить длинную цепочку БОР-60 -> БН-350 -> БН-600 -> БН-880 -> БН-1200 от исследовательского аппарата к требующемуся промышленному.

А то может оказаться, что для овладения СКД-технологиями в ЯЭУ потребуется лет так 40-50, и нафига они тогда такие реакторы нужны если питать эти СКД к середине 21 века нечем будет.

Автор: asv363 10.10.2015, 11:50

Уважаемый AtomInfo.Ru, о каком пункте за №6 говорится?

Автор: AtomInfo.Ru 10.10.2015, 13:42

Об этом http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=681&view=findpost&p=76983.

Автор: AtomInfo.Ru 16.8.2016, 19:15

http://atominfo.ru/newsn/u0933.htm

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 16:01

Ну что, вести с полей.

Политика партии, как выясняется, не изменилась. Росатом по-прежнему считает, что венцом развития ВВЭР должны стать СКД, причём первый блок должен появиться где-то сразу после 2030 года.

Интересно, что аналогичное мнение присутствует и у китайцев, причём на первый блок они хотят выйти вообще как бы не через 10 лет.

Автор: Denis_Hliustin 12.10.2016, 19:42

В отчёте последних лет СССР, когда экспериментальная база была на историческом максимуме, переход на ВВЭР СКД оценивался следующим образом:

/DSP On/

"Переход на реакторы с закритическими параметрами (....) потребует замены применяемого сейчас набора сплавов,
который, очевидно, не обеспечит работоспособность ТВЭЛов при закритических параметрах.
Работы в указанных направлениях пока ещё не начаты и при существующих ограниченных (1987 год!) ресурсах экспериментальной базы
вряд ли будут развиваться, если не будет признано, что эти направления должны стать основными".

/DSP Off/.

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 21:00

Да всё то же самое и осталось, кто бы им занимался-то. См. выше по ветке.

Но на самом деле, заняться, видимо, придётся. Вариантов немного.

Вот не буду я приводить таблицу, не уверен я в её очистке. Придётся верить на слово.

Нам всем крупно повезло, что случилась Фукусима, и ESBWR забросили как кипящий. По объективным показателям типа материалоёмкости и проч. даже хвалёный AP-1000 к нему только приближается и выиграл у него только по километрам кабелей на МВт - и то неизвестно, чем в итоге бы всё кончилось, если бы ESBWR не заморозили.

Скажем так, при прочих равных AP-1000, наверное, проиграл бы нам, скажем, в Турции, а вот ESBWR... Не факт.

ESBWR получается как своего рода дамоклов меч над современными проектами. Соответственно, в пределе нужно нечто, что может его превзойти. СКД объективно может это сделать.

Автор: Обнинский 12.10.2016, 21:15

Да, громко получилось сегодня. Зал наповал убили. Ещё и по свинцу разные приколы.

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 21:22

Это отдельная песня. Точно не в этой ветке. И не факт. Посему давайте воздержимся.

А вот задача превзойти ESBWR, благо проект встал, в ней есть сермяжный смысл.

Автор: Kapa6ac 12.10.2016, 22:19

Есть отрицательный опыт по материалам для реактора и активной зоны под сверхкритику.
Несколько лет назад одна наша лаборатория имела плотные контакты с канадцами на предмет сверхкритики в модификации КАНДУ. Перед тем канадцы угрохали лет 8 и с пол-сотни миллионов долларов на поиск, разработку сплавов работающих при сверхкритике ПОД ОБЛУЧЕНИЕМ. И что-то там придумали. И готовы были пить шампанское. Но случился облом. Была организована встреча канадцев со специалистами девятки, благо рядом. И специалисты девятки, внимательно изучив представленные канадцами материалы, высказали замечания, со справедливостью которых канадцам пришлось согласиться. Результат - тема канадцами была закрыта, а вместо шампанского пить горькую!

Стали, используемые в закритических ТЭС, не работают под облучением. И эту проблему вряд ли можно решить за 10 лет. Потому что, если идти от "железа", ставя то одни, то другие образцы под облучение нужны годы. Если идти от моделирования поведения структуры металла под облучением при закритических параметрах с тем, чтобы поиск сплавов был более результативным и с большим пониманием, опять таки нужны годы еще и на создание кодов на базе квантово-механических уравнений, моделирующих взаимодействие нейтронов и прочего излучения с атомами конструкций, образования дефектов, дислокаций и прочей мутаты, их эволюцию и т.д. Такой модели нет и за бугром, хотя люди работают и там, и тут, и имеют некоторые успехи.
Итого: нужно время поболее 10 лет.

