Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать Опции

[asv363]

Тот который AECL - это теперь национальные лаборатории, расположенные в 200 км от Оттавы. У них наука, коммерциализированные заказы по исследованию и пр. некоммерч. заказы от гос-ва.

Отделение проектирования, расчетов (вкл топливо и не топливо), управления проектами, со всеми ноу-хау по продлению ресурсов, сервисы промышленного масштаба реакторов - это то что находится в древнеиндейском поселении Мисисага (более млн жителей, спальный пригород Торонто), и часть в славном городе Монреаль, ну и тд, все это продано инжиниринговой фирме Лавалин.

Большое спасибо, вот честно говорю.
Особенно "порадовало":

...SNC-Lavalin Nuclear Inc., (formerly CANATOM NPM) , a wholly owned subsidiary of SNC-Lavalin, has an extensive depth of expertise in engineering, procurement and construction (EPC) for the Balance of Plant (BOP) systems for both greenfield power stations and major...

Тут Да, и капитализация там маловата как-то. Считают, наверное, раздельно. По SNC-Lavalin Nuclear Inc. За сети и эксплуатацию, думаю, не стоит.

[www]

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

[www]

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

http://www.youtube.com/watch?v=74VSQ9_HbjA...eature=youtu.be


Ежели есть вопросы, могу попытаться ответить.

[asv363]

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

Выступлю в роли "чайника". По плавлению АЗ, что-то не очень ясно. По ролику.

В целом, красиво. Помните, раньше в кинотеатрах, разные документалки и прочий агитпроп, перед сеансом крутили. Вот и в Канаде, для молодежи, было бы полезно, прививка от зеленых настроений.

Лично, предпочитаю на бумаге.

[www]

Про агитпроп помню Помню даже как в кинотеатрах еше пленки рвались... а мы свистели

Про плавление активной зоны. Если полное обесточение - парогенераторы яв-ся heat sink, показан также бачок, откуда вода подается (на крыше гермообьема, грубо на сутки).
Ежели выпарилась вода 2 к, ну а последовательно и вода 1 к, то замедлитель снимает тепло (обьем столько же как и 1к), далее сам корпус каландра находится в 500 м3 воды для снятия тепловыделений, далее спецбетон (ловушка). Все это не требует электричества (задвижки "fail open design" из бачка с крыши ГО в самом начале аварии).
Ну а далее, через несколько суток надеемся что местные неуловимые Джо (при помоши Чингачгука, по кличке Большой Змей) подгонят трак с водой или дизель заведут...

[KTN]

можно ли использовать обедненный уран в Candu? хороший и здравый вопрос!
Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы. При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут. Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%.

Небольшое дополнение к дискуссии двухлетней давности.
С точки зрения физики, тяжеловодный замедлитель допускает использовать обеднённый уран для производства изотопов. Однако с точки зрения техники это затратный вариант, нецелесообразный в условиях наличия больших мощностей центрифуг и реакторов на быстрых нейтронах. Несколько слов, из чего такой вывод получается.

В формуле четырёх сомножителей для коэффициента размножения бесконечной среды, первый – eta урана применённого обогащения:

nu*Ef/Ea = nu5*Sf5/[Sf5+Sa5+(1/X)Sa8]

Для его оценки используем следующие микросечения:
Уран-238: (тепловые нейтроны)
Sa = 2,71 барн
Уран-235 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,42
Sf=583 барн
Sa = 101 барн
X = обогащение урана /в долях единицы/.

Подставляем цифры:
Для природного урана eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,0072)*2,7] = 1,33;
При концентрации 0,6% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,006)*2,7] = 1,24;
При концентрации 0,5% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,005)*2,7] = 1,15;
При концентрации 0,4% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,004)*2,7] = 1,03;

Теперь рассмотрим случай, когда топливо имеет небольшое выгорание.
Заменим уран-235 на плутоний-239 с КВ=0,8 используя сечения:
Плутоний-239 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,86
Sf=744 барн
Sa = 267 барн
Подставляя цифры получаем:
для концентрации 0,576% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,0072))*2,7] = 1,438;
При концентрации 0,48% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,006))*2,7] = 1,35;
При концентрации 0,4% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,005))*2,7] = 1,26;
При концентрации 0,32% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,004))*2,7] = 1,14;

Кроме того, коэффициент размножения реактора увеличится и за счёт уменьшения вылета тепловых нейтронов при более высоких сечениях плутония. Так появляется эффект «временного роста реактивности», когда в начале топливной кампании реакторов на природном и обеднённом уране реактивность растёт до тех пор, пока не наработались перекрывающие эффект осколки деления и плутоний-240.

