Индийский AHWR - оценки и перспективы Опции

[Nucon]

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.

Я пару раз критикова ваш подход и знания, но модератор благодушно удалял мои посты. Тем не менее, вы продолжаете удивлять.
1. Откуда вы взяли, что на лодке этот реактор отработал бы такое время. Расчет приведите? И еще, когда будете считать, подумайте еще и о том, каковы причины досрочных и срочных перегрузок корабельных зон.
2. Вам известен хоть один случай работы лодочной зоны легководника расчетное время, до полного выгорания? Пример. Какая самая длительная кампания у лодочной зоны?
3. Почему зоны ледокольные ходят дольше лодочных? Новости в развитии вам известны? Сопоставьте с плавучкой.
4. Последняя выведенная из линии ПЛА в США (несколько недель назад) какой КУИМ по вашему она имела? В печати даны срок службы 30 лет и количество выходов в море/дежурств 18. Прикиньте.
5. Как это соотносится с работой реактора?
6. Очень занятно про "таблеточную фишку". Источник плиз. Вы это считали сами? Ссылку на софт дайте. Что рассчитывалось? И соотношение интересное... занимательное.
7. Вы серьезно считаете, что таблетка решит ВСЕ проблемы? Не пробовали считать температуру сердечника и оболочки? Давайте я вам так скажу, в прогрессивном топливе она 450С градусов, а в той же геометрии "таблетки" 1500С. Ничего не странно? Особенно с т.з. обеспечения маневренности. Не улавливаете?

Будте аккуратны и обоснуйте ответы плиз.

Можно частный вопрос, у вас какое базовое образование, и опыт, и что вы делаете по жизни сейчас? Журналист? Студент? Интересующийся?

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:41

[Nucon]

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

Обогащение для лодочного топлива снизилось более чем вдвое. Конечно не ЛОУ, но...

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:34

[Nucon]

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.

Вам точно известно, какой реактор и какая зона? Хотя бы приблизительно. И если он/она похожы например на 3-е поколение, понятно что там будет?

Вторая часть, просто "вау"!

Сообщение отредактировал Nucon - 5.2.2015, 5:47

[asv363]

Я пару раз критикова ваш подход и знания, но модератор благодушно удалял мои посты. Тем не менее, вы продолжаете удивлять.

Поскольку админ трет все мои посты

Пока админ не удалил

Прекращайте юродствовать. Особо отмечу, что на нескольких известных мне форумах, любая открвтая критика методов, действий и т.п. модератора запрещена и карается временным или пожизненным отлучением от ресурса. Убедительная просьба не нагружать уважемого AtomInfo.Ru лишней работой.

Необоснованную критику сообщений уважаемого VBVB стоит, наверное, удалить. Есть провокационнык вопросы, направлйте их мне.

Можно частный вопрос, у вас какое базовое образование, и опыт, и что вы делаете по жизни сейчас? Журналист? Студент? Интересующийся?

Сообщение своё зимы 2012-2013 годов перечитайте и подумайте, на каких принципах органмзована работа АЗ разных проектов. После чего, сами, открыто, распишкте свою биографию.

[VBVB]

Вам точно известно, какой реактор и какая зона? Хотя бы приблизительно. И если он/она похожы например на 3-е поколение, понятно что там будет?

А разве не очевидно, что на "Арихантах" легководяной реактор на ВОУ. Уж не на плутонии или на уране-233/тории...

Вне зависимости какая там зона, топливо на основе высокообогащенного урана-235 этот реактор потреблять будет. Индусы сами писали, что для Арихантов производится 40% ВОУ.

Учитывая имеющиеся в индии проблемы с запасами урана-235 и низкой продуктивностью их центрифужных технологий индусы так или иначе через несколько лет эксплуатации своих АПЛ придут к переработке отработанного лодочного топлива и регенерат такой куда то им придется далее использовать.

[VBVB]

Если по более-менее свежим докладам, то о характеристиках своих энергетических тяжеловодниках индусы пишут следующее.

По топливу добивались выгорания:
1) на природном уране до 7000 МВт*сут/тонну (в центральной зоне PHWR добивались величины до 9800 МВт*сут/тонну)
2) на рециклированном урановом регенерате от BWR (0,85% по U-235) до 11000 МВт*сут/тонну
3) на слабообогащенном оксиде (2% по U-235) до 25000 МВт*сут/тонну
4) на UO2(обедненный)-4%PuO2(от BWR) до 20000 МВт*сут/тонну
5) на UO2(обедненный)-2,4%PuO2(от BWR) до 15000 МВт*сут/тонну
6) на UO2(природный)-0,4%PuO2(от BWR) до 10500 МВт*сут/тонну
7) на UO2(0,9% по U-235)-ThO2 до 13000 МВт*сут/тонну
8) на ThO2+4%PuO2(от BWR) до 22000 МВт*сут/тонну
9) на ThO2+2,4%PuO2(от BWR) до 15500 МВт*сут/тонну

Видно, что эффективности потребления делящихся материалов PHWR явно превосходит имеющиеся легководники разные.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 3:18

[VBVB]

В 2011-2012 индусы в разных докладах озвучивали планы развития своей АЭ до 2030 года.

