МОХ-топливо, Перспективы внедрения в ЯТЦ РФ и проблемы Опции

[VBVB]

Предлагаю в этой теме обсуждать перспективы вхождения МОХ-топлива в ЯТЦ нашей страны.

[VBVB]

Вот для японского проекта Mitsubishi APWR пишут следующее.

The standard APWR is going through the licensing process in Japan and two (of 1538 MWe) are being constructed at the Tsuruga plant.
The next APWR+ will be of a 1700 MWe power and have full Mox core abilities.

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2014, 1:25

[alex_bykov]

Вероятнее всего

have full Mox core abilities

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

[asv363]

Вероятнее всего

have full Mox core abilities

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

МАГАТЭ, однако, на странице 16:

Advanced Pressurized Water Reactor APWR & APWR+

• Mitsubishi & Japanese utilities
• 2x1540 MWe APWRs planned by JAPC at Tsuruga-3 & -4
• Advanced neutron reflector (SS rings) improves fuel utilization
and reduces vessel fluence
• 1700 MWe “US APWR” in Design Certification by the U.S.NRC
• Evolutionary, 4-loop, design relying on a combination of active and passive safety systems
• Full MOX cores
• 39% thermal efficiency
• Selected by TXU for Comanche Peak
• 1700 MWe “EU-APWR” to be evaluated by EUR

Но про малое количество информации именно о APWR+, соглашусь. Про APWR из БД ARIS.

И, продолжение.

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

Ну ничего, всего-то лет 20 прошло, и (новость от 21.01.2014):

СвердНИИхиммаш принял новое оборудование для завода по производству МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsg/n0879.htm
Но написано про топливо под БН-800. Да и затея с переносом всей (ну почти всей) конверсии и большинства переделов на СХК, которая сдвигается по срокам, немного, мягко говоря, сомнительна.

Сообщение отредактировал asv363 - 31.1.2014, 6:18

[VBVB]

однако, на странице 16:

Спасибо за пояснение.
Т.е. все таки декларируется возможность работы APWR+ на полной МОХ-зоне.
Многим ли странам нужна такая специфическая возможность?
Кажется мне, что после Фукусимы японцы еще долго не рискнут переходить на значительное долевое использование МОХ-топлива на новых проектах.

[AtomInfo.Ru]

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

Не могу найти подходящей ссылки, верь на слово. Это была совместная со Штатами программа. Велась как запасной вариант для утилизации 34 тонн. Соответственно, кончилась. Следы можно найти в старых годовых отчётах ТВЭЛа.

[Smith]

Не могу найти подходящей ссылки, верь на слово. Это была совместная со Штатами программа. Велась как запасной вариант для утилизации 34 тонн. Соответственно, кончилась. Следы можно найти в старых годовых отчётах ТВЭЛа.

подтверждаю но пока тоже голословно.

[KTN]

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Основное отличие в доле запаздывающих нейтронов: у Pu-239 и U-233 в три раза меньше чем даёт U-235, у которого 0,72%.
ВВЭР-1000 в конце топливной кампании получает от деления плутония мощности больше, чем от остаточного U-235 и принципиально задача решаема.
Если же в реакторе на некоторых режимах есть положительные коэффициенты реактивности по температуре или мощности (связанные с плотностью воды например), вероятность разгона цепной реакции на мгновенных нейтронах на плутониевом топливе увеличивается.

[KTN]

декларируется возможность работы APWR+ на полной МОХ-зоне.
Многим ли странам нужна такая специфическая возможность?
Кажется мне, что после Фукусимы японцы еще долго не рискнут переходить на значительное долевое использование МОХ-топлива на новых проектах.

Для Японии МОХ-топливо важно для военной программы: своего природного урана у них нет и основное направление не урановое а плутониевое. Плутоний легководных реакторов после ~40 лет выдержки содержит (2/3) Pu239 и (1/3) Pu240. В основном распадаются бета-излучатель Pu241 и Pu236, уменьшается количество Pu238, и металл приемлемо ватт на килограмм выделяет.