Из цифр видно, что практически тяжеловодный реактор может работать на топливе со средним стартовым содержанием 0,5% U235, давая на выходе плутоний в концентрации порядка половины равновесной величины, для реактора на тепловых нейтронах с мягким спектром составляющей 2,8 кг Pu239/т.

Для реализации преимуществ этой концепции необходимы: высокое качество D2O по примесям H2O, цирконий без гафния для оболочек ТВЭЛов и непрерывная перегрузка топлива.

Коллегам в других странах хорошо известно, что ИТЭФ в своё время разработал проект канального тяжеловодного реактора ТР-1000 с CO2 – теплоносителем.
Получался расчётный КВ = 0,93 позволяющий в варианте замкнутого топливного цикла с полным возвратом плутония в реактор сжечь в реакции деления 10% добытого природного урана, производя электричество с нетто-КПД на уровне 25%. При концентрации урана-235 в обеднённом уране выше 0,45% природный уран при работе реакторов ТР-1000 вообще не расходуется.

Если концентрация отвального урана выше чем 0,45% то появляется возможность наработки плутония из обеднённого урана, для запуска быстрых реакторов. Это давно известно, однако по тяжеловодной тематике в соцлагере построен только КС-150 в Чехословакии. Более того, ИТЭФ сейчас находится в процессе ликвидации: при курчатнике создаётся авторитетная комиссия, которая возьмёт на себя ответственность за бесславный шаг. В обмен некоторым её участникам обещано избрание в член-корры Академии Наук.

Ни в коем случае не оправдывая планирующееся закрытие ИТЭФ, отметим почему тяжеловодные реакторы в специфике России не целесообразны:
1) Производство природного урана после отделения Казахстана и других республик упало с советского максимума 25.000 тонн в год до ~3.000 тонн в год, притом что потребление существующими реакторами 5.000 тонн в год без учёта нового строительства и экспорта. Чтоб хоть чем-то загрузить центрифужные заводы, стали грузить на вход обеднённый уран с отвалом повторной переработки 0,1%. Такой уран идеален для бланкетов БН, но непригоден для ТР.

2) В ВВЭР СКД тоже возможен КВ на уровне 0,9 причём если в тяжеловодных реакторах он достигается максимальной экономией нейтронов, то в СКД используется более простой и правильный путь: увеличение доли делений урана-238 быстрыми нейтронами.

3) Задача полного сжигания природного урана в реакции деления, лучше чем ТР решается быстрыми реакторами.

Таим образом техническая целесообразность строительства тяжеловодных реакторов для работы на обеднённом уране возникнет только у тех стран, где совпадут три фактора:
1. Дефицит природного урана при наличии его производства на собственной территории.
2. Малая эффективность и мощность (в тоннах ЕРР/год) заводов по обогащению урана при их наличии на собственной территории, приводящая к целесообразности высокой концентрации U235 в отвалах разделительного производства.
3. Отсутствие быстрых реакторов по каким-либо причинам, возможно по причине отсутствия нескольких тонн плутония для первых загрузок.
Только при совпадении этих обстоятельств целесообразно проектирование и строительство HWR на обеднённом уране.

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

[VBVB]

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

Вполне возможно использовать загрузки энергетических тяжеловодников обедненным ураном и наработанным с них плутонием топливного качества (80-88% по 239Pu) в виде МОХа. Эта схема на бумаге неоднократно рассматривалась индийцами и пакистанцами. КВ получалось в таком варианте около 0,76-0,80. Причем по пакистанским расчетам выходило, что 238Pu на медленных нейтронах делился, а 240Pu частично конвертировался в делящийся 241Pu. Отработанное топливо невысокого выгорания с высоким процентным содержанием наработанного плутония-239 можно быстро пеработать. Выходило по расчетам, что плутоний раза по 2-3 последовально можно было пережигать до превращения его в плутоний реакторного качества с неудобными для изготовления топливных таблеток радиологическими характеристиками .
Насколько помню индусы на тяжеловодном ИРе комбинации плутония топливного и урана обедненного пробовали несколько раз.
Однако уж тогда проще на плутоний-ториевый МОХ тяжеловодник перевести и КВ иметь около 0,84-0,88. Ну а при наличии наработанного запаса урана-233 уран обедненный становится не столь важен для топливного цикла тяжеловодника. Поскольку на 233-уран-торий МОХе для CANDU и PHWR ожидаем КВ около 0,94-0,98.
Канадцы этот заманчивый аспект туманного будущего CANDU обсуждают последнее время в связи с перспективами разработки версии CANDU со сверхкритическим водным теплоносителем. Только вряд ли США так просто им репроцессинг ОЯТ позволит применять.
Т.е. обедненный уран может являться полезным фертильным компонентом гибридного топливного цикла для энергетического тяжеловодного реактора при переходе к финальному почти самодостаточному 233-уран-торий топливному циклу.
Однако при гетерогенной гибридной зоне в тяжеловоднике из таблеток на основе обедненного урана при стандартных выгораниях 5-6 ГВт*сут/тонну получается плутоний вполне пригодный для создания ЯО, что чревато проблемами разными для страны-эксплуатанта этого тяжеловодника.

