Версия для печати темы

Автор: Татарин 1.10.2015, 13:37

На самом деле, очень странно, что продукты деления не рассматриваются как источник относительно высокопотенциального тепла большой мощности.
Порядка 1-3% от общей энергии деления сидят в долгоживущих осколках и доступны для использования.

Скажем, для русской ядерной энергетики это порядка 1.5-2ГВт тепловой мощности, которые БОЛЕЕ чем реально использовать для выработки электроэнергии или на АТЭЦ. Только "А" тут будет означать "атом без деления".
И если уж в Нижнем хотели строить АТЭЦ на реакторе деления, то что мешает построить котельную на стронции-90+цезии-137?
Поскольку для отопления нужно тепло низкого потенциала, в ТВЭЛах можно использовать уже остеклованые ПД.
Это "реактор", который НИКОГДА не взорвётся.
Его ядерная безопасность - абсолютна.
Легколетучих и газообразных изотопов в нём нет (нам не обязательно включать в эти ТВЭЛы проблемный йод и т.п.).
Расплавление зоны легко можно сделать невозможным - оборотная сторона низкого удельного энерговыделения.

Такой "реактор" занимал бы значительный объём и - да - требовал бы транспортировки опасных материалов, но - блин! это серьёзная заявка на решение кучи проблем с отходами.
Бассейн выдержки, ядерный могильник, который ЗАРАБАТЫВАЕТ деньги (в том числе - на свою охрану) и производит абсолютно чистую ядерную энергию (точнее, "очищает" среду при своей работе).
С точки зрения устойчивости (в том числе к терроризму) такой могильник на три головы выше любой АЭС.
Если таких иметь 2-5 на страну (в городах, где есть проблемы с топливом и отоплением), то безопасность хранения повышается. При вполне очевидной коммерческой выгоде: 1кг ПД с отрицательной стоимостью заменяет 1000 тонн нефти или угля с значительно положительной стоимостью - при реализации тепла это эквивалент 200-500 тысяч долларов).

Почему об этом не было смысла думать в 60-х - вполне очевидно: не было наработано достаточно осколков, не о чем говорить.

Но почему об этом не поговорить сейчас?

Автор: alex_bykov 1.10.2015, 13:55

Ой. Представил себе обывателя, которому я объясняю, что жизнь его будет в шоколаде, и понял, что с задачей не справлюсь.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 13:57

Конференция по утилизации осколков деления, Нью-Йорк, 1952 год.


Можно ещё поискать вот эту серию штатовских отчётов начала 50-ых. Пример:
http://babel.hathitrust.org/cgi/pt?id=mdp.39015086579599;view=1up;seq=1

Автор: Татарин 1.10.2015, 14:12

Почему?

Атомный реактор.
Идеально безопасный. Взорваться не может.

Тепло дешёвое.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 14:30

Татарин,

смотрите.

Есть, например, такой http://www.google.com/patents/US3911684. Утилизация тепла от РАО. 1974 год.

Вот эта https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:9373943 вообще в тему.
В США этой проблемой занималась армия, что неудивительно. И они сделали концептуальный проект на отверждённых РАО.
К сожалению, по ссылке только заголовок с аннотацией, сама статья в бумажной книге, изданной в 1976 году. Вряд ли эта книга есть в России.

В старом номере "Nuclear Technology" (1978) есть статья про Nuclear Waste Boiler. Доступ платный, 30 баксов.


Я бы всё-таки как-то достал бы хотя бы одно описание проекта "кипятильника на РАО". Тогда можно было бы обсудить тему конкретнее.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 14:40

Вот ещё один дядька с крайне подозрительной фамилией G.Safonov.
Текста тоже нет, установка тоже военная.
https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:9363641

Но есть уже кой-какие детали.

Чтобы сориентироваться в ценах, доклад был сделан в 1975 году.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 14:46

Сафоноффф и Witzig/Foster упоминаются в обзорной книге 1982 года.
Их концепции называются районным отоплением в течение 50 лет, говорится, что такие станции могут помочь изменить отношение населения к РАО, т.к. из отходов РАО превратится в энергоисточник.

Но "cost-risk-benefit analysis does not reveal a great attractivness".