Рециклирование плутония PWR имеющих КВ~0,5 незначительно повышает теплотворную способность изначальной тонны природного урана, т.к. хотя 1/(1-КВ) двойка, основная её часть реализуется уже при сжигании первой сборки засчёт глубокого выгорания. Для Японии ценность именно в выделяемом плутонии, часть которого находится на длительном хранении. Не случайно у нас многие считают дальновидным с ней мирный договор подписать прежде, чем станет ядерной державой.

Сообщение отредактировал KTN - 1.2.2014, 1:56

[pappadeux]

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?

- больше приводов СУЗ
- более скоростные приводы

Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

- спектр жестче
- меньше запаздывающих нейтронов

[pappadeux]

Вероятнее всего

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

нет, этот проект должен был работать изначально на 100% MOX зоне

[asv363]

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Собственно, уважаемый VBVB, основные тонкие места Вы обозначили. На первый взгляд, будет другая нейтроника активной зоны. Потребуется большее количество ОР СУЗ, скорее всего, с большим весом стержней. Поскольку работу ГНЦ РФ-ФЭИ, рекомендовал уважаемый AtomInfo.Ru в сообщении №8, ещё в прошлом году, то на примере абстрактного ВВЭР-СКД, рискуя положить партбилет на стол:

Исследование особенностей U-Pu-Th топливного цикла и его применения для выжигания младших актинидов в водоохлаждаемом реакторе при сверхкритических параметрах с быстрым спектром нейтронов
А.П. Глебов, А.В. Клушин, Ю.Д. Баранаев, П.Л. Кириллов ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск

Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором, которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности О” К % (абс.) при обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в течении всей кампании.

Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.

Однако, это для быстрого спектра нейтронов.

Для реакторов на тепловых нейтронах, основную роль будет играть ТКР (ТЭР) по топливу, ибо области резонансов у урана-235 и плутония-239 различны, микросечения захвата, поглощения, распада различны, плюс смещение и слияние резонансов. Естественно, если я правильно помню. Отнормировать на единичную мощность в 1000 МВт, затруднительно, по причине наличия геометрической составляющей, материала и высоты отражателя, добавки поглотителей того или иного вида. Однако, чуть ранее правильно написал уважаемый pappadeux.

Кстати, ВВЭР-1000, я бы, наверное, исключил.

P.S. Жду пояснений, где написал неправильно.

Сообщение отредактировал asv363 - 1.2.2014, 5:19

[asv363]

Основное отличие в доле запаздывающих нейтронов: у Pu-239 и U-233 в три раза меньше чем даёт U-235, у которого 0,72%.
ВВЭР-1000 в конце топливной кампании получает от деления плутония мощности больше, чем от остаточного U-235 и принципиально задача решаема.
Если же в реакторе на некоторых режимах есть положительные коэффициенты реактивности по температуре или мощности (связанные с плотностью воды например), вероятность разгона цепной реакции на мгновенных нейтронах на плутониевом топливе увеличивается.

Основное фундаментальное отличие - суммарная реактивность может стать положительной, без изменения состава топлива. ОЗР, опять же.

[asv363]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"

Полученные результаты подтверждают, что использование МОХ топлива приводит по сравнению с чисто урановым UOX топливом к изменениям в характеристиках активной зоны, имеющим отношение к безопасности, таким как:
уменьшение эффективности органов регулирования СУЗ, борной кислоты и выгорающих поглотителей;
наличие более отрицательного коэффициента реактивности по температуре топлива;
увеличение количества нейтронов деления;
уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов

Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000. (Это пока все умные майданят).

[VBVB]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

Спасибо за ссылку. Полезная информация.
Наконец то наши хоть вслух открыто говорят, чтот даже при учете всех интегральных ресурсов урана, дефицит топлива для АЭС к 2060 году вырисовывается однозначно.