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 22:33

Интересно, если МБИР решили бы всё-таки делать с потоком единицы на 10^16, как сильно время удалось бы сократить на эксперименты с облучением?

Автор: Kapa6ac 12.10.2016, 22:48

Нужны же не просто потоки, а воспроизводства условий в комплексе: температура, напряженность металла, облучение. Потому МБИР поможет отчасти

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 22:59

Там три петли предполагалось. А если бы заложили петлю под условия СКД? (допустим, это можно было бы сделать, в чём пока не уверен).

Автор: Kapa6ac 12.10.2016, 23:08

Это другое дело! Тогда дело за малым - как его зовут и кто будет заниматься изысканием правильных сталей и предлагать для испытаний образцы.

Автор: AtomInfo.Ru 12.10.2016, 23:13

Увы, у меня не зря везде частица "бы". Под ТЖМТ петли предполагали, СКД, насколько знаю, даже не рассматривался в этом смысле.
Да и МБИР пустят не завтра.

Вопрос был гипотетический, из разряда про "задний ум".

Автор: VBVB 12.10.2016, 23:21

Согласен.
Варианты преребора разных сталей под облучением в условиях характерных для СКД могут занять не одно десятилетие. И когда наконец эти составы сталей найдут и полностью претестируют, то окажется что урана и лишнего плутония для ВВЭР-СКД уже нет. И к тому времени еще и окажется, что эксплуатируемые БНы по металлоемкости и топливной эффективности заметно уделывают ВВЭР-СКД.

Видимо, такой подход может оказаться более продуктивным, учитывая прогрессирующие возможности машинных рассчетов.
Но кто коды эти писать в РФ будет?

Поскольку для СКД проблема коррозии материалов корпуса и выгородок с внутриреакторной требухой имеет помимо физического повреждения/распухания и усталостного старения и химические проблемы с взаимодействием кучи основных металлических химических элементов и продуктов их трансмутации с закритическим флюидом, то чисто кватово-механические коды не есть панацея.

Отечественные коды для методов Ab initio Molecular Dynamic (AIMD) или Carr-Parrinello Molecular Dynamic (CPMD) для целей описания чисто химического поведения сталей под действием сверкритических водяных флюидов сделать можно, но как в них учесть весь комплекс сложных взаимодействий нейтронов, рентгена, образующихся альфа-частиц, структурных дефектов и т.п. на химизм процессов и их кинетику в долговременном аспекте длительной эксплуатации сталей для СКД?

Кажется, что для целей моделирования конструкционных материалов в реакторе со сверкритическим водяным теплоносителем нужно разрабатывать специализированный подход на основе метода Reactive Molecular Dynamics. Т.е. все взаимодействия с первичными нейтронами, вторичными нейтронами отдачи, рентгеном, альфа-частицами вести на уровне соответствующих потенциалов силовых полей без прямого решения квантово-механических уравнений типа Шредингера и Кона-Шэма.
Ну а всякие структурные и химические перестройки в широком температурном диапазоне в объемных материалах Reactive Molecular Dynamics описывает очень даже неплохо.

Но я даже и представить не могу, ктобы в РФ лет за 10-15 смог бы эти коды написать и протестерировать, и какие супервычислительные ресурсы нужны для проведения такого типа расчетов. Тут обычными суперкомпьютерами не обойдешься. Потребуется распараллеливание расчетов на десяток-полтора суперкомпьютеров. И месяцы/годы расчетов пробных составов сталей.

Автор: Kapa6ac 12.10.2016, 23:40

Все так!

Так ведь пишут у нас такой код. Для диссера путь уже заметно пройден и будет что представлять. И вокруг задачки постепенно собирается небольшой коллектив. Но чей-то диссер не есть решение проблемы, понятно, что только шажок к решению. Да и пахать, и пахать. Мне есть с чем сравнивать: на моих глазах шло развитие спектральных программ от РОРа до старушки ТВС-М и кое-чего поновее, еще не доведенного до аттестации - лет 30!. Перфокарты на М220 или БЭСМ таскать уже не надо, труд на порядок стал эффективней, но и задача куда как сложнее. Лет 10-15 - оптимистично.
Да и легко может быть разрушено начатое.

Автор: VBVB 13.10.2016, 0:04

Если не секрет, то где пишут?

Знаю, что в ИТЭС ОИВТ РАН есть группа которая пыталась МД-коды делать и тестировать под моделировапние поведения материалов под облучением нетронным и распуханием гелиевым. Но насколько они продвинулись от перовоначальной постановки задачи по описанию поведения керамических и стекловидных матриц для хранения РАО к возможности описания комплекса проблем с облучением тех же сплавов я не зная.