Почему-то не привлекло. Осталось выяснить, почему. Что тогда не понравилось?

Автор: Татарин 1.10.2015, 15:06

То, что встречается в сети - подразумевает малую мощность.
И компактные источники тепла/энергии.
Энергонапряжённые конструкции с большим отношением периметр/объём (соотвественно - большой массой и тяжестью биозащиты и прочим сопутствующим герммороем). А требуемое высокое удельное энерговыделение сразу гарантирует КУЧУ проблем с обращением с таким "топливом" и источником в сборе - энерговыделение же полностью неуправляемо.
Более того - какие-то ещё попытки снять тепло высокого потенциала и использовать его для серьёзной выработки ЭЭ.

С малой мощностью (единицы МВт), из которой автоматически следует большое число и плохая охрана каждого - да, риски высоки (при терроризме - даже очень высоки). А бенефиты сразу сомнительны.

Я предлагаю посмотреть несколько иной концепт - сразу ОЧЕНЬ большое хранилище (в котором "топливо" могло бы вылёживаться сотнями лет).
При средней мощности 20-50кВт/куб (при начальной удельной мощи около 100кВт/куб исчезают все проблемы с пассивным охлаждением) и объёмом хранилища в тысячи кубов, полной мощности 100-300МВт.

Задача - отопление и ГВС относительно большого города.
Продукт - чуть перегретая вода при температуре ~100С.
Бассейн, ЕЦ, второй контур - сразу потребитель, сухая градирня на естественной тяге для сброса излишков.
Бассейн сразу с запасом, минимум обращения со старым "топливом", удаление его только после многосотлетней выдержки (и удаление - в новопостроенный бассейн рядом же).
Размещение - полуподземное, в капонире, вспомогательных устройств минимум - теплообменник да насосы.

"Топливо" подвозится понемногу, по мере переработки ОЯТ и стеклования "правильных" ПД.
"Топливо" с относительно небольшим энерговыделением, поэтому ТУК спокойно охлаждается с периметра при любых нештатных ситуациях при перевозке-перегрузке.

Почти весь персонал - физическая защита да пара техников для обслуживания насосов и примитивной автоматики.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 16:28

Ну, то есть сложить всё в кучу и спокойно потреблять тепло.

Вообще, тема утилизации тепла от РАО... в общем, ей как минимум занимались. Три публикации и патент нашлись практически сразу. Штатовские, но у нас вполне мог изучать тему Радиевый институт.

И некоторые штатовские доведены минимум до концептуального проекта, а это уже не пикейножилетство.
Концептуальный проект - это пухленький документ, в котором грубыми мазками очерчены все основные области будущего проекта. Пикейный жилет такой документ не сделает - то есть, темой занимались профессионалы и, возможно, даже целые организации.

Конечно, хотелось бы всё-таки сначала посмотреть на эти проекты.

По поводу большой кучи. Однозначно может быть проблема с потребителем. Большая куча для большого города, а в большом городе обязательно найдутся оригиналы, которые поднимут шумиху на тему "Нам под боком вырыли радиоактивную помойку".

Ну и вопрос отходов от отходов будет стоять.
Пройдёт сотня-другая лет (точнее надо смотреть графики спада активности F.P.), партия РАО охладится, будет невыгодно её использовать - значит, её нужно будет отправлять на окончательное захоронение. Оставлять рядом с потребителем нехорошо, потребитель поймёт, что ему всё-таки и вправду сделали под боком радиоактивную помойку.
То есть, в итоге будут постоянные перевозки - туда горячие РАО, обратно холодные. И всё равно будет вопрос о хранилище РАО для холодных РАО.

Так что нам придётся построить два объекта - и станцию на горячих РАО, и хранилище для холодных. А если мы РАО сразу захораниваем, то объект будет только один - хранилище.

Автор: AtomInfo.Ru 1.10.2015, 16:31

Кстати, имейте в виду.

В осколках деления будут обязательно присутствовать делящиеся материалы - т.н. потери при переработке, т.е. неизвлечённые материалы.

Их мало. Но! Но при хранении РАО, например, учитывают опасность возникновения критичности из-за этих "потерь". При определённых условиях ураны-плутонии-нептунии в РАО могут сползтись в кучку и бахнуть.