По расчетам проведенным товарищи пришли к выводу, что оптимальная доля МОХ-топлива в топливе подпитки для ВВЭР-1000 (1-блок Ростовской АЭС) около 12%, а для третьего блока с ВВЭР-1000 (1050 МВт) уже 11%. Т.е. видим, что большая доля МОХ-топлива и больший экономический эффект будет характерна для загрузок ВВЭР-1000 с меньшим содержанием урана-235 в урановом топливе и для его меньших уровней выгорания. Соответственно, повышение обогащения уран-оксидного топлива и больший уровень его выгорания приводят к меньшей экономичности использования МОХ-топлива (из рецикла такого ОЯТ) для подпитки таких зон.
Важный вывод, что при подпитки МОХ-топливом содержание бора в первичном теплоносителе меньше можно иметь и твэгов меньше надо в твс с МОХом. Т.е. меньше нейтронов будет теряться в ходе контроля реактивности на выгорание поглотителей, что явный плюс.

Рассчитанные составы отработанного МОХ-топлива оптимима не дают, что по сути значит пока экономическую бессмысленность переработки отработанного МОХ-топлива высоких уровней выгорания от ВВЭРов.
Однако, может со временем догадаются применять МОХ-регенераты богатые четными изотопами плутония в качестве компонентов твэлов с выгорающим поглотителем (смесь Gd2O3 и МОХ-регенерата от передела МОХ-ОЯТ глубокого уровня выгорания).

Сообщение отредактировал VBVB - 5.2.2014, 18:13

[barvi7]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Есть вопросы к данным представленным в статье:
1) температурный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя для "реальных" загрузок ВВЭР-1000 на порядок "выше" (по абсолютной величине), чем представленные в табл.8
2) коэффициент реактивности по Бору для "реальных" загрузок ВВЭР-1000 тоже в 2 - 3 раза меньше, чем представленные в табл.8.
Может в Ростове-1, 3 "уникальное" топливо UO2.
Поэтому к статье - "пока" осторожное отношение . . .

[barvi7]

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Полистал статью и еще "увидел":
1) по табл.2 - диаметр центрального отверстия твэл/твэг -1,51 мм.
Я встречал только 1,4 и 1,2 (и "теперь" 0,0, очень давно было 2,3 мм). Может кто даст наводку на другие данные (не путать с "на водку")
2) расчетная плотность топлива (стр.8) - 9,4 -9, 7 г/см3 .
Во "всех" источниках указана плотность топлива 10,4 - 10,7 г/см3. Иногда пользуются 10,2 г/см3.
Вопросов к исходным данным статьи уже наверно многовато

[asv363]

Полистал статью и еще "увидел":
1) по табл.2 - диаметр центрального отверстия твэл/твэг -1,51 мм.
Я встречал только 1,4 и 1,2 (и "теперь" 0,0, очень давно было 2,3 мм). Может кто даст наводку на другие данные (не путать с "на водку")
2) расчетная плотность топлива (стр.8) - 9,4 -9, 7 г/см3 .
Во "всех" источниках указана плотность топлива 10,4 - 10,7 г/см3. Иногда пользуются 10,2 г/см3.
Вопросов к исходным данным статьи уже наверно многовато

Главное, полагаю (в возможно не до конца точной работе), считаю Рис. 8 и Рис.9 (иной характер отклика обратных связей), угол наклона Вы же видите. Кроме того, ряд таблиц сдвинут по нумерации, что не является помехой. Сугубо мне так показалось, я не участвовал в данном мероприятии.
Однако и Вы в полезном файле по топливной составляющей, ранее, в ответ на мою просьбу привели не бесспорные данные. Показать там "косяки"? А так, согласен, опечаток хватает. Я предупреждал - КМС. Всё лучше майдана. А потом, среди пары сотен работ, выберите на какую давать ссылку? Какими кодами пользоваться?