Автор: Kapa6ac 13.10.2016, 14:58

В отделении физики и моделирования энергетики НИЦ КИ. С привлечением и контактами российских специалистов плюс наших же за рубежом. Пока в коллективе из менее десятка человек с разной степенью вовлеченности.

Автор: Kapa6ac 24.10.2016, 16:53

Прочитал в серии "Творцы ядерного века" 2002 года издания, воспоминания за авторством НА Доллежаля.
Пишет на стр. 166, что на Сибирской (Белоярской) АЭС первые два канальных водо-графитовых блока АМБ-100 и АМБ-200 были с ЯДЕРНЫМ ПЕРЕГРЕВОМ пара. Успешно отработали лет по 30 и были закрыты.

Параметры пара были 510 С или 780 К !!!

Не мог найти нигде подробностей об этих реакторах по конструкции. Может сплав для сверхкритики как раз в этой установке мог бы подойти?
У кого есть ссылка на конструкцию зоны-реактора, или знание о нем, поделитесь.

Спасибо

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 17:55

Kapa6ac,

презентация НИКИЭТа в МАГАТЭ:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/P1500_CD_Web/htm/pdf/topic5/5S12_V.%20Yurmanov_PM.pdf
внутри на 7-ом слайде ссылка на юбилейную конференцию 2009 года. Соответственно, надо найти её труды (вполне могут быть в библиотеках), там должно быть всё в наиболее полном виде.

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 18:03

И далее по Юрманову посмотреть.
У них есть доклад в Подольске (2009):
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2009/disc/autorun/article137-ru.htm
В нём в основном про химию, но есть список литературы, его можно поднять и посмотреть.
Например, там название статьи Емельянова сотоварищи "Исследования прочности конструкционных элементов топливных каналов реакторов Белоярской АЭС".

Автор: Kapa6ac 24.10.2016, 19:51

Великое спасибочки!

Автор: pappadeux 24.10.2016, 20:02

Сибирская АЭС - это Томск-7, реакторы АДЭ, которые, няз, были без перегрева



документ МАГАТЭ

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/06/171/6171747.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 21:49

Да, это я пропустил. Конечно, Сибирская - это не Белоярка. Это "такой закрытый город, где у человека рабочий день - одна минута" (из далёких воспоминаний моего детства ).

Автор: Дед Мороз 24.10.2016, 21:56

Но АМБ стояли именно на Белоярке. АМБ-100 проработал 27 лет, АМБ-200 - 22 года. Очень неудачные, надо сказать, реакторы - количество аварий на них (в том числе тяжёлых) превышало все разумные пределы.

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 22:00

Да, естественно.

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 22:05

В своё время у нас было интервью одного из директоров Первой в мире.
http://atominfo.ru/news/air3328.htm
Текст, как всегда, мягче разговора. А в разговоре он был, несмотря на прошедшее с тех пор время, весьма зол на конструкторов АМБ за то, что они не приняли во внимание тот отрицательный опыт, который собрал персонал на Первой.
Он считал (в тексте это есть), что если бы их опыт проанализировали тщательно, то АМБ не было бы.

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 22:16

Да, а перегрев ему не понравился сразу.

Автор: VBVB 24.10.2016, 23:07

Ну если первая цифра еще как то очевидна, то нахрена было на АМБ водяной пар до 780К перегревать?
Просто погоня за кпд?
Или проверка предпосылок к использованию АМБ-200 и его последователей как для выработки электроэнергии, так и отопительного тепла?

Автор: AtomInfo.Ru 24.10.2016, 23:49

Как же я забыл-то? Кочетков-ст. про АМБ.
http://atominfo.ru/newsh/o0800.htm

P.S. Малых очень обиделся за топливо для АМБ. Его вариант забраковали по физике, а потом таки взяли, но от Девятки.

Автор: pappadeux 25.10.2016, 0:46

это одна и та же температура, в цельсиях и кельвинах

Автор: KTN 26.10.2016, 21:54

Цель была единственная, утверждённая Курчатовым.
Дело даже не в КПД, который можно за счет температуры поднять как минимум до 40% (с 30% обычных для ВВЭР).

Цель строительства двух АМБ состояла в экспериментальной проверке возможности применять паровые турбины, серийно выпускаемые промышленностью для угольных ТЭС.
Вместо особых влажнопаровых турбин, освоенных всего несколькими заводами в стране, ставить серийно выпускаемые промышленностью в количестве до 8 ГВт в год.

