Индийский AHWR - оценки и перспективы Опции

[Smith]

и, кстати, вот ещё что - http://atominfo.ru/newsb/k0273.htm

[VBVB]

Эксперты-составители обзора перечислены на 155-156 стр. отчета :-)

Ну тогда получается, что индийского AHWR экономичность не самоцель. Видимо фактор самодостаточности в плане обеспечения ядерным топливом для индусов большую роль имеет. Ну и аспект генерации урана-233 для дел разных (например потребность подводного флота).

[armadillo]

почему не самоцель?
просто они закладываются на отсутствие обогащающей промышленности - в расчете на плутоний и торий.
ИМХО, это намного более разумный способ чем у других наций, которые просто исторически спешили сделать ЯО на уране.

[VBVB]

почему не самоцель?
просто они закладываются на отсутствие обогащающей промышленности - в расчете на плутоний и торий.
ИМХО, это намного более разумный способ чем у других наций, которые просто исторически спешили сделать ЯО на уране.

Т.е. предполагаем, что индусы решили парк ЯО разнообразить и зарядами на уране-233?
Скорее есть завязка AHWR с потребности строящегося индийского подводного флота в ВОУ.

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2012, 16:25

[armadillo]

возьмем с нуля абстрактную страну.
Нет промышленности обогащения. Но есть технический уровень.
Что строить и на что закладываться?
центрифуги и диффузные фабрики сравнимо с США, РФ и Франции?
или можно заложиться на чистый плутоний с торием? Или это вообще не обсуждается и не обдумывается, потому что деды так постановили?

Заряды на 233 я так понял индусы как раз испытывали.

[VBVB]

возьмем с нуля абстрактную страну.
Нет промышленности обогащения. Но есть технический уровень.
Что строить и на что закладываться?
центрифуги и диффузные фабрики сравнимо с США, РФ и Франции?

А почему вы думаете, что в Индии нет обогательных мощностей по урану?
Возможности индусов по обогащению на экспериментальной линии в BARC с новым каскадом экспериментальных центрифуг оцениваются под 200-300 SWU/год (т.е. один боезаряд на ВОУ раз в 8-10 лет).
Возможности завода RMP на 2006 оценивались в 9200-9600 SWU/год, а сейчас около 14000-16000 SWU/год. Т.е. сейчас возможности обогащения позволят спокойно содержать индусам 4-5 АПЛ.
http://www.isis-online.org/publications/so...ingcapacity.pdf

http://fissilematerials.org/blog/2010/06/i...g_new_cent.html

Сообщение отредактировал VBVB - 13.11.2012, 17:40

[armadillo]

спасибо.
для АПЛ пока действительно нужен ВОУ.
А вот для реакторов им имеет смысл использовать природный.

[asv363]

Честно признаюсь, в какую тему, не определился. На сайте isis, насколько помню, мне попадалась более полная информация об индийских центрифугах. Что интересно - они небольшие по высоте, 1250 мм или 1280 мм.

Вопрос, в приведенной статье идет речь об уране-235. Где и как выделяют уран-233, и как будет соотноситься количество SWU или ЕРР для него, относительно 1 кг ВОУ реакторного качества современной АПЛ?

[armadillo]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

[asv363]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам. Вот по химии процесса - к товарищу VBVB.

Есть говорят, небольшая примесь урана 232 и 234. Последний в незначимых количествах в природе присутствует.

[VBVB]

Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Обычно при нейтронном облучении тория тепловыми нейтронами на выходе получается смесь урана-233 (около 97,0-99,5%), урана-234 (0,5-1,5%) и урана-232 (0.01-1.5%).
Уран-232 довольно неприятен по свои радиационным характеристикам, имеет в цепочке распада 6 альфа-распадов и 2 бета-распада. Наиболее пакостен дочерний таллий-208 (жесткая гаммма с 2.6 МэВ).
Есть четкая аналогия между ураном-232 и плутонием-238 по ядерным характеристикам. У обоих изотопов малая критмасса (для урана-232 около 3-4 кг с отражателями) с возможностью детонации как на промежуточных, так и тепловых нейтронах. Однако свежий изотоп уран-232 имеет в 1,24 раза большое удельное тепловыделение по сравнению с плутонием-238. Уран-232 также спонтанно генерирует нейтроны как и плутоний-238, но с меньшим выходом. Т.е. для создания боезарядов уран-232 - реальная проблема. И создает значительные проблемы при проихзводстве ядерного топлива на основе урана-233.
Для тяжеловодных и графитовых реакторов-наработчиков для минимизации выхода урана-232 при получении целевого урана-233 требуется оптимизация бланкетной зоны как по термализации нейтронов так и по их флюенсу. В последнее время появились работы по оптимизации получения высокочистого урана-233 на промежуточных и быстрых нейтроннах.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 15:50

[VBVB]

Про отсутствие в породе урана 233 знал. Про наработку слышал, немного. Только там дороговато получается, слегка. По слухам.