Автор: LAV48 2.10.2015, 0:53

Хорошая тема, особенно в осеннюю прохладу.

Так им же "ножки" в тазик цемента стекляшку завинтили! Зафиксированы они в общем

По поводу "остывших", их можно снова перерабатывать в принципе, но тогда стеклить нельзя.

В общем тема сисек обогревателей интересна.

Автор: Татарин 2.10.2015, 1:34

Да, конечно.
"Если на тротуаре лежат деньги, это галлюцинация, потому что если б они были б реальны, их бы кто-нибудь уже давно подобрал"(С)
Но всё-таки, странности иногда случаются.


С такими бороться достаточно просто: это АЭС. Но. Это "безопасная АЭС на новых принципах, не производящая отходов, использующая чистую энергию бета-распада, не способная взорваться, без плутония, не содержит глютена".


Ну, если с практической точки зрения, то когда "пройдёт сотня-другая лет", то все уже давно к станции привыкнут и отношение к ней будет совсем иное. Благо авария на таком объекте и вправду крайне маловероятна, а город от неё греется и налоги получает.
Тариф на тепло можно поставить вполне божеский, и всё равно быть сверхрентабельным. В таких случаях наезд на местное производство -30 к харизме и +5 по морде любому политику-горлопану.

Что касается остывшего топлива, лежать оно может там же.
Если мы закладываемся на более-менее контролируемый состав топлива (скажем, только все цезии+стронций), то ему не требуется "геологическое" хранилище: уже через 1000 лет его активность упадёт в миллиард раз, и нужда в контролируемом хранении просто исчезнет.
То есть, мы можем сразу при строительстве закладываться на то, что это и есть "окончательное захоронение" в некотором смысле. Вывезем мы оттуда уже безопасное холодное стекло.

С подвозом свежего горячего топлива, конечно, ничего не сделать.

Это самое уязвимое место... скорее всего, именно этот этап и бьёт по экономике и безопасности прожекта.


Только в том случае, если "использование" подразумевает по-настоящему технически сложные системы, требующие дорогого обслуживания в пересчёте на кубометр топлива (привет компактным источникам!).
Просто прикидочно: если у нас объект имеет изначальный бассейн ёмкостью в сто тысяч кубов (100х100х10), мы можем себе позволить снизить среднее энерговыделение до киловатта на куб.
Если начальное - 100кВт/куб, то 99% такого бассейна может быть забито уже "холодным" топливом, и всё равно свои 100МВт мы получим.

Но, конечно, лучше всего добыть бы где-нибудь существовавшие серьёзные прикидки...

Автор: Татарин 2.10.2015, 1:40

Под такое дело задумаем продвинутый техпроцесс с минимизацией остатков. Всё равно из осколков нам годится не всё.
А можно в стекло литий с бором добавлять. А можно и то, и то.
Конечно, ядерно-опасным объектом это быть не должно, это подкоп под концепцию... заметный нейтронный фон тоже абсолютно неприемлим.

Автор: VBVB 3.10.2015, 0:25

Удельное тепловыделение стронция-90 в виде титанатной керамики около 0.96 Ватт/грамм при удельной активности около 148 Кюри/Ватт.
Удельное тепловыделение цезия-137 в виде борфторидной керамики 0.25 Ватт/грамм при удельной активности около 560 Кюри/Ватт и очень много гаммы. Цезий-137 более опасен стронция-90 в эксплуатации из-за высокой гидрохимической активности и высокой радиотоксичности.
Писалось, что в ОЯТ 5-летней выдержки из всех цезиев цезия-137 только 28%, а из всех стронциев стронция-90 только 23%.

Допустим в РФ ежегодно образуется около 710 тонн ОЯТ (6 реакторов ВВЭР-440 - 87 тонн, 11 реакторов ВВЭР-1000 - 230 тонн, 11 РБМК-1000 - 390 тонн)

Перерабатывается пока масштабно лишь ОЯТ ВВЭР-440, в котором ориентировочно после 10 лет выдержки около 1.3 кг цезия-137 и около 0.85 кг стронция-90 на тонну ОЯТ.
Т.е. годовой приток в РФ из ОЯТ ВВЭР-440 составляет 113.1 кг цезия-137 и 74.0 кг стронция-90.
Эти изотопы из годового притока ОЯТ ВВЭР-400 в таком количестве способны дать при изготовлении тепловыделяющей керамики 44,9 кВт/ч и 129,2 кВт/ч. Т.е. годовое производство этих изотопов в ОЯТ ВВЭР-440 дает мизер в варианте тепловыделения.