Для этого ядерный реактор должен выдать пар стандартных параметров. Например, 540 цельсия. Пришлось в АМБ заменить цирконий на нержавеющую сталь особых марок, а возросшее поглощение компенсировать переходом на уран обогащения выше чем 5%.
По итогам оказалось, что сделать можно, однако стоимость всех этих мер больше чем издержки от влажнопаровых турбин (на тот момент были, при газодиффузионном обогащении урана).
Поэтому РБМК-1000 и -1500 стали делать на обычном паре. В проекте РБМКП-2400 снова к идее ядерного перегрева пара вернулись, однако после Чернобыля в 1986 году, от графитового направления было принято решение вообще отказаться.

Автор: VBVB 27.10.2016, 2:51

Спасибо за пояснение.

Получается, что тот же ВВЭР-СКД судя по всему должен использовать топливо с обогащением по урану-235>5%, а в случае МОХ-топлива то и вообще на уровне 8,5-9,5% по плутонию. Хорошо ли это в практическом отношении?

Автор: Kapa6ac 31.10.2016, 14:56

Спасибо всем за ссылки и участие в обсуждении АЭС с АМБ-1, -2.

Покопавшись в теме ядерного перегрева пара и обсудив с коллегами, в том числе, имевшими непосредственные контакты с "отцами-основателями", пришел еще раз к грустному выводу, что материалов для активной зоны, надежно работающих под облучением при сверхкритических параметрах, увы, нет.

Автор: KTN 1.11.2016, 1:55

Это временное явление. Если целенаправленно решать данную задачу, материалы могут появиться.
В качестве варианта, может потребоваться разделённо-изотопный никель для сплава. Без никеля-59, на котором идёт реакция (n,p) водород которой приводит к быстрому изменению свойств материала под облучением.

Автор: Superwad 1.11.2016, 16:37

А надо ли заморачиваться с этим? Какуказал один товарищ статье про быстрые реакторы - экономика сегодня на первом месте. а потом идет инженерные изыски. Сегодня требуется быть конкурентоспособным по отношению к ископаемой. а в будущем, и к ВИЭ. Так может проще остановиться на ВВЭР-Супер с переходом на горячий натрий, вместо сверхкритического?

Автор: VBVB 1.11.2016, 18:38

Логично.
Учитывая сколь огромный пласт научно-технических проблем нужно решить при разработке прототипа ВВЭР-СКД и при том, что прогнозируемый эффект по топливоиспользованию, росту КВа и кпд энергоустановки не очень высок, то вопрос "а нужен ли РФ ВВЭР-СКД в принципе?" вполне актуален.

ВВЭР-Супер как бы очевидно нужен, и прийти к нему явно возможно в относительно короткие сроки и технически для нашей страны реально.
А вот с водо-водяными реакторами на сверхкритической воде все может быть очень сложно и сильно дорого, потребуются десятилетия разработок и тестов сталей разных.
И нафига тогда эти ВВЭР-СКД с их КВа под 0.80-0.85 будут нужны в 2050, если уже сейчас БНы по ряду основных параметров превосходят гипотетически перспективные расчетные модели ВВЭР-СКД?
Что такого сможет делать ВВЭР-СКД чего не делает имеющийся БН-800?
По каким параметрам ВВЭР-СКД может превзойти работающий БН-800?

Автор: asv363 1.11.2016, 19:15

Немногим ранее Вам весьма правильно ответили про экономику. Отдельный вопрос, ВИЭ - мусор, мешающий балансировать энергосистему (за исключением весьма традиционной гидроэнергетики).

Так собственно о чём я? Если новый (де-юре) куратор не сумеет изыскать средства даже на маленький опытный СКД, то и говорить не о чем. Впрочем, ему и раньше этого не удалось. Не барское это дело, панимаешь.

Автор: AtomInfo.Ru 3.3.2017, 13:46

Прошлогодняя презентация Гидропресса.
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2016/2016-08-22-08-24-NPES/TS-I-3_TM_Sheffild_2016_v3_(EN).pdf

Автор: armadillo 3.3.2017, 19:07

А для БН есть?

Автор: Татарин 3.3.2017, 20:08

Ну так работают же?

Автор: armadillo 3.3.2017, 20:27

и в чем разница в материалах, кроме религии?

только механическая нагрузка от давления?

Автор: Татарин 4.3.2017, 14:30

Ну так тут - натрий, а тут - водяной пар. И да, давление.

А главный вопрос тут был выше: за что платим-то? Вот с БН хотя бы понятно: большое выгорание, большой КВ. Есть, за что платить, тем более, что и продвинулись дальше, чем с СКД.
А тут получается вложение в отдельную ветку технологий, которая даже не дублирует, а изначально, уже по задумке предлагает меньше уже достигнутого. За что воюем?

