IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
7 страниц V  < 1 2 3 4 > »   
Reply to this topicStart new topic
> ВВЭР - Супер и СКД
armadillo
сообщение 18.1.2012, 9:09
Сообщение #21


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 199
Регистрация: 17.3.2011
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 32 515



а обогащание выше 5% считается допустимым по безопасности?


--------------------
Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 18.1.2012, 10:20
Сообщение #22


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 20 249
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(armadillo @ 18.1.2012, 10:09) *
а обогащание выше 5% считается допустимым по безопасности?


Вообще-то, не считается.

Но - см. сообщение от уважаемого ДяДя ФеДоР. Добавлю, не раскрывая инкогнито, что участник в теме smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 20.1.2012, 18:33
Сообщение #23


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 92
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 20.1.2012, 18:44
Сообщение #24


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 92
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 21.1.2012, 1:43
Сообщение #25


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(Kapa6ac @ 20.1.2012, 19:44) *
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.

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...


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Kapa6ac
сообщение 2.2.2012, 16:40
Сообщение #26


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 92
Регистрация: 16.1.2012
Из: Москва
Пользователь №: 33 540



Цитата(VBVB @ 21.1.2012, 1:43) *
Американцы в свое время до 1970 года немало переработали облученных ториевых стержней


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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 2.2.2012, 17:47
Сообщение #27


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(Kapa6ac @ 2.2.2012, 17:40) *
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.

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 2.2.2012, 17:49


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 2.2.2012, 17:52
Сообщение #28


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



Цитата(Kapa6ac @ 20.1.2012, 19:44) *
С торием надо бы самим досконально разобраться, обкатать какой-либо из топливных циклов с торием на своем блоке и уже потом предлагать "за бугор".

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...

Сообщение отредактировал VBVB - 2.2.2012, 17:52


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 10.2.2012, 0:05
Сообщение #29


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 3.1.2012, 20:06) *
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.

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=New...le&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.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.2.2012, 0:07


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 10.2.2012, 7:27
Сообщение #30


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 591
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



QUOTE(VBVB @ 10.2.2012, 0:05) *
Но у нас CANDU нет, а отечественные энергетические тяжеловодники запороли на корню.


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."
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 10.2.2012, 23:41
Сообщение #31


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 11.2.2012, 0:17


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 11.2.2012, 1:25
Сообщение #32


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(VBVB @ 11.2.2012, 0:41) *
...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...

Извиняюсь. Ошибку глупую в расчете допустил. angry.gif wacko.gif 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.
QUOTE(VBVB @ 11.2.2012, 0:41) *
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.

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.sad.gif

Сообщение отредактировал VBVB - 11.2.2012, 1:54


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 11.2.2012, 19:45
Сообщение #33


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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. sad.gif

Сообщение отредактировал VBVB - 11.2.2012, 19:49


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 19.2.2012, 5:55
Сообщение #34


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 134
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



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.

Сообщение отредактировал VBVB - 19.2.2012, 6:02


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kuzeyli
сообщение 9.2.2013, 11:18
Сообщение #35


Эксперт
****

Группа: Patrons
Сообщений: 882
Регистрация: 29.3.2009
Пользователь №: 1 381



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.



Сообщение отредактировал kuzeyli - 9.2.2013, 11:38
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 9.2.2013, 15:53
Сообщение #36


Опытный
**

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



QUOTE(kuzeyli @ 9.2.2013, 12:18) *
Для возобновления разговора о Супер-ВВЭР
о сложившемся при работе над проектом неформальном коллективе примерно в две тысячи специалистов отрасли, которому по плечу и проект Супер-ВВЭР.
имел в виду работников организаций отрасли, работавших над проектом.


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.




Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 9.2.2013, 15:56
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 25.2.2013, 1:21
Сообщение #37


Опытный
**

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



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



http://satyen.baindur.org/Satyen-Baindur-M...lenges-SCWR.pdf

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



Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 25.2.2013, 1:42
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 25.2.2013, 1:21
Сообщение #38


Опытный
**

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



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.





Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 25.2.2013, 1:23
Go to the top of the page
 
+Quote Post
asv363
сообщение 25.2.2013, 3:07
Сообщение #39


Участник-писатель
*******

Группа: Patrons
Сообщений: 5 317
Регистрация: 20.8.2012
Из: Россия, Москва
Пользователь №: 33 670



Может подойти с другой стороны (статья с МНТК-2011 о выборе конструкционных материалов для ВВЭР-СКД):
QUOTE
ПРОБЛЕМЫ КОРРОЗИИ И МАССОПЕРЕНОСА В РЕАКТОРНОМ КОНТУРЕ ДВУХКОНТУРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОРПУСНОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ВОДЫ
И.В. Пышин, И.А. Белов, А.А. Седов, П.С. Теплов, А.Л. Шимкевич
ФГУ РНЦ"Курчатовский институт", Москва, Россия
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ntk2011-152.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/.

Сообщение отредактировал asv363 - 25.2.2013, 3:09
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 25.2.2013, 10:11
Сообщение #40


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



QUOTE(asv363 @ 25.2.2013, 4:07) *
Для доступа прямо по ссылке требуется регистрация (около 2-х минут) на сайте http://www.gidropress.podolsk.ru/.

да вроде бы и без регистрации всё отлично открывается rolleyes.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post

7 страниц V  < 1 2 3 4 > » 
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 19.12.2018, 8:44
Rambler's Top100