Сообщение отредактировал VBVB - 17.12.2012, 15:01

[asv363]

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

Спасибо, тогда посмотрел - и забыл. Сейчас, по Вашей ссылке, нашел следующее

AFCR

One of the unique features of CANDU reactor design is its ability to use alternative fuels such as recovered uranium (RU) from the reprocessing of used light water reactor fuel, low-enriched uranium (LEU) and plutonium (Pu) mixed oxide, thorium and actinides, in addition to the conventional natural uranium. Candu is currently working with China to further develop thorium as an alternative fuel source.

http://www.candu.com/en/home/candureactors/default.aspx

Так все-таки CANDU может использовать торий, и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?
Был ли опыт эксплуатации?

Тему "Торий" изучал, если что.

Сообщение отредактировал asv363 - 25.12.2012, 1:01

[www]

Был ли опыт эксплуатации?

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...

...и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?

Тему "Торий" изучал, если что.

Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

[asv363]

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...

Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

Большое спасибо.

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось. Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Может, какой длинный и нудный документ где-нибудь есть, ну не специалист я по CANDU.

[www]

Большое спасибо.

Всегда пожалуйста

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось.

Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.

Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.
Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

[asv363]

Всегда пожалуйста

Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.
Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.

Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

Вот с топливои вопрос, его тоже нужно рассчитывать? В смысле конфигурации АЗ разных загрузок.

Большое спасибо Вам, за просвещение.

Может документ кто пришлет, по обогащению, не 1450 от МАГАТЭ? А то 404 Error. "Усиленно моргает некоторым товарищам."

[asv363]

Всегда пожалуйста

Вежливо воспользуюсь.
Автоматическое отключение блока CANDU в Румынии.
Что предполагаете?

..."Энергоблок номер два остановлен, причины пока не известны. Ничего серьезного нет", - заявил генеральный директор Nuclearelectrica Думитру Дина (Dumitru Dina)...

http://www.atominfo.ru/newsd/k0116.htm

[www]

В статье есть ответ ма многие ваши вопросы, дедушка джерри хопвуд рассказывает как дела движутся с китаем...

"Alternative fuels such as thorium in existing reactors? China ‘can do!’ "

http://www.the-weinberg-foundation.org/201...s-china-can-do/

[www]

Правительство Онтарио, ежегодно печатает перечень лиц, которые заработали > 100 Кг в год (в единицах канацких долларей). Это перечень по предприятиям которыми владеет Провинция Онтарио, то есть частные предприятия сюда не входят, а так же кроун корпорейшнс тоже не входят.

Ну такой отчет перед таксоплательшиками, мол, полюбуйтесь...

Можно поискать по должностям (authorized nuclear operator or operator) - заработок в соот колонке.

http://www.fin.gov.on.ca/en/publications/s...ricity_2012.pdf

[3www]

У меня вопрос по иранскому тяжеловодному реактору IR-40. Зарание извиняюсь, если спрашиваю глупость - я не профессионал.
По IR-40 есть следующая информация:
Тепловая мощность - 40 МВт
Степень обогащения урана - 0,71% (природная)
Масса загружаемого диоксида урана - 10 тонн (или, вероятно, это масса урана в пересчёте на диоксид).
По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%). А теперь мой вопрос:
Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235) и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока?
Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?
Если "да", то получается, что несмотря на снижение концентрации U-238 его всё еще остаётся 98% - вполне достаточно для облучения нейтронами. Тогда выходит, что топливо можно презагружать в 2 - 3 раза чаще, почти без потерь в количестве плутония. Это, конечно, очень дорогой способ получения плутония - вместо природного урана нужно будет делать гексафторид урана, обогощать, потом опять делать оксид. Но чего не сделаешь ради феерверка
PS. Респект и уважение местному сообществу - в интернете такое количество умных и образованных людей в одном месте - редкость. Прочитал ветку - открылись глаза на многое.