Автор: VBVB 4.3.2017, 14:45

Очень правильное замечание.
По сути БНы уже давно достигли и превзошли предполагаемые параметры перспективных бумажных реакторов с СКД-теплоносителем.
Мог бы еще понять работы, которые, например, нового поколения ЯЭУ на НОУ со сверхкритическим CO2 и соответствующим высокоэффективным турбинным циклом проектировали.
Но биться в направлении создания водо-водяных реактров, где сверхкритическая вода съедает конструкционные материалы, материалы твс и оболочек твэлов и невероятно быстро может выщелачивать содержимое девфектного/поврежденнного твэла это по моему ошибочно. И при том такие реакторы некогда к самообеспечению по топливу не приблизятся к БНам или реактрам с ТЖМТ.

Ну если только государство хочет тянуть старую школу умельцев водо-водяных реакторных технологий, то тогда понятно зачем деньги на проектирование ВВЭР-СКД дают. Просто в сравнении с БНом ВВЭР-СКД, это как современная высокотемпературная газовая турбина и древний паровой котел высокого давления.
Это просто какая то инерция мышления, зная что к моменту создания прототипа ВВЭР-СКД остро будет стоять топливный вопрос, разрабатывать заведомо неэффективную, дорогостоящую, потенциально технически и эксплуатационн-опасную отживающую технологию.

Автор: LAV48 5.3.2017, 0:00

Но такие реакторы можно строить на экспорт...

Автор: AtomInfo.Ru 27.3.2017, 9:32

По СКД публикация. Традиционное уже спасибо приславшему участнику форума!

ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ
ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ: ОСОБЕННОСТИ
РЕГУЛИРОВАНИЯ, РАЗОГРЕВА И РАСХОЛАЖИВАНИЯ
© 2013 г. А.Л. Сироткина, И.И. Лощаков

http://atominfo.ru/files/atominfo/skd1.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 27.3.2017, 9:33

От него же.

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ
РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ
И.И.Лощаков, А.Л.Сироткина

http://atominfo.ru/files/atominfo/skd2.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 16.5.2017, 23:17

По СКД.

Прежде всего, думаю, не большой уже секрет, что тема про СКД обсуждается.
Наверное, уже многие видели всяческие презентации... ну, скажем так, мы видели их исходящими из АЭПовских кругов, если можно так выразиться.
Характер у них несколько алармистский, и призывают они как раз к СКД.

Удивительно (или неудивительно), что определённые параллели есть у них с недавними публичными выступлениями БИНа на различных семинарах. Он, в общем-то, тоже призывает к созданию нового ВВЭР.

На МНТК-2017 слово СКД, конечно, было сказано сразу. Вырисовываются примерно такие отношения.

Гидропресс. Аккуратно упомянули, мол, если понадобится, то можно. Это понятно, конструктору всегда интересна новая конструкторская задача.

Концерн. Во-первых, это задача после 2035 года. Во-вторых, концерну нужны, допустим, 20 блоков с СКД. Или 30. Или вообще 40. То есть, концерну как эксплуатационщикам нужен фактически серийный проект. Соответственно, и отношение такое - если сможете обеспечить массовость/серийность, то беритесь. А если нет, то зоопарк разводить нет смысла.

АЭМ (дивизион, куда входит Гидропресс). От них прозвучали самые сдержанные слова. Мол, все слышали, что сказал концерн? Им нужны десятки блоков. А СКД будет один блок. Или вообще блока не будет. А коли так, то нечего разводить антимонии и надо заниматься более практическими вещами. Например, двухпетлевым ВВЭР-1200. Или ВВЭР-1800.

Автор: Superwad 17.5.2017, 12:35

Более чем логичное замечание в конце.
Только есть вопросик - что означает двухпетлевой ВВЭР, для чего он нужен?

Автор: Lerm 17.5.2017, 13:15

Для экономики он нужен, чтобы сократить капитальные и эксплуатационные затраты. Например, здесь: http://www.atominfo.ru/news/air6712.htm (раздел про ВВЭР-1200А) или здесь: http://www.2010.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/Present/7.5_ryzhov.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 17.5.2017, 13:45

"- новые, более эффективные парогенераторы;
- сокращение удельной металлоёмкости'
- уменьшение диаметра ГО;
- уменьшение затрат времени и дозозатрат на контроль, обслуживание и ремонт оборудования;
- разработка типовой петли на 600 МВт(э)".

Это из вчерашней презентации Гидропресса.

Автор: AtomInfo.Ru 17.5.2017, 13:47

Первый контур состоит всего из двух петель по 600 МВт(э) каждая.

Потом к ним можно добавить третью такую же, и получается ВВЭР-1800.

Автор: Pakman 17.5.2017, 21:38

В тех же ж/д габаритах?