В сильновыгоревшем ОЯТ ВВЭР-1000 после 10 лет выдержки ориентировочное содержание около 1.6 кг цезия-137 и около 1.05 кг стронция-90 на тонну ОЯТ.
Т.е. годовой приток в РФ из ОЯТ ВВЭР-1000 составляет 368 кг цезия-137 и 241.5 кг стронция-90.
Эти изотопы из годового притока ОЯТ ВВЭР-1000 в таком количестве способны дать при изготовлении тепловыделяющей керамики 145,9 кВт/ч и 421,6 кВт/ч. В сумме имеем менее 570 кВт/ч от всего годового притока цезия-137 и стронция-90 от российских ВВЭР-1000.
Это количество изотопов пригодно лишь для использовании в одной ДЭПЛ в виде конвертирующего термоэлемента для термолиза дизтоплива.

И что можно обогреть такими количествами энергии?

При этом по американским данным стоимость цезия-137 из ОЯТ в варианте выделения как целевого компонента около $6700/кг, а для стронция-90 около около $20000/кг.

Автор: AtomInfo.Ru 3.10.2015, 0:30

VBVB,

идея, насколько понимаю, не выделять какие-либо осколки, а использовать как источник тепла весь набор осколков.

Автор: AtomInfo.Ru 3.10.2015, 0:35

Картинка в тему.

Автор: AtomInfo.Ru 3.10.2015, 0:40

Хотя да, согласен. Цезий и стронций основные, остальные дадут немного.

Автор: AtomInfo.Ru 3.10.2015, 0:42

Но как же тогда у америкоса Сафоноффффа получился проект на 5 МВт?

Автор: VBVB 3.10.2015, 0:53

Так, а кто же в здравом уме согласиться использовать весь набор осколоков деления из ОЯТ для отопления ТЭЦ?
Америций с кюрием однозначно должны отделяться как делящиеся материалы, поскольку сверхвысокорадиотоксичны и представляют определенный интерес как специфичные делящиеся материалы.
Из какртинки вышеприведенной видно, что ниаибольшие тепловыделители в ОЯТ коротко- и среднеживущие цезии и стронций-90 и в меньшей степени лантаноидные осколки деления.
Нормально отработана лищь технология выделения цезиев и стронциев из ОЯТ. Америций и кюрий идут в смеси с лантаноидами (Sm и Eu), и отделить лантаноиды дорого.

Не вижу возможностей извлекать из ОЯТ мифических гагаватов теплоты. Большая часть тепловыделения от осколков деления еще в реакторе происходит, а потом при хранении в БВ. А пока ОЯТ из реактора добирается до переработки, его тепловыделяющие характеристики в разы уменьшаются.

Вот если бы из ЖСРа непрерывно отводить осколки деления непрерывно и остекловывать для элементов промышленных теплонагревателей, то идея обсуждаемая была бы более реализуемой. Однако, таких ЖСРов должны быть сотни гигаватт. Но все равно по стоимости такое радионуклидное отопление выйдет лютый ужас.
Проще в будущем будет торфом или кизяками согреваться...

Автор: VBVB 3.10.2015, 0:57

Ну у американцев легководников в эксплуатации на порядок больше, чем в РФ.
Вот и получается, что если промышленно перерабатывать все их ОЯТ, то можно делать каждый год по одному 5 МВтному радиоизотопному реактору для военных Арктических и исследовательских Антарктических баз.

Автор: AtomInfo.Ru 3.10.2015, 9:13

У меня то же объяснение пока.

Но всё-таки для уверенности хотелось бы заслушать начальника транспортного цеха посмотреть штатовские проекты.

Автор: Sinus 4.10.2015, 10:37

Эх, вот бы на 10 кВт, надоело дрова колоть.