Собственных запасов урана им хватает лишь на постройку/питание 10 PHWR по 700 МВт(эл) и одного AHWR. Запасов плутония имеющихся и перспективных предполагается иметь лишь на снабжение всего 4 единиц натриевых FBR.

По этим планам также предполагалось, возможное строительство 34 единиц до 40 (!!) ГВт мощности легководников на импортном топливе и возможно 10-12 PHWR по 700 МВт(эл) также на импортном уране взамен части легководников.

Т.о. понятно становится почему никто не спешит со строительством AHWR. Приоритет по перспективе использования плутония отдается натриевым быстровикам.
По топливу чтобы AHWR (300 МВт(эл)) запустить нужно пожертвовать или одним FBR (500 МВт(эл)) или одним PHWR в 700 МВт(эл).

Сообщение отредактировал VBVB - 6.2.2015, 2:31

[Nucon]

А разве не очевидно, что на "Арихантах" легководяной реактор на ВОУ. Уж не на плутонии или на уране-233/тории...

Вне зависимости какая там зона, топливо на основе высокообогащенного урана-235 этот реактор потреблять будет. Индусы сами писали, что для Арихантов производится 40% ВОУ.

Учитывая имеющиеся в индии проблемы с запасами урана-235 и низкой продуктивностью их центрифужных технологий индусы так или иначе через несколько лет эксплуатации своих АПЛ придут к переработке отработанного лодочного топлива и регенерат такой куда то им придется далее использовать.

И что... ваши выводы сделаные выше в постах противоречат вашему утверждению здесь. Вы точно понимаете и знаете уровень кооперации с Индией? может оставить в стороне вопросы политические. И рассуждения о том как это может повлиять. Утверждение о легководнике на ВОУ верно. Это все. Остальное слова.

[Nucon]

Если по более-менее свежим докладам, то о характеристиках своих энергетических тяжеловодниках индусы пишут следующее.

По топливу добивались выгорания:
1) на природном уране до 7000 МВт*сут/тонну (в центральной зоне PHWR добивались величины до 9800 МВт*сут/тонну)
2) на рециклированном урановом регенерате от BWR (0,85% по U-235) до 11000 МВт*сут/тонну
3) на слабообогащенном оксиде (2% по U-235) до 25000 МВт*сут/тонну
4) на UO2(обедненный)-4%PuO2(от BWR) до 20000 МВт*сут/тонну
5) на UO2(обедненный)-2,4%PuO2(от BWR) до 15000 МВт*сут/тонну
6) на UO2(природный)-0,4%PuO2(от BWR) до 10500 МВт*сут/тонну
7) на UO2(0,9% по U-235)-ThO2 до 13000 МВт*сут/тонну
8) на ThO2+4%PuO2(от BWR) до 22000 МВт*сут/тонну
9) на ThO2+2,4%PuO2(от BWR) до 15500 МВт*сут/тонну

Видно, что эффективности потребления делящихся материалов PHWR явно превосходит имеющиеся легководники разные.

Ответов на вопросы не увидел.

[AtomInfo.Ru]

Nucon - блокировка на месяц за грубость в адрес участников форума. Пост удалён. - Модератор

[VBVB]

Утверждение о легководнике на ВОУ верно. Это все. Остальное слова.

Исходя из того факта, что индусам хорошо известен лодочный реактор ВМ-4-1 по первой "Чакре", то явно что хуже его по характеристикам для "Ариханта" ЯЭУ строить не собирались. При этом сами индусы писали, что реактор для Арихантов и тестовый реактор-прототип в Калпакаме будет мощностью 100 МВт. Однако из-за проблем с получением урана-235 необходимой степени обогащения позднее писалось, что на мощность более 80 МВт он не выходил. Потом проблему с уровнем обогащения ВОУ для лодочного топлива индусы вроде как решили и заявлялось, что на самом "Ариханте" мощность реактора может 85 МВт достигать.

Логично предположить, что реактор на "Ариханте" с высокой долей вероятности будет работать на металлическом топливе U-Al (такое топливо им знакомо по исследовательскому реактору KAMINI и по первой "Чакре") c ориентировочным уровнем обогащения от 20 до 40% (вилка между вторым и третьем поколением ЯЭУ). Вероятно, что первая зона "Ариханта" может иметь обогащение 20-22% (соответственно может отработать до 6000 эфф. часов), а последующие варианты будут наверняка на интерметаллиде типа UZr2 c уровнем обогащения до 36-40% и соответственно двукратно удлиненной топливной кампанией. Тогда вот до желаемых 100 МВт они и доберутся...

Сообщение отредактировал VBVB - 13.2.2015, 3:23

[alex_bykov]

Анпилогов выдал серию по индийскому атому в "Однако" (1, 2, 3).

[Smith]

на ториевую беговую дорожку выходит луноликий спортсмен.