Автор: AtomInfo.Ru 17.5.2017, 21:46

Блок же не в сборе возят. Габариты тут будут не при чём.

А вообще про габариты. Интересное было вчера одно замечание/предложение. У Гидропресса был хороший опыт создания компактных установок (свинец-висмут). Мол, не воспользоваться ли им и не взять оттуда какие-то идеи, решения и проч. для ВВЭР?
Даже, честно говоря, не знаю, так реально сделать или нет

Автор: generalissimus1966 17.5.2017, 21:49

Ну парогенераторы же и при нынешнем количестве едва проходят жд габарит. А тут на каждый придётся в полтора раза большая мощность. И, что, они от этого не вырастут в размерах?


свинец-висмут на парогенераторы никакого влияния оказать не могут, как мне кажется.

Автор: Pakman 17.5.2017, 22:01

Наглядный пример почившего вестингауса с его масштабированием наработаннымых технологий лодочных ГЦН не внушает.

Автор: AtomInfo.Ru 17.5.2017, 23:11

Вопрос-то был про переход от 1200 (2 петли) к 1800 (3 петли), как я понял.

Автор: Lerm 17.5.2017, 23:18

Отказ от ж/д транспортировки для ПГ как раз декларировался в рамках перехода к двухпетлевой схеме (ссылки на презентации выше).

Автор: AtomInfo.Ru 17.5.2017, 23:20

Её неплохо бы всё-таки сохранить для лучшей логистики. Но тут уж как получится.

Автор: asv363 18.5.2017, 3:30

Люблю я, однако почитывать работы КМС и другим рекомендую. Рассмотрим КМС-2014 - ПГВ с одним горячим коллектором и двумя холодными, расположенными горизонтально:

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2014/documents/kms2014-004.pdf
Руководитель: Лахов Д.А.; Автор: Гриценко А.А

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2014/documents/kms2014-007.pdf
Руководитель: С.А. Харченко; Автор: Д.А. Лахов

Автор: Syndroma 18.5.2017, 15:59

А нигде не хотят поставить такой парогенератор в усечённом виде для проверки основных решений?
Выглядит-то неплохо.

Автор: asv363 18.5.2017, 21:20

Неплохо было бы поставить парочку в составе В-498 (ВВЭР-600), но там их придётся конструировать и перерасчитывать заново. Если брать данные расчёты и конструкцию, то их надо тоже будет проверять.

Год тому назад никаких планов вида изготовить и опробывать данную конструкцию не было. Или, во-всяком случае, мне известно не было.

Автор: Syndroma 18.5.2017, 22:28

Было бы неплохо куда-нибудь приткнуть экспериментальный образец. Это же, по сути, новый тип парогенераторов, третья ось. Вдруг у них есть какие-то свои, лишь им присущие, недостатки.

Автор: asv363 19.5.2017, 0:20

Согласен. Для начала нужна полная внутренняя экспертиза проекта самим ОКБ "ГИДРОПРЕСС". В тех работах, ссылки на которые я привёл есть некоторые неточности. Причём это не моё мнение, и я не уверен, что имею право сослатся на автора.

Автор: Superwad 19.5.2017, 8:09

Тут вопрос намного интереснее. Двух петлевая схема - это идеальный вариант работы опреснительной установки (ночью, отключаем второй генератор, а пар с отключенного генератора идет на выработку пресной воды. При однопетлевой, такое тяжело организовать. Поэтому, в плане унификации - это интересное решение.
Хотя самая крупногабаритная деталь в ВВЭР - это сам ядреный котел. 1200 еле вписывается. а тут еще есть 1500 (экспериментальная), а замахиваются на 1800. Как там у них с габаритами и как думают его доставлять???

Автор: asv363 19.5.2017, 9:50

Если по пунктам - то:

1. Насчёт мощности в 1800 МВт Вы правы, но есть один нюанс - КР перевозится отдельно, верхний блок - отдельно. Длина парогенератора возрастает существенно (по памяти, до 18 метров с небольшим при диаметре от 4500 до 4800 мм, внутреннем);
2. Единичная мощность в 1700-1800 МВт появилась давно, во всяком случае, не в этом десятилетии (как ответ EPR, ABWR, APWR, ESBWR и т.п.).
3. Переход на двухпетлевую схему слегка рискован, его обоснованием я вижу только участие в кап. соревновании. Мы теряем референтность, как преимущество.

Автор: Superwad 20.5.2017, 9:32

Как я указывал выше, двухпетлевая система хороша для работы опреснителей с параллельной выработкой эл. энергии.
И, возможно, в работе в маневромом режиме. Ведь предел регулирования в паровой турбине мощности ограничем (если я правильно понял, читая литературу - в те самые 10 %), а при сбрасывании мощности до 50 %, проще отключить одну турбину, чем раскачивать и стабилизировать единственную мощную.