Автор: alex_bykov 4.10.2015, 11:32

Вот, кстати, да.

Энерговыделение сборки ВВЭР-1000 на момент отправки на переработку не может превышать, ЕМНИП, 5 кВт/сборку - больше не вытягивает теплосъём ТК-13. Двухгодичное топливо до вывоза выдерживали в БВ порядка 3 лет, 3 годичное уже 5 лет, ТВСА - под 7 лет, последние проекты, думаю, и поболее будут... Но смысл не в этом. Даже если сборку без переработки (т.е. без потерь на выделение всего и вся и с топливом на борту) засунуть в нашу гипотетическую систему, много не получается... Объёмы будут огромными, а вот энерговыделение там спадает на начальном этапе слишком быстро... Для хранилища РАО - это плюс, а для тепловой станции - большой минус.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 11:39

Sinus,

для 10 кВт мы можем при необходимости дойти до стадии "приезжай да забирай". Ключевые слова "можем" и "при необходимости".

Да вот только вместе с 10 кВт приедут батальон солдат и группа фсбешников. И скажут: "Хозяин, сели нас да корми, а мы твои 10 кВт защищать будем".

Автор: Sinus 4.10.2015, 11:57

Вот бы этот батальон мне дрова наколол!
На самом деле я понимаю, что в реальной жизни, сейчас это не возможно.
Да и в ЛС Вы мне, года два назад разъяснили о примерных габаритах такого котла.
Так, мечтаю.....

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 12:02

Это возможно и сегодня, но в закрытых городах и армейских гарнизонах (или рядом с ними).

Автор: Sinus 4.10.2015, 12:41

Там уголь/мазут/солярка. Хотя, вот по СМП много понастроили, в самый раз такой обогрев.

Автор: AtomInfo.Ru 4.10.2015, 13:04

Угу. Поэтому армия, что у нас, что в Штатах, периодически "возвращается к вопросу" о малых АЭС, но всякий раз решает отрицательно.

СМП - отдельная тема, но там много желающих по энергетике, и не факт, что атом победит.
Тем более, что атому отдали во многом ледокольное направление, и могут сказать, что ещё и малые АЭС будет слишком жирно.

Поэтому наиболее реальный вариант для первых малых АЭС - это ЗАТО.
Но там есть нюансы, для ЗАТО как правило более выгодны АЭС средней мощности.

Поэтому в конечном итоге тема стоит на месте и вперёд сдвинуться не может никак.

Автор: Татарин 5.10.2015, 11:58

Зафиксируем цифири (отметив в скобках, что это энерговыделение керамики, а не чистых изотопов; с массы тех же стронциев на массу керамики нужно пересчитывать - керамики в 1.5 раза более).

Цифири для цезия - НЕВЕРНЫЕ, потому что в "тепловыделение", очевидно, не входит энергия жёсткой гаммы релаксации (действительно, в большинстве случаев она вылетает из источника нафиг и "оседает" где-то ещё). А эта гамма и составляет основную долю энерговыделения для Сs-137.


ОК. То есть ТОЛЬКО из топлива ВВЭР-440 мы имеем в год 113кг цезия (ТОЛЬКО 137, а как минимум 134 имеет смысл брать в расчёт) и стронция-90.
И такую ситуацию мы имеем уже 30 лет подряд, то есть 30 раз по столько уже накоплено нам для старта.


Что такое вообще кВт/ч? Что это за единицы и что в них изменяется? По размерности - изменение мощности за час, но за год получаются огромные цифры, которые ни с чем не бьются.

По чистой арифметике, имеем только из топлива ВВЭР-440 годовой ПРИРОСТ мощности около 500кВт мощности и около 6МВт стартовой мощи.
Плюс ~1.5МВт годового прироста от топлива остальных ВВЭР.


Ладно, на сотни МВт не тянет, как максимум на мелкую котельную.
Согласен.


Не, это как ориентир не канает, потому что нам не нужен особо чистый продукт, мы готовы брать смеси цезиев со стронцием. Из осколков (актиниды мы всё равно выбираем из ОЯТ ранее по другим соображениям) нам вреден разве что долгоживущий йод. То есть, процесс может ориентироваться на выделение "плохих" изотопов из осколков каши, а вовсе не на покомпонентное выделение "хороших".