[AtomInfo.Ru]

По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%).

Давно ли МАГАТЭ выкладывает в общий доступ свои конфиденциальные документы?

Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235) и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока?
Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?

Без расчётов не ответить точно.

Смотрите. Есть формула:
W = Const * sigma-f * ro * Ф * V

W - мощность, она по условиям задачи не меняется.
V - объём активной зоны, также не меняется.

Вы предлагаете поменять ro, то есть, концентрацию делящихся изотопов (в данном случае, U-235). Конкретно, увеличить её в 2-3 раза. При таком раскладе из формулы следует, что Ф (интересующий Вас поток нейтронов) уменьшится в 2-3 раза. То есть, ответ - с точки зрения наработки плутония Вы сделаете хуже.

Но ответ этот на пальцах и может измениться при точных вычислениях.
Во-первых, при изменении ro изменится также sigma-f (среднее сечение деления), и её изменение на пальцах не оценить.
Во-вторых, вся эта прикидка по формуле очень приблизительна, так как не учитывает необходимости удерживать реактор всё время работы в критическом состоянии (иранцы делают это стержнями управления). Точный расчёт может многое изменить, но для него данных, естественно, недостаточно.

P.S. Расчёты, которые Вы привели в начале вопроса, также выполнены на пальцах и, скорее всего, действительности не соответствуют.

P.P.S. Повысив концентрацию урана-235, Вы получите возможность повысить мощность реактора. Точно ответить не могу, но скорее всего, тоже в разы. Тогда да - если Вы вернётесь к формуле, то видно, что в этом случае у Вас есть шансы увеличить поток. Но эту мощность придётся как-то отводить, а иранцам сделать это на выбранной ими площадке будет сложно, там не так много обычной воды. Так что этот вариант вряд ли реализуем.

[3www]

"W - мощность, она по условиям задачи не меняется."
Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды. Не обязательно, ведь, устанавливать гадирню прямо около реактора - несколько километров горячего трубопровода, полагаю, не так сложно проложить. (это даже даст дополнительный эффект охлаждения).
А оценку наработки плутония я из Википедии взял - там была ссылка на источник.

[AtomInfo.Ru]

Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды.

Если мощность можно поднимать, то другое дело.

Здесь столкнётесь с чем. Нужно сравнить, какой дополнительный запас реактивности у Вас появится от перехода на более эффективное топливо и сколько в реактивности потеряете за счёт мощностного эффекта. Отсюда можно определить - с точки зрения нейтроники!!! - насколько можно повысить мощность (так, чтобы реактор остался работоспособным в течение заданного срока).

Ответить в цифрах на этот вопрос я не могу. Если потерю за счёт мощностного эффекта ещё могу попытаться спрогнозировать по опыту (где 0,005 в k-эфф будет потеряно при удвоении мощности), то выигрыш за счёт обогащения урана надо считать.

Если рассуждать абстрактно, то по нейтронике можно надеяться получить выигрыш в наработке плутония. Но мощность должна быть поднята основательно, минимум в 2-3 раза, а лучше больше. То есть, это будет уже не IR-40, а какой-нибудь IR-150.

И тут должны сказать слово теплогидравлики и конструктора.
Скорость прокачки тяжёлой воды через активную зону легко увеличить на бумаге. Но есть ли у иранцев такие насосы?
Второй момент - то, что уже сказал. Отвод тепла конечному потребителю (говоря по-русски, сброс его куда-то подальше от площадки). Арак, где находится IR-40, это горы. С водой там, насколько помню по картам, проблемы. То есть, с технической водой для реактора повышенной мощности могут быть сложности. Тем более, что это промышленный район, и на воду много желающих.

Поэтому вряд ли. Сомнительно. Очень сомнительно. Вот если бы иранцы построили реактор на берегу Персидского залива, тогда бы я мнение изменил. С водой там всё в порядке. Правда, и столичного округа ПВО там нет

P.S. Я бы другой вариант рассмотрел. Изменить в формуле V, объём активной зоны. Действительно, если у нас более эффективное топливо, то нам его нужно меньше. Здесь можно попытаться добиться выигрыша в потоке. Правда, надо понимать, что без расчётов в этом случае будет чистое гадание, и что сокращая количество топлива одновременно мы сокращаем и количество сырья в реакторе. То есть, это задача на оптимизацию.

[AtomInfo.Ru]

И вообще. Я б не парился, не пытался бы чего-то выгадать от оптимизации реактора. А просто построил бы их несколько штук. Как поступают их соседи в Пакистане (см. Хушаб).