Автор: asv363 20.5.2017, 10:20

И ровно на этом месте мы упираемся в целевые показатели, которые надо сокращать, как думает кто-то наверху. Две турбины с отдельной обвязкой и всеми причиндалами существенно поднимут металлоёмкость и цену. Кроме того, будет достаточно сложно создать СКУ, сконфигурировать АСУ ТП, особенное спасибо Вам скажет оперативный персонал.

Автор: Superwad 20.5.2017, 12:40

Согласен, что это где-то сложнее (это и держал в уме, но не стал указывать такой минус). Ведь правило рычага никто не отменял. Если в чем-то выигрывает, значит в чем то проигрываем.
Выигрываем в маневренности тепловой мощностью, проигрываем в конечной стоимости железа, но за счет использования реактора на номинальной мощности, производим не только электричество, но и воду. Видимо, под это и затачивалась система с двумя контурами. ведь было сказано выше, что круг задач для ВВЭР будет расти и надо унифицировать железо.
ЗЫ. Но с другой стороны, в случае аварии с одним теплообменником, его можно будет заглушить, аварийно понизить мощность и расхолаживать рабочим парагенератором, а то и просто работать на половине мощности до устранения аварии.
PSS. Но с другой стороны, ведь БН-800 четырех петлевой - как то ж смогли решить такие вопросы, или я что то не допонимаю?

Автор: asv363 20.5.2017, 13:35

Только есть один маленький нюанс - турбина там одна. http://www.power-m.ru/search/?q=%D0%9A-800-130%2F3000&s=

Автор: Syndroma 20.5.2017, 19:20

Superwad, вы в курсе, что сейчас у ВВЭР четыре петли и два контура, а у БН-800 три петли и три контура?

Автор: Дед Мороз 20.5.2017, 20:42

Что Вы сразу по больному. Злой Вы.

Автор: pappadeux 20.5.2017, 20:43

У БН-800 три петли, у БН-1200 четыре петли (каждая и там и там примерно на 300МВт(э))

https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T1.2/T1.2.shepelev.pdf

Автор: ВОВИЩЕ 20.5.2017, 21:06

Вот, как у Вас получается в трёх строчках написать пять глупостей???
1. Турбине абсолютно всё равно со скольких петель на неё поступает пар, одной, четырёх или шести.
2. Работа в манёвренном режиме ограничена ресурсом оболочки твэл и больше ничем (почти).
3. Турбина плохо себя чувствует при длительной работе на мощности 100 МВт и ниже (литературу в топку).
4. Отключить не проще: на ХХ её долго держать нельзя (греются последние ступени) а проходить критические обороты дважды в день - ещё то удовольствие.
5. Что значит "раскачивать и стабилизировать". Смотреть попивая чай как ЭГСР в режиме РД прикрывает и открывает РК???

Автор: asv363 20.5.2017, 23:05

Для меня не секрет, что на "Запарижской" ВВЭР-440 нет. Вот на РАЭС 2 блока ВВЭР-440/213, на которых стоят по две турбины. Для тех турбин 100 МВт тоже проблема?

Автор: anarxi 20.5.2017, 23:51

расскройте адрес этой АЭС , возможно советский "глонасс" её определит?
может стоит исправить базу МАГАТЭ

Автор: Pakman 21.5.2017, 0:07

Имелась в виду Запорожская АЗС. Координаты в глонасе есть и куда надо уже введены.

Автор: AtomInfo.Ru 21.5.2017, 0:33

Она же ещё и Забарханская.

Автор: pappadeux 21.5.2017, 4:16

станция - на восток, за Парижем

Автор: ВОВИЩЕ 21.5.2017, 7:30

Нет

Автор: ВОВИЩЕ 21.5.2017, 7:40

Возможно в литературе были описаны проблемы при работе на 10% и ниже.
320-й проектировался для работы в манёвре 100-65-100 %Nном.
Да, некоторый износ 4 и 5 ступеней ЦНД будет, но не критичный.

Автор: Pakman 21.5.2017, 13:49

Тем более, что ЦНД этих у турбины много.

Автор: Татарин 22.5.2017, 1:37

Не... если "за" Парижем, то к западу от него.

Автор: Дед Мороз 22.5.2017, 19:36

Смотря откуда смотреть.

Автор: Syndroma 18.7.2018, 11:33

http://www.atominfo.ru/newss/z0848.htm

Внезапно захотелось ВВЭР-600.