Энергозапас того же стронция - ~150 000 кВт*ч/кг.

Автор: ВОВИЩЕ 5.10.2015, 18:30

ТИП, 0,5 кВт/сборку

Автор: VBVB 6.10.2015, 11:06

Это про какой стронций то речь?
Стронций из ОЯТ заметно разный состав изотопный имеет в зависимости от уровня выгорания топлива, длины топливной кампании и времени хранения ОЯТ.
Усредненный изотопный состав того же цезия из ОЯТ одной компании легководника типа PWR даже для одного и того же времени хранения ОЯТ отличается от ОЯТ ВВЭРа с близким уровнем выгорания.
Тут без цифр по реальному составу конкретного ОЯТ нет смысла обсуждать сколько тепловыделения гипотетически можно поиметь от цезиев и стронциев через разное время с момента помещения ТВС в зону. Так же как и сказать какую величину тепловыделения будет иметь стронций-цезиевый концентрат, выделенный из конкретного ОЯТ через какой то промежуток времени его хранения.

Автор: alex_bykov 6.10.2015, 14:57

Володя, спасибо, что поправил!

Тогда тупичок с генерацией тепла из осколков становится на порядок очевиднее.

Автор: VBVB 6.10.2015, 15:21

Тупик очевидный.
Одно дело когда абстрагированно рассматривается сколько сотен тонн ОЯТ в год дает мировая АЭ и сколько можно из этого горячего ОЯТ получить тепла.
Совсем другое дело когда практически имеем крайне малые темпы переработки уже хорошо вылежавшегося холодного ОЯТ, в котором потенциальный запас теплогенерирующей мощности довольно мал.

Если же в мире будет когда-либо создан парк энергетических жидкосолевых реакторов мощностью так гигаватт 100-150 и будет применяться непрерывный репроцессинг жидкосолевого топлива с выделением/разделением осколков деления, то тогда вопрос промышленной генерации тепла матрицами с инкапсулированными горячими осколками может быть практически решен.

Идея получения промышленного тепла из осколков ядерного деления определенно интересная, но на нынешнем этапе развития ЯТЦ практически не реализуемая.

Автор: VBVB 10.10.2015, 11:10

Цифры по тепловыделению (кВт/тонну тяжелого металла) ураноксидного топлива со средним выгоранием 50 ГВт*сут/тонну после остановки реактора PWR.
30 мин - 615.1
1 день - 181.6
10 дней - 78.0
100 дней - 27.9
1000 дней - 5.1
10000 дней - 1.3

Т.е. ураноксидное ОЯТ вылежавшееся в БВ в течении 2 лет и 9 месяцев (1000 дней) теряет свое удельное тепловыделением в 121 раз по сравнению с моментов после 30 минут от остановки реактора.
Через 1000 дней с момента выгрузки партии ОЯТ из реактора PWR-1000 эти 22 тонны ОЯТ будут давать всего 99 кВт теплоты.

Цифры по тепловыделению (кВт/тонну тяжелого металла) МОХ-топлива со средним выгоранием 50 ГВт*сут/тонну после остановки реактора PWR.
30 мин - 597.2
1 день - 182.3
10 дней - 83.8
100 дней - 33.7
1000 дней - 5.7
10000 дней - 1.6

К сожалению, в нынешнем ЯТЦ потенциальные ресурсы ОЯТ по тепловыделению практически целиком тратятся на нагрев воды в бассейне выдержке на АЭС. К моменту переработки ОЯТ остается лишь мизер теплогенерирующей мощности от первоначальной.

Автор: Kapa6ac 12.10.2015, 21:41

Мой скромный опыт подсказывает такие ориентиры в числах. Уточняю, расчетных числах.

Полностью заполненный бассейн выдержки (ВВЭР-1000) ТВС от 1-го до 5-ти лет выдержки, плюс вся планово выгруженная активная зона - итого около 700 ТВС дает тепловыделение в БВ 20 - 25 МВт. Без выгруженной активной зоны в БВ где-то 3-5 МВт. Можно снимать тепло и использовать с пользой. Но если из БВ городить установку для теплоснабжения жилых домов, то кто на это пойдет?

Транспортный контейнер на 18 ТВС ВВЭР-1000 ограничен тепловыделением 40 квт, то есть в среднем 2,2 квт/ТВС - обычно это ТВС после 5 лет выдержки и реально в ТУК тепловыделение должно быть меньше. Если где-то использовать ТВС 5-ти годичной выдержки, взятые непосредственно из БВ и вставленные в такую тепловую станцию - это менее 40квт с 18 ТВС. То есть для 1 МВт надо 450 ТВС и тепловыделение будет относительно быстро падать, что придется как-то компенсировать. И объем такой теплогенерирующей зоны будет как 3 активных зоны ВВЭР-1000.

Интересно услышать мнение по выделяемому теплу в БВ от эксплуатационщиков.
Как-то так навскидку

Автор: VBVB 13.10.2015, 0:07

Возникла у меня после Фукусиму такая идея бредовая.
А что если делать один общий БВ на два реактора? Т.е. иметь в одном здании две РУ и один общий большой БВ для них.
Сможем сэкономить на строительстве и поиметь бонус в виде описанного ниже.

В центре БВ можно в выделенной сухой зоне разместить что-то вроде корпуса небольшого кипящего реактора с низкими параметрами пара. Сам БВ будет служить биозащитой. Далее, например, выгрузили часть облученных ТВС из ВВЭР-1000/1200 и поместили в этот подкритичный самовар, который выдает пар низких параметров на турбину. Электричество от этой турбины будет резервным для экстренных случаев обесточения блока и различных ЧС. Можно консервативно предполагать кпд турбоагрегата для "самовара" на уровне 25%.
Поскольку этот "самовар" в центре БВ находится один на две РУ, то при организации топливной кампании 3*1.5 сможем перезаряжать его раз в 9 месяцев. К окончанию 9 месяцев выдержки теплогенерирующая мошность 25 тонн ОЯТ в "самоваре" будет все еще на уровне 580 кВт. После 9 месяцев выдержки в "самоваре" ОЯТ охладившееяся идет в БВ, а его место занимает новая партия ОЯТ из второго реактора и так далее.
Электричество от "самовара" никак не будет зависеть от дизель-генераторов и позволит хоть как то управлять энергоблоком в случае его обесточения.

Если рассматривать более старый топливный цикл 5*1, то имеем приход каждые полгода в "самовар" около 17.7 тонн отработанного топлива, которые к окончанию полугодичной выдержки будут все еще надежно выдавать около 400 кВт тепловыделения.

Автор: alex_bykov 13.10.2015, 0:29

VBVB, сразу несколько процедурных замечаний:
1) это не случай ВВЭР, для В-320 и выше БВ находится под гермооболочкой, т.е. не доступен в межремонтный период,
2) допустим, это чей-то PWR, кассеты в кипящей зоне и просто под слоем воды с соответствующим теплосъёмом имеют разную скорость коррозии - это проблема,
3) как быть с кассетами, у которых при выгрузке обнаружили дефект (или не обнаружили), у низкопотенциального кипения шансов выступить "кипятильником" уже нет, т.е. имеем одноконтурный вариант. Выход ГПД - это проблема.
4) такого рода промежуточный "реактор" должен обеспечивать подкритичность только за счёт своей геометрии, т.е. имеем все прелести допоборудования типа барботёров и т.д. И, боюсь, по закону это будет ещё одна ядерная установка со своими СБ (в текущей версии СБ для блока реактор+БВ общие или взаимодополняющие).
Такая э/э (или даже просто тепло), боюсь получатся по себестоимости покруче, чем тепло от ПАТЭС, вы за него ещё доплачивать кому-то будете...

Автор: VBVB 13.10.2015, 9:58

Со стыдом признаю, что не знал этого.

Это проблемы, от которых никуда не деться, согласен. Но добавочные 9 месяцев влияния кипящей воды на ТВС наверное терпимо, по сравнению с 4,5 года в очень кипящей воде.
Дефектные ТВС в "самовар" не пущать.

Можно сделать кипящий "самовар" с естественной циркуляцией теплоносителя и небольшой турбиной в верхней части крышки.
Выгруженную партию ОЯТ в "самовар" загрузили, борированным теплоносителем для подавления возможной критичности (при хрен знает каком режиме кипения) заправили, крышку закрыли и 9 месяцев за счет тепла от партии выгруженного ОЯТ сдвоенный энергоблок будет получать небольшую по мощности, но практически халявную независимую резервную электроэнергию без растраты какого-либо топлива.
Ценность такого решения видится в том в том, что чем больше выгорание топлива выгружаемого, а это очевидный тренд, тем большую теплоотдачу такое ОЯТ имеет и тем больший выход электричества от "самовара" который выполняет промежуточные функции охлаждения ОЯТ между остановленным на перегрузку реактором и БВ.

Автор: Kapa6ac 13.10.2015, 12:38

Соблазнительно использовать дармовое тепло от ОЯТ. И сам время от времени об этом задумываюсь. Однако, Alex_Bukov ниже верно обозначил, и не все, технические проблемы.
Вставлю и свою палку в колеса. Остаточное тепло ОЯТ за время от 20 суток до 90 суток падает в 2 раза и еще в 2.5 раза падает от 90 суток до года. Соответственно на турбину будет подаваться столь же падающий расход пара. При организации естественной циркуляции в режиме спада остаточного тепла наверняка буду свои заморочки, но тут я не специалист.

Автор: ВОВИЩЕ 13.10.2015, 23:14

В реакторе оболочка нагружена внешним давлением а в БВ внутренним.

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2021, 17:42

TEPLATOR
https://www.teplator.cz/
The innovative concept for district and process heat production using already irradiated nuclear fuel (not burnt up to its regulatory and design limits) from commercial light water power reactors.

Автор: eninav 9.5.2021, 11:19

А мне нравится как сделано в БН, отработанные кассеты перемещаются на переферию АЗ, и там остывают (и еще наверное делятся потоком нейтронов, который на переферии низкий, но все-таки не нулевой), давая какие-то копейки в выработку энергии.

Автор: Ирина Дорохова 5.2.2024, 13:47

читаю https://newnuclearwatchinstitute.org/storage/727/Report-2023-ONLINE---singlesided.pdf, там есть такой пассаж:
Not surprisingly, under the current market conditions,
out of 7-11,00047 tons of spent fuel generated annually
in the world only less than one third is reprocessed.
Reprocessing spent fuel from Pressurized Heavy Water
Reactors (PHWRs), like the CANDU type, is considered
not economically viable due to their minimal content of
U-235 and Pu, which are usually around 0.2% and 0.4%,
respectively48. In at same time, a standard CANDU reactor
produces approximately 140 metric tons of heavy metal
(MTHM) annually, which is about seven times higher than
the output of a light water reactor.
Подскажите, пожалуйста, если там U-235 0,2%, а Pu - 0,4%, то там какие химические процессы произошли? Примерно 0,5% U-235 превратилась в ..., примерно 0,4% U-238 стало плутонием, а остальное так и осталось U-238? Или там все не так?

Автор: Superwad 6.2.2024, 9:58

Насколько я понял, в таких реакторах применяют обычный природный уран без обогащения. Так как урана 235 и так мизер, то в остатках его ещё меньше (выгорело). Частично уран перешёл в плутоний из 235 и 238 го. Остальной уран 238 как был так и остался. Тут приводит пример того, что после тяжеловодного реактора нет смысла перерабатывать отходы, так как там нет ничего вкусного (для обычных реакторов), да к тому же загрязнены "горячими" элементами. Такие отходы разве что в быстрые реакторы на переработку засовывать для наработки топлива.

Автор: Ирина Дорохова 6.2.2024, 19:02

Я слышала мнение, что с количеством плутония там все в порядке. Но, может, неправильно слышала или неправильно говорили?

Автор: Syndroma 7.2.2024, 11:07

Не химические, а ядерные реакции, конечно же.

Скорее всего эти цифры даны для слегка обогащённого урана 1,2%.
1% U-235 сгорело, 0,6% U-238 превратилось в Pu, примерно половина из которого сгорела.

Автор: Ирина Дорохова 7.2.2024, 15:03

Ага, пасиб.