Дорого получается из-за попытки выделять уран-233 как целевой продукт. Поскольку такой подход требует выделения в реакторе бланкетной области/областей для облучения тория с необходимыми нейтронными характеристками. Т.е. гетерогенная наработка урана-233 в активной зоне. А это приводит к куче проблем с неэффективностью топливного цикла ЯЭУ и переработке большого количества ториевого сырья с малым содержанием наработанного урана-233.
Если же использовать гомогенный подход к наработке урана-233 в виде работы тяжеловодника на плутоний-ториевом МОХе, то можно достичь условий равновесного накопления урана-233 и выделить его путем процесса THOREX или более новыми варинтами. Можно вообще использовать вариант примененный на Shippingport Light Water Breeder Reactor (прообраз экспериментального флотского реактора с уран-ториевым топливом c выдачей 60 МВт(эл.) ), типа брать смешанное топливо состава 5U(98% ВОУ)O2-95ThO2 и жечь его в суббридерном режиме в режиме самовосполнении нарабатываемого урана-233. Вот в этом случае стоимость уран-233, нарабатываемого in situ будет на порядок ниже, по сравнению с его наработкой в бланкетной зоне тяжеловодника-наработчика. Если же на плутоний-ториевый MOX из плутония реакторного перейти, то генерация урана-233 еще дешевле будет.
В том же AHWR относительно невысокое выгорания топлива, как пишут индусы, оптимизировано под оптимальное накопление генерируемого урана-233.
Ну а если работать на жидкосолевых топливных смесях, то стоимость генерации урана-233 вообще со стомостью ВОУ сравнится, при гораздо лучшем нейтрон-генерерирующем потенциале урана-233 в тепловом и промежуточном спектре по сравнению с ураном-235.
IMHO, с учетом роста цен на нефть для будущего развития военного и грузового флота современный транспортный аналог LBWR на уран-ториевом или плутоний-ториевом топливе очень перспективен. Относительно дешево и до 6-7 лет между перезарядками а.з.
Многие страны уже активно переоценивают отношение к торию как будущему ядерному топливу.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 17:42

[armadillo]

типа брать смешанное топливо состава 5U(98% ВОУ)O2-95ThO2 и жечь его в суббридерном режиме в режиме самовосполнении нарабатываемого урана-233. Вот в этом случае стоимость уран-233, нарабатываемого in situ будет на порядок ниже

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

[VBVB]

для страны с мощностями уровня США по обогащению.
Нужен пустяк - 98% ВОУ,

Не стоит забывать, что Shippingport LWBR был рабочим прототипом экспериментального флотского реактора. Поэтому во главу угла ставилась в том числе и максимальное увеличение длины топливной кампании, отсюда и использование ВОУ naval grade. Реактор LWBR отработал 29000 тыс эффективных часов, т.е. в реальных условиях на лодке при КИУМ=0,15-0,20 этот реактор отработал бы около 22-16,5 лет без перезарядки. Очень неплохой результат.
Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 18:02

[asv363]

Фишка в том, что таблеточные топлива состава xU(ВОУ)O2-(1-x)ThO2 имеют наилучшие характеристики по удерживанию продуктов деления в топливной таблетке при высоких выгораниях при x=0.03-0.08. Американцы в свое время обнаружили что оптимум фихико-химических характеристик (структурная прочность, теплоемкость, теплопроводность) такого вида топлива находится при величине x=0.04-0.06.
Поэтому для не очень продвинутых стран (в технологиях высокой степени обогащении урана) можно использовать и смешанное топливо 0.1U(70%ВОУ)O2-0.9ThO2 с приемлемыми характеристиками на выгораниях до 45-50 ГВт*сут/тонну. Однако эффективность и экономическая опраданность такого варианта уран-торивого топливного цикла снизится, особенно в имеющихся легководных реакторах.
Отсюда и выбор индусов с AHWR. Работа специально оптимизированного промышленного тяжеловодника-наработчика на торий-плутониевом МОХе (из топливного плутония) для наработки целевого урана-233 из фертильного тория с одновременной выработкой электроэнергии. Чисто заточенная по индийские потребности ЯЭУ с внешне не самыми выдающимися характеристиками.
Однако очень полезный по ряду причин для индийцев аппарат.
По нераспространенческим причинам такой реактор "демократичные общечеловеки" продать некому не позволят...
Т.е. AHWR только "для внутренних инъекций" в ЯТЦ.

Почитал сегодня отчет по Shippingport LWBR. Эффект удержания продуктов деления и не только их, утверждается при данном х=0.03-0.08. Глубины выгорания запомнились меньше (для LWBR),не выше 30 ГВат*сут/тонну. За AHWR, не скажу. В подробном описании THOREX и последователей, регулярно натыкался на минорные актиниды, это так?

[VBVB]

В подробном описании THOREX и последователей, регулярно натыкался на минорные актиниды, это так?

Если имется в виду переработка МОХа типа 235UO2-232ThO2, то за счет нейтронного захвата ядром 235U и 234U (есть в ВОУ и побочный изотоп при наработке урана-233) возможно получение и некоторого количества 237Np в ОЯТ. Насчет америция или кюрия ситуация более хитрее. Из плутониев в ОЯТ МОХа типа 235UO2-232ThO2 при низких выгораниях будет превалировать плутоний-239 (разные пути наколения для него есть), а при высоких выгораниях пойдут массово остальные изотопы плутония. Ну а из них и америций (преимущественно 241Am) с кюриями (преимущественно 244Cm и 245Cm) по цепочкам соответствующим. Только в отличии от топлива 235UO2-238UO2 в уран-ториевом МОХе младших актинидов на порядок меньше будет.
Однако справедливости ради, отмечу для ясности (в противовес болтовне о "сверхэкологичном ториевом топливе"), что для всех видов ториевых топлив в ОЯТ также всегда будут иметься младшие актиниды. И даже в ОЯТ 233UO2-232ThO2 они будут присутствовать. Но в горадо меньших количествах по сравнению с другими вариантами ядерных топлив.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 19:51

[VBVB]

Ну все таки мутные индусы.
То говорят, что "Активная зона реактора AHWR, проект которого разработан в Индии, будет загружаться ториевым и низкообогащённым урановым топливом".
http://atominfo.ru/newsj/q0203.htm
То потом говорят, что "Индия не отказывается от использования торий-плутониевого топлива в своих реакторах AHWR, разработка которых ведётся в этой стране".
http://atominfo.ru/newsj/q0433.htm

Причем, объяснение "AHWR-LEU сможет иметь экспортный потенциал в отличие от варианта AHWR с торий-MOX-топливом" за уши притянули.
О каком экспортном потенциале непостроенного и довольно специфичного энергетичесого реактора-наработчика они ведут речь?
Сомневаюсь что вообще есть реальные финансово-самодостаточные потребители столь своеобразной технологии как AHWR.
И по политическим причинам также сомнительны варианты продаж AHWR разным мутным режимам.

В реале можно предполагать, что практическое создание промышленного производства торий-плутониевого керамического топлива оказывается для индусов очень сложным и геморным. Этого следовало ожидать.
Успехи же индусов в области производства оксидных вибротоплив не особо известны.

Также еще более сомнительны какие либо достижения индусов в области переработки ОЯТ MOX-ThO2. Водная переработки такого типа ОЯТ очевидно малоперспективна, а с пироэлектрохимией у индусов все довольно туго обстоит. Какие то успехи индусов в области фторидной газофазной пиропереработки ОЯТ тоже не известны.
Т.е. сваять несколько ТВС с торий-MOX-топливом для пробной загрузки AHWR они смогут, а вот наладить относительно быструю (в течении 3-5 лет) переработку этого ОЯТ вряд ли.
Поэтому и разговоры про экспортный потенциал UO2-ThO2 как основного топлива ведут.

IMHO, однако, довольно бессмысленно по экономике строить энергетический реактор типа AHWR с перспективой его использования на UO2-ThO2 топливе.
Использование МОХа от слабообогащенного ОЯТ тарапурских BWR и PHWR вкупе с торием в качестве топлива AHWR есть и была основная фишка этого проекта.
Но, видимо, для реального производства MOX-ThO2 и переработки его ОЯТ это еще тот уровень хай-тека требуется.
Причем, есть ощущение, что до этого технологического уровня еще индусам идти и идти не менее десятка лет.

[VBVB]

Появляется настойчивое ощущение, что никакого начала реального строительства реактора AHWR до 2020 начато не будет. А первый блок с AHWR никак не ранее 2025 может появится.
Прозападные силы и индийском атомпроме усиленно продавливают легководники разных проектов и изготовителей. Сделки всякие с буржуями в этом направлении подписывают.
Писалось, что "Индия приступила к работам по созданию проекта легководного реактора мощностью 900 МВт(эл.)" и собирается построить собственныйцентрифужный разделительный завод для прозводства НОУ для парка легкодных реакторов.

Атоминфо публиковал откровения индийского атомного ветерана. Так дедушка прямо говорит

Создание и эксплуатация реакторов PHWR являются одним из важнейших достижений программы "Сделано в Индии". Наш "друг" Барак никогда не станет поддерживать подобную программу, и мы уже стали свидетелями его лукавых слов по поводу нашей независимой программы солнечных электростанций.

Уверен, что немалое число народа в индийском атомпроме такой точки зрения с опорой на собственный силы развития индийского атома придерживается.
Индусами эксплуатируется 18 блоков с PHWR и ещё четыре строятся. Почти все эти реакторы собраны собственными силами.
Было сказано ветераном

Сегодня мы располагаем тремя поколениями инженеров и учёных, владеющими технологиями PHWR и способными довести их до мощностей 1000-1200 МВт(эл.).

Наверняка индусы могут и десяток мощных PHWR по 1000-1200 МВт(эл.) построить в ближайший десяток лет. И реактор AHWR в ближайшие пару лет можно было бы бы индусам начать строить. Но видимо нынешние "эффективные индийские менеджеры" не помнят или не хотят осозновать основного императива развития программы индийского атома "Выход на освоение обширных индийских запасов тория".
Кажется индусам, что за зеленые бумажки они всегда смогут купить необходимого им дефицитного урана...

А ведь демонстрация расширенного топливного цикла с примененим тория на тех же PHWR или на специализированном AHWR могла бы серьезно сдвинуть с мертвой точки проблему использования тория в современной АЭ, тем самым давая возможность отодвинуть реальную проблему исчерпания доступных запасов урана-235 на несколько десятков лет.
Хотя бы в перспективе создания развитой АЭ с опорой на собственное сырье для таких стран как Индия, Бразилия, Турция, Египет, Венесуэла.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.2.2015, 19:04

[pappadeux]

Наверняка индусы могут и десяток мощных PHWR по 1000-1200 МВт(эл.) построить в ближайший десяток лет.

проблема в том, что вроде проекта PHWR-1000 просто не видно. И уже несколько лет Индия не закладывает новых тяжеловодников.
Пора бы выкатить проект и начать копать...

Кажется индусам, что за зеленые бумажки они всегда смогут купить необходимого им дефицитного урана...

По текущим ценам на уран, вполне разумная политика. Интересно, создают ли индусы, пока можно, некий урановый запасец?

А ведь демонстрация расширенного топливного цикла с примененим тория на специализированном AHWR могла бы серьезно сдвинуть с мертвой точки проблему использования тория в современной АЭ

сам проект, честно, выглядит слегка странным...

[VBVB]

Интересно, создают ли индусы, пока можно, некий урановый запасец?

Есть ощущение, что наметившийся акцент на строительство легководных реакторов в Индии с работой на низкообогащенном урановом топливе связан с парой причин.

Первая - для развития атомного подводного флота индусам нужно много ВОУ (они завляли что хотят построить 6 "Арихантов") по низкой стоимости производства. Строительство центрифужного завода под мирную тематику развития АЭ на легководниках западных/российских проектов позволит прикупить/получить нужные современные центрифужные технологии у тех же европейцев или РФ.

Вторая - для развития направления индийских натриевых быстровиков, последователей PFBR, нужен приличный оперативный запас плутония в количестве нескольких десятков тонн.
Выделять топливный плутоний из ОЯТ тяжеловодных PHWR экономически дорого и неэффективно. Из ОЯТ лекговодников, в котором плутония наработанного по 9-10 кг на тонну и урана-235 остаточное содержание под 1%, выделение плутония экономически более дешево, поскольку урановый регенерат компенсирует часть затрат. Плюс этот регенерат урана-235 можно пускать на топливо для тех же PHWR, слегка добавив НОУ при конверсии. А НОУ таковой может браться при переработке лодочного топлива.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.2.2015, 20:40