Автор: AtomInfo.Ru 18.7.2018, 11:44

Пока нет запроса.
Соответственно, у обоих ОКБ есть только проработки, а не проекты.
Если реанимируют тему средних блоков на Балтийской, то может что-то получиться.

Автор: asv363 18.7.2018, 18:25

По-моему. первая публикация на эту тему на КМС-2014:

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2014/documents/kms2014-004.pdf
Руководитель: Лахов Д.А., Автор: Гриценко А.А.

Автор: pappadeux 18.7.2018, 19:49

ПГ в статье на вдвое большую мощность, не для ВВЭР-600

Автор: Syndroma 18.7.2018, 22:21

Вы давали эту ссылку на предыдущей странице, я потому эту тему и поднял.

Интересно было бы увидеть такой парогенератор в железе. Проект средней мощности для этого подходит больше.

Автор: asv363 18.7.2018, 22:21

Вы правы. Я же имел в виду ПГВ с горизонтальными коллекторами для ВВЭР.

Автор: AtomInfo.Ru 19.11.2021, 9:19

На «Закупках Росатома» выставлена закупка «Работы по научному руководству проектами ядерных установок. Разработка технологий корпусного энергетического реактора с закритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД)».
http://zakupki.rosatom.ru/21102605131573

Заказчик – концерн. Единственный поставщик – Курчатник. Начальная цена договора – 750 млн рублей на пять лет (2021-2025 гг.).

Из немногочисленной конкретики. Стенд «Многоцелевая нереакторная петля ВВЭР-СКД», который будет создан в рамках договора, останется в собственности Курчатника.

Автор: alien308 19.11.2021, 16:59

Оболочка ТВЭЛов из чего? Цирконий вроде уже по температуре не проходит.

Автор: AtomInfo.Ru 19.11.2021, 17:01

Понятно, что сталь какая-нибудь.

Обратите внимание - договор как раз о научном руководстве, в рамках которого и должны быть найдены ответы (в течение 5 лет) на все подобные вопросы принципиального характера.
Это не на проект договор, потому что Курчатник занимается общими вопросами.

Автор: pappadeux 19.11.2021, 19:50

А ВК-50 под СКД уже не идет?

Автор: AtomInfo.Ru 19.11.2021, 21:30

Направление ВК, насколько мы знаем, не рассматривается. Если вопрос о проектах последующих ВК, которые предлагались.

Кстати, ВК-50 старенький аппарат. Его, по слухам, закрывать хотели, но Т..в пробил его сохранение на некоторое время. В перспективе - до 2030 года, но далее всё.

Автор: nuc 19.11.2021, 23:36

Ну как-то так, но...

2. Скорее тем, что внутри оболочки и взаимодействием между. При этом, мы же говорим об оксидном топливе, правильно?
3. Влажность пара за последними ступенями? А при прямоточном ПГ?
4. Видимо дело в особенностях систем...

Автор: nuc 19.11.2021, 23:37

Полно испытанных сталей/сплавов

Автор: pappadeux 20.11.2021, 6:37

я имею ввиду ходившие слухи, что СКДшники брали себе аппарат ВК-50 для своих нечеловеческих СКДшных опытов

Автор: AtomInfo.Ru 20.11.2021, 10:20

Э-э-э... я бы всё же не стал так делать.
Старый он.

Да и чисто по логике выгоднее построить новый стенд, который будет долго обслуживать СКД-шную программу (ежели такая будет).

Автор: AtomInfo.Ru 22.11.2021, 9:24

Предстоящие работы:
https://ria.ru/20211119/superreaktor-1759732484.html

Автор: AtomInfo.Ru 22.11.2021, 9:25

В рамках нынешней работы, рассчитанной до 2026 года, предстоит разработать технологии энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В частности, надо будет подготовить предложения по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции.

Отдельным пунктом работ обозначено создание концепции многоцелевого тестового исследовательского ядерного СКД-реактора малой мощности. Эта установка на первой (собственно тестовой) стадии эксплуатации должна обеспечить отработку режимов, актуальных для энергетического реактора ВВЭР-СКД. На второй (исследовательской) стадии эксплуатации малый реактор должен стать источником нейтронов для облучения опытных тепловыделяющих элементов, предназначенных для большого ВВЭР-СКД, и образцов конструкционных материалов для него.

Автор: AtomInfo.Ru 22.11.2021, 9:25

И оттуда же напоминание про ВК:

Ранее для отработки режимов ВВЭР-СКД было предложено создать малый реактор мощностью 30 МВт, причем построить его на основе действующего с 1965 года в "Научно-исследовательском институте атомных реакторов" "Росатома" уникального реактора ВК-50, который сейчас готовят к выводу из эксплуатации.