P.S. Где-то хранится неплохая работа французских атомщиков, но смотрел давно, и ссылку на файл дать не смогу.

[asv363]

Спасибо за ссылку. Полезная информация.
Наконец то наши хоть вслух открыто говорят, чтот даже при учете всех интегральных ресурсов урана, дефицит топлива для АЭС к 2060 году вырисовывается однозначно.

Строго говоря, если мне не изменяет память, то заявления , нет, скорее работы начались в 80-х. Труды "курчатника", "ребят" из Снежинска. То есть, когда в 1000-й раз читаешь про демографию, прогнозы по части атомной генерации и необходимого количества топлива, "немного" надоедает.

По расчетам проведенным товарищи пришли к выводу, что оптимальная доля МОХ-топлива в топливе подпитки для ВВЭР-1000 (1-блок Ростовской АЭС) около 12%, а для третьего блока с ВВЭР-1000 (1050 МВт) уже 11%. Т.е. видим, что большая доля МОХ-топлива и больший экономический эффект будет характерна для загрузок ВВЭР-1000 с меньшим содержанием урана-235 в урановом топливе и для его меньших уровней выгорания. Соответственно, повышение обогащения уран-оксидного топлива и больший уровень его выгорания приводят к меньшей экономичности использования МОХ-топлива (из рецикла такого ОЯТ) для подпитки таких зон.
Важный вывод, что при подпитки МОХ-топливом содержание бора в первичном теплоносителе меньше можно иметь и твэгов меньше надо в твс с МОХом. Т.е. меньше нейтронов будет теряться в ходе контроля реактивности на выгорание поглотителей, что явный плюс.
Рассчитанные составы отработанного МОХ-топлива оптимима не дают, что по сути значит пока экономическую бессмысленность переработки отработанного МОХ-топлива высоких уровней выгорания от ВВЭРов.

Тут палка о двух концах, потому как для эффективной работы от бора надо при полной загрузке МОХ надо отказываться при работе на номинале, и, при этом увеливать "вес" стержней ПЭЛ СУЗ, и количество органов регулирования. Что касается рециклирования, то графики наработки нечетных изотопов Pu (в основном 239-го) есть много где, пусть выложит тот у кого есть на то права (форумные). Вы совершенно правы - чем больше выгорание и дольше кампания, тем меньше можно взять. Я мыслю так - должны быть специальные наработчики.

Однако, может со временем догадаются применять МОХ-регенераты богатые четными изотопами плутония в качестве компонентов твэлов с выгорающим поглотителем (смесь Gd2O3 и МОХ-регенерата от передела МОХ-ОЯТ глубокого уровня выгорания).

Последнее, что видел - добавки эрбия, однако, там было не разобрать, используется ли чистый диоксид плутония, или в смеси с ураном-235/233. и Было это для ТВЭЛов. Вообще-то, предпочитаю ПГ, однако можно и по топливу посмотреть подробней.

[barvi7]

Главное, полагаю (в возможно не до конца точной работе), считаю Рис. 8 и Рис.9 (иной характер отклика обратных связей), угол наклона Вы же видите. Кроме того, ряд таблиц сдвинут по нумерации, что не является помехой. Сугубо мне так показалось, я не участвовал в данном мероприятии.

иной характер отклика обратных связей - к сожалению, а точнее к счастью - я вижу одинаковый "характер" обратных связей, который определяется знаком и величиной коэффициентов реактивности - табл.8 , рис.10,11.
Отличия абсолютных значений от "известных" - указаны выше. И к этим значениям и к исходным данным моделирования - есть вопросы. Хорошо, что это КМС - значит все поправимо . . . - после апробации работы на других семинарах .

Однако и Вы в полезном файле по топливной составляющей, ранее, в ответ на мою просьбу привели не бесспорные данные. Показать там "косяки"?

Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .