MOX в легководниках |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
MOX в легководниках |
27.9.2015, 18:52
Сообщение
#21
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 461 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
И после этих чисел как можно говорить о том, что ОЯТ не нужно перерабатывать. Смешно не это. Ненужность переработки ОЯТ легко обосновать а) наличием дешёвого природного урана; б) грязностью процесса. А вот тяга к сверхвысоким КВ у быстрых реакторов - да, таки становится анекдотичной. Возникает совершенно естественный вопрос: нафига нарабатывать больше (больше, ещё больше!) "реакторного" плутония, если уже имеющийся сейчас уже рассматривается даже не как бесплатный материал, а как мусор с отрицательной стоимостью? |
|
|
27.9.2015, 18:57
Сообщение
#22
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 034 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
27.9.2015, 20:36
Сообщение
#23
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Даже если грубо принять, что из этого количества только около 200 тысяч тонн составляет ОЯТ от легководников и среднее содержание плутония в таком ОЯТ около 7-9 кг на тонну, то общее количество плутония в этом ОЯТ около 14-18 тысяч тонн!!! Если этот плутоний выделить, то из него можно наделать почти 200-250 тысяч тонн топлива для легководников. Этого количества могло бы хватить, что бы в течении 60 лет подпитывать по трети а.з. в 460-570 легководных реакторов мощностью по 1000 МВт(эл.). И после этих чисел как можно говорить о том, что ОЯТ не нужно перерабатывать. Чуток ошиблись, вроде как на порядок поменьше. -------------------- |
|
|
27.9.2015, 20:37
Сообщение
#24
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
КВа БРЕСТа чуть-чуть более 1. Так что о сверхвысоких КВ уже забывают. А разве это не в АЗ? Вроде этим обосновывают этот "прорыв". -------------------- |
|
|
27.9.2015, 20:39
Сообщение
#25
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 034 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
27.9.2015, 20:43
Сообщение
#26
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
КВа. То есть, это именно в активной зоне. Да, недосмотрел, просто фраза что не гонятся за высокими КВ, несколько не то, ведь в БН сейчас КВа~0,7-0,8, и даже с МОХ ожидаемый не дотянет до 1. -------------------- |
|
|
28.9.2015, 2:43
Сообщение
#27
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 447 Регистрация: 8.4.2010 Пользователь №: 5 621 |
Даже если грубо принять, что из этого количества только около 200 тысяч тонн составляет ОЯТ от легководников и среднее содержание плутония в таком ОЯТ около 7-9 кг на тонну, то общее количество плутония в этом ОЯТ около 14-18 тысяч тонн!!! 9кг на тонну это ~1% от 200тт один процент это 2тт |
|
|
28.9.2015, 11:12
Сообщение
#28
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
9кг на тонну это ~1% от 200тт один процент это 2тт Вы правы, порядок потерялся. Кто не ошибается... Ну допустим, будем иметь в ОЯТ имеющимся от легководников около 1800 тонн плутония. Если принять, что МОХ концентрацию для новых проектов может иметь на уровне 7.5-8.0% по плутонию, то получается, что из плутония энергетического можно произвести 22500-24000 тонн МОХ топлива. Если гигаватник в год потребляет 21 тонну топлива и МОХа в зоне толькот треть, то 22500-24000 тонн МОХ топлива способно обеспечить 3215-3430 ГВт*реакторо-лет. Или соответственно 60 лет работы 53-57 единиц гигаватных легководников. Но при работе реактора ведь снова в а.з. плутоний будет нарабатываться, и если консервативно принять для будущих легководников КВ=0.5, то при гибридном МОХ-цикле имеем удвоение количества МОХ-топлива (1+0.5+0.25+...=2). Кроме того плутоний в МОХе выгорает неполностью и его остается в ОЯТ около трети от первоначального. Если МОХ рециклировать, то получаем возврат плутония в ЯТЦ на уровне 30%. Тогда получается, что 1800 тонн плутония из имеющегося ОЯТ может обеспечить в течении 60 лет работу 123-131 единицы гигаватной мощности легководников. Ну или такое количество плутония способно поддерживать парк из около 250 БНов мощностью по 900-1000 МВт. Как не считай, а все равно получается, что игнорировать ресурсный плутоний в ОЯТ, относя ОЯТ к отходам , ошибочная позиция многих стран. Сообщение отредактировал VBVB - 28.9.2015, 11:43 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
28.9.2015, 11:41
Сообщение
#29
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
А вот тяга к сверхвысоким КВ у быстрых реакторов - да, таки становится анекдотичной. Возникает совершенно естественный вопрос: нафига нарабатывать больше (больше, ещё больше!) "реакторного" плутония, если уже имеющийся сейчас уже рассматривается даже не как бесплатный материал, а как мусор с отрицательной стоимостью? Если пристально посмотреть на развитие быстрой программы во Франции, США, Великобритании и СССР, то складывается впечатление, что быстрые реакторы в первую очередь интересовали ЯОК этих стран как высокоэффективные наработчики высокочистого оружейного плутония в бланкетах из обедненного урана. Эксплуатация быстровиков тестовых почти совпала с принятием на вооружение этих стран крылатых ракет с ЯГЧ, хранимых в торпедном отсеке. Такой плутоний высокочистый по уровню 239-изотопа - низкофоновый и позволяет заметно дозы снизить для экипажа лодок. Как только наработали достаточное количество такого плутония, так быстрые программы и прикрыли. Один только СССР по инерции тянул БН-600 как реактор двойного назначения и РФ ввязалась в дальнейшее продолжение быстрой программы в виде БН-800. Те же индусы БН свой строят в первую очередь как высокоэффективный наработчик высокочистого плутония для нужд ЯОК, а уж потом его рассматривают как экспериментальный энергетический реактор. В принципе, для БНов на текущем этапе развития совсем не обязательно полностью работать на МОХ-топливе и иметь КВ более 1. Вполне кажется приемлемым, если бы на современных БНах для энергетики 65-75% зоны было на МОХе и КВа был бы более 0.8. Гнаться за суперпараметрами бессмысленно, а умеренные проектные характеристики позволили бы проще такие БНы строить и эксплуатировать. Всяко лучше бы было легководников и тяжеловодников ныне используемых в энергетике. Да и плутоний из ОЯТ бы без дела не валялся. Сообщение отредактировал VBVB - 28.9.2015, 11:42 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
28.9.2015, 16:43
Сообщение
#30
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Все это понятно, но пока главная проблема в стоимости переработки, и в дополнение уже миноры.
Все же, как ни крути, а придется жидкосолевики рано или поздно начать делать. -------------------- |
|
|
29.9.2015, 0:11
Сообщение
#31
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 722 Регистрация: 14.3.2011 Из: 34 Пользователь №: 32 154 |
Если пристально посмотреть на развитие быстрой программы во Франции, США, Великобритании и СССР, то складывается впечатление, что быстрые реакторы в первую очередь интересовали ЯОК этих стран как высокоэффективные наработчики высокочистого оружейного плутония в бланкетах из обедненного урана. Эксплуатация быстровиков тестовых почти совпала с принятием на вооружение этих стран крылатых ракет с ЯГЧ... Следуя этой логике можно обвинять, например, Японию? Но собственно у меня несколько другой, может быть даже слегка странный вопрос. Отличаются ли конструктивно, с точки зрения геометрии, MOX сборки? Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX? |
|
|
29.9.2015, 0:23
Сообщение
#32
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Все же, как ни крути, а придется жидкосолевики рано или поздно начать делать. Совершенно согласен. Уже вполне очевидно большинству специалистов, что БНы не смогут полноценно решить все сложные аспекты плутониевого ЯТЦ. Однако, в ближайщем будущем в некотором количестве БНы все таки придут на смену легководникам. И в основном по причине более эффективного сжигания накопленного плутония с более выгодными величинами воспроизводства. Но не верю, что БНы смогут массово заменить легководники. Однако для быстровиков не решены ни вопросы массового промышленного изготовления МОХ-топлива из высокофонового плутония, ни вопросы эффективной и недорогой переработки МОХ ОЯТ, ни вопросы повышенной генерации трансплутонидов, ни вопросы их утилизации. И есть ощущение, что на решение этих проблем могут уйти десятилетия, а времени у человечества не так много по энергоресурсам. Жидкосолевики - наиболее реальные аппараты для высокоэффективной и упрощенной утилизации высокофонового энергетического плутония с генерацией электроэнергии и высокотемпературного промышленного или хозяйственного тепла. Однако у них есть реальная проблема в генерировании высокочистых оружейных материалов, которые можно непрерывно выводить на стадии производства и скрытно уводить из ЯТЦ. Нераспространенческий фактор - основная проблема для масштабного внедрения жидкосолевых энергетических реаторов в мировую атомную энергетику. И от этого факта никуда не деться. Хотя вон те же японцы додумались ведь на BWR в гомогенном режиме хитро уран-233 втихоря генерить. Так что очевидно уже, те же легководники в умелых руках могут успещно для скрытной наработки делящихся материалов применяться. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.9.2015, 0:43
Сообщение
#33
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Следуя этой логике можно обвинять, например, Японию? Есть четкая увереность, что ни одна страна просто так не строила экспериментальный быстровик, не рассматривая его как участника оружейной программы. А та же Япония два быстровика эксплуатировала. Но типа не пойман - не вор. Хотя у большинства специалистов нет сомнений в наличии у Японии скрытого запаса делящихся материалов, устройств и носителей. Но японцы не уникальны в этом случае. Тот же Израиль более вызывающий пример, или Германия, или Бразилия. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.9.2015, 1:03
Сообщение
#34
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX? Так может оказаться, что для ответа на этот вопрос на форуме местном может просто не оказаться соответствующего специалиста. В РФ то опыта сжигания МОХа в легководниках нет. Общая логика такая, более жесткий нейтронный спектр - большее деление хорошо делящихся изотопов 238Pu, 239Pu, 241Pu при меньшей доле захватов нейтрона без деления. Меньшая жесткость нейтронного спектра - больший захват нейтронов фертильными в легководном нейтронном спектре изотопов 240Pu и 242Pu и подъем вверх по трасплутонидной цепочке. Чем большее выгорание МОХ-топлива в легководнике, тем гораздо больше образуется миноров. Рост наработки миноров почти идет по экспоненте при превышении выгорания топлива больше 40 ГВт*сут/тонну. Америций-241 происходит в основном из плутония-241 при хранении ОЯТ, но в меньших количествах генерится и в реакторах при работе с МОХом. Из америция-241 генерится америций-242m. А из короткоживущего плутония-243 получается америций-243. В ОЯТ из миноров больше всего америция-241 и америция-243. Кюрий-242 генерится из бета-распада америция-242, а кюрий-244 и кюрий-245 из ветки захватов нейтронов америцием-243 и превращением в короткоживущий америций-244 с последующим бета-распадом. Из кюриев в свежем ОЯТ больше всего кюрия-244, кюрия-245 и кюрия-242. В имеющихся легководниках из-за особенностей конструкции невозможно добиться эффективной утилизации МОХ-топлива без генерирования значительного количества миноров. Перспективный ВВЭР-СКД может улучшенно утилизировать МОХ, но все равно проблему накопления миноров не решает. Только быстровики и жидкосолевики с быстрым/промежуточным спектром могут эффективно миноры утилизировать. Сообщение отредактировал VBVB - 29.9.2015, 22:41 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.9.2015, 1:39
Сообщение
#35
|
|
Он знает ТОТ Группа: Patrons Сообщений: 2 450 Регистрация: 3.4.2011 Из: Питер Пользователь №: 33 050 |
QUOTE MOX в легководниках ВХР соблюдать надо. |
|
|
29.9.2015, 2:35
Сообщение
#36
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX? Интересно отметить, что при близких уровнях выгорания уранового и МОХ-топлива реактор типа BWR генерит в среднем в 1.5-2.5 раза больше разных изотопов америция и кюрия, чем реактор PWR-типа. РБМК тоже оказываются хорошие наработчики миноров на высоких уровнях выгорания топлива по сравнению с ВВЭРами. Это к вопросу о роли жесткости нейтронного спектра в выгорание разных изотопов плутония и генерацию миноров трансплутонидных в ОЯТ. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.9.2015, 11:43
Сообщение
#37
|
|
Эксперт Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 3 891 Регистрация: 9.6.2007 Из: Обнинск-Москва Пользователь №: 89 |
Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX? Скажу, что я против, но мотивация у меня иная, чем, например, у VBVB. Геометрия топлива существующих легководников оптимизирована не только под нейтронку. Беда в том, что она - продукт компромисса нейтронки, гидравлики, термомеханики. Начнёте менять что-то одно, например, менять шаг твэлов, получите проблему в чём-то другом (теплосъёме или механической устойчивости). А проектировать новый легководный аппарат под МОХ - так это лучше вписаться в существующие программы (например ВВЭР-СКД), пока они не закостенели. -------------------- С уважением
Александр Быков |
|
|
29.9.2015, 12:34
Сообщение
#38
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 034 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Отличаются ли конструктивно, с точки зрения геометрии, MOX сборки? Если про легководники, то размеры сборки такие же, как урановые, т.к. MOX-топливом загружают только часть активной зоны, т.е. и урановые, и MOX постоянно находятся в зоне одновременно. Внутренности MOX-сборок оптимизируют давно. P.S. Влиять на спектр лучше с помощью вытеснителей. Это давняя идея, реактор с изменяемым спектром по ходу кампании. У нас это проект ВВЭР-С. В случае вытеснителей переделки геометрии кассеты практически не требуется. |
|
|
29.9.2015, 23:17
Сообщение
#39
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Smith в теме по германским АЭС спросил:
Владимир, а зачем нам это надо? со своим бы разобраться... в том смысле, что ресурс-то это, безусловно, ценный, но освоить его масштабную переработку (ОЯТ ВВЭР-1000) нам еще только предстоит. На волне отторжения АЭ у немцев можно за их же деньги выманить большую часть их запаса наработанного энергетического плутония в виде ОЯТ. В сумме с нашим потенциальным запасом энергетического плутония и немецким могли бы выйти на третье место по запасам плутониевого ресурса после США и Франции, обогнав Великобританию и Японию. Запас отечественного энергетического плутония на конец 2015 года около 151-153 тонн может составлять + еще 34 тонны списанного военного. Т.е. около 186 тонн. Вот если бы с немцев еще тонн 120-130 выманить, то вообще все хорошо было в плане топлива для АЭС в РФ. Допустим тогда к 2025 году могли бы мы иметь отечественного плутония энергетического около 230-233 тонн, а с немецким в сумме уже 350-360 тонн. А это уже почти эквивалент 4670-4750 тонн МОХ топлива, которое можно по половине зоны в ВВЭР-СКД грузить и обеспечить работу 7-8 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет без учета рецикла МОХа. С учетом рецикла МОХа из ВВЭР-СКД и притока плутония из ОЯТ ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, РБМК-1000 оперативный запас плутония позволил бы решить топливный вопрос для 18-22 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет. Включая урановый регенерат из ОЯТ в потребление, могли бы на запасе отечественного и немецкого плутония спокойно решить на ближайшие 60-70 лет вопросы топливообеспечения 20-25 ГВт(эл.) мощности от ВВЭР-СКД и еще иметь 4-6 ГВт(эл.) от БНов/БРЕСТОв. Итого, при получении немецкого энергетического плутония вместе с отечественным запасом плутония, вопрос снабжения топливом 25-30 ГВт(эл) атомных мощностей в РФ на ближайшие 60-70 лет относительно просто решается. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
30.9.2015, 1:01
Сообщение
#40
|
|
Новичок Группа: Novices Сообщений: 58 Регистрация: 28.3.2015 Из: РФ Пользователь №: 34 143 |
... относительно просто решается. Если освоена переработка ОЯТ от ВВЭР-1000 и РБМК, если освоено масштабное производство МОХ-топлива, если спроектированы, в достаточном количестве построены и работают АЭС с использующими МОХ-топливо реакторами и оборудованием для обращения с ним … |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 25.9.2024, 2:47 |