БН-800 Опции

[Ultranauth]

Сорри за дилетантский вопрос, а натрий ГЦН-ом будет греться?

ГЦН = главный циркуляционный насос. Поддерживает в натрий в расплавленом системе, как я понимаю, специальная система обогрева (кажется горячим аргоном или азотом, не знаю точно).

[VBVB]

Путей немного, но есть один хорошо известный и отработанный десятилетиями эксплуатации уже закрытых по старости лет реакторов.
Это строительство новых-старых реакторов наработчиков плутония оружейной чистоты. В этих технологиях выгружаемое из активной зоны топливо для последующей переработки содержит долгоживущих ОЯТ как раз на два, а то и три - если постараться, порядка меньше. В силу их специфического топливного цикла и законов физики.

Так и удельное содержание плутония в облученном урановом материале реактора-наработчика в десятки раз меньше. Для реактора-наработчика типа ПУГР содержание оружейного качества плутония на уровне 650-700 граммов/тонну топлива, для тяжеловодников-наработчиков на уровне 850-900 граммов/тонну топлива. Тогда как для топлива а.з. БНов плутония в топливе в равновесном цикле с КВ=1 около двух сотен кило на тонну топлива. Если перерабатывать горы облученного материала с низким содержанием оружейного плутония из реактора-наработчиков, то громадные объемы растворов и их утечки + куча использованных вспомогательных материалов в виде НАО может проблем еще больше создать, чем переработка десятка тонн облученного топлива от БНа методом пирохимического электрорепроцессинга.

Конечно же, не обязательно использовать старые проекты реакторов-наработчиков один-в-один. Они были оптимизированы не для реализации ЗТЦ.

Наибольший КВ в тяжеловодниках-наработчиках чисто в плутониевом варианте наработке достигал 0.86-0.88. На ПУГРах КВ составлял около 0.72-0.75. Явно что как конвертеры урана-235 в плутоний они БН-600 и особенно БН-350 сильно уступают.
Но сейчас от концепции БНа с развитой зоной воспроизводства как на БН-350 практически переходят к компоновке в которой весь нарабатываемый плутоний в самой активной зоне и генерится. Тренд такой американцами продавливаемый.
Получается, что даже при КВа=1, саму а.з. в которой содержания плутония практически не меняется все равно приходится перерабатывать при достижении критического распухания топлива и/или при наборе предельного для сталей твэлов выгорания. Приходим к необходимости дезинтеграции отработанного топлива, его растворенияы, фракционирование ПД и делящихся элементом, и технически проблемой рефабрикации МОХ-топлива. Получается, что плутониевое топливо БНа в независимости от КВ перерабатывать постоянно надо. Причем производство МОХ-топлива после каждой переработки еще тот гемор.
IMHO, лучше рассматривать вариант реакторов-конвертеров такого типа:
1) жидкосолевик с графитовым остовом на тепловом нейтронном спектре
2) жидкосолевая топливная смесь PuF3-ThF4-NaF-BeF2, вторичный теплоноситель Flinak или NaF-NaBF4.
Можно и азот во вторичном контуре в качестве теплоносителя использовать, тогда и сразу его можно отводить на газовую турбину с высоким кпд.
3) плутоний берем худшего энергетического качества от передела ОЯТ высокого выгорания, поскольку топливо жидкосолевое и может готовится in situ, то технический гемор с фабрикацией таблеточного/вибро топлива устраняется
4) достижим КВ под 0.96-0.98 (приводимые в статьях цифры КВ 1.01-1.02 теоретический предел для непрерывного репроцессинга с выводом ПД), содержание пакостного урана-232 можно добится не выше 15-20 ppm
5) нарабатываемый уран-233, как и протактиний-233 непрерывно выделяем при репроцессинге, и итоговый уран-233 используем вместе с урановым регенератом от ОЯТ ВВЭРов для производства нового топлива (233U+235U)O2 для ВВЭРов.

В итоге, получим относительно недорогой среднемощный (250-500 МВт) промышленный реактор-конвертер позволяющий плутоний плохого качества с гадкими характеристиками радиотоксичности с приемлемым КВ разменивать на уран-233 для снабжения имеющегося парка ВВЭРов.

В таком случае, можно на запасах имеющегося отечественного энергетического плутония и полвека просидеть, а за это время добраться технологически наконец до настоящих БН-бридеров с металлическим топливом и КВ под 1.5.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.12.2013, 1:14

[asv363]

значение КВ в проекте на существующую зону не нашел (в голове сидит цифра около 0,9 - могу ошибаться)

Спасибо за ответы!
Нашел у себя старый справочник, КВ=0,9 для диоксида урана, 1,3 для загрузок на плутонии с ураном-238. Другой вопрос, что конфигурация активной зоны и зоны экранов, достаточно сильно разнится с тем, что известно про существующий вариант.

[KTN]

лучше рассматривать вариант реакторов-конвертеров такого типа:
5) нарабатываемый уран-233, как и протактиний-233 непрерывно выделяем при репроцессинге

Представляется визит инспектирующей организации:
- Что там в углу?
- Ванна.
- С чем ванна?
- С протактинием.
- Сколько его?
- Два ГигаКюри..
Дальше пойдёт речь про саркофаг над всей площадкой.

1) жидкосолевик с графитовым остовом на тепловом нейтронном спектре
2) жидкосолевая топливная смесь PuF3-ThF4-NaF-BeF2, вторичный теплоноситель Flinak или NaF-NaBF4.
4) достижим КВ под 0.96-0.98 (приводимые в статьях цифры КВ 1.01-1.02 теоретический предел для непрерывного репроцессинга с выводом ПД), содержание пакостного урана-232 можно добится не выше 15-20 ppm

Мало кто разделяет оптимизм от ториевого цикла. Возник он во многом из-за формального превышения КВ=1 на тепловых нейтронах. Надо сравнивать eta*eps для урана-235 с eta=2,3 для урана-233. В первом случае для тяжеловодника легко достигается 1,04*2,05=2,13 что на 0,17 меньше урана-233. При этом захват двух нейтронов в протактинии приводит к тому же урану-234, что и (n,gamma) в уране-233. Поэтому для превышения КВ=1 требуется, в частности, непрерывно выделять из АЗ протактиний и осколки деления.

Проект MSBR-1000 декларировал расчётный КВ=1,06 столь же привлекательный как и электрический КПД=44%. Объёмная доля топливной соли составляет 13%, т.е. нейтроны только тепловые даже без графитового отражателя призванного тепловым спектром снизить удельную загрузку. Не так она и мала получилась: 1500 килограмм урана-233 на 1000 МВт(эл) в контуре реактора. Это только в три-пять раз меньше, чем в быстрых реакторах на уран-плутониевом цикле, которые даже на UO2 дают надёжное превышение КВ над единицей. Не требующих выделения осколков деления в процессе работы реактора.

Малая удельная загрузка MSBR-1000 привела к рекламному времени удвоения топлива (21 год). Однако эта величина очень чувствительна к превышению КВ над единицей. На практике наверняка жидкосолевики на U233 потребуют внешней подпитки делящимся материалом.

Если уж интересоваться ториевым циклом, нужно пытаться перевести на него тяжеловодники, в частности CANDU. Заранее ясно, короткого времени удвоения не будет, лучшем случае самовоспроизводство урана-233 в реакторе. По возможностям, ни в какое сравнение с быстрыми реакторами жидкосолевики не идут.

[Татарин]

- Два ГигаКюри..
Дальше пойдёт речь про саркофаг над всей площадкой.

Саркофаг можно и над ванной обустроить.
В общем-то, сейчас так и делают: есть же на площадках некие бочки под давлением в сотни атмосфер, в которых сотни гигакюри активности, да ещё и в ядерно-опасном состоянии... как-то живут же?
И ничего, инспектирующие организации как-то терпят.

Малая удельная загрузка MSBR-1000 привела к рекламному времени удвоения топлива (21 год). Однако эта величина очень чувствительна к превышению КВ над единицей. На практике наверняка жидкосолевики на U233 потребуют внешней подпитки делящимся материалом.

В общем-то, небольшое превышение над единицей для ЖСР на тории полностью приемлимо. Для ввода новых реакторов урана/плутония достаточно много, а радиотоксичность урана-232 делает проблемным его использования где-то кроме ЖСР (там-то его из АЗ вытаскивать не надо, и в сложные хай-тек изделия пихать). В _далёком_ будущем, когда кончится нечетный уран и плутоний, можно будет поставить несколько машин на быстрых нейтронах для наработки "пускового" топлива. А весь остальной парк будет работать в тепловом спектре на тории, и только на пуске использовать плутоний.

[armadillo]

Надо сравнивать eta*eps для урана-235 с eta=2,3 для урана-233

лол.
с плутонием я бы еще понял.
а так 235 вам святой дух будет очищенный даром поставлять?
ну и аргументы.

[VBVB]

Мало кто разделяет оптимизм от ториевого цикла...

Тут дело не в тории, а в рациональном использовании имеющихся ресурсов.
Kapa6ac обратил внимание, что большой практической полезности для будущего отечественной АЭ многострадальный БН-800 может и не иметь.
Причины:
1) значительные финансовые и временные затраты на постройку такого среднемощного реактора
2) отсутствие в компоновке а.з. развитой зоны воспроизводства из-за дурацкого подхода "чтобы весь нарабатываемый плутоний находился в а.з. при непревышении КВ>1".
3) реально имеющиеся технические проблемы в масштабном производстве МОХ-топлива из энергетического плутония для БНов
4) имеющиеся технические проблемы переработки МОХ ОЯТ от БНов с высокими уровнями выгорания
5) высокая металлоемкость БН ЯЭУ

Получается, что изготовление МОХ-топлива для БНа проблема, переработка ОЯТ от него также проблема, сам реактор не имеет особых характеристических преимуществ перед современными проектами водо-водяных ЯЭУ. Только в КВ преимущество есть.

РФ имеет значительный запас энергетического плутония, который сейчас напрямую использовать не может. Оба имеющихся БНа будут в ближайшие годы жечь U-235 в смеси с МОХом из удобного для производства МОХа оружейного плутония. Через двадцать лет выполнив навязанную функцию "испоганивателя плутония" БН-600 попилят, а БН-800 будет опять считаться экспериментально-промышленным реактором.
На БРЕСТ как на утилизатор энергетического плутония и минорных актинидов надеяться конечно можно, но в техническом плане это очень скользкая дорожка.

По сути есть проблема "основной парк российских ядерных реакторов работает на уране-235, ресурсы которого уменьшаются". Возможность перевода отечественных ВВЭРов в перспективе на МОХ имеется, однако с производством и переработкой отработанного МОХа проблем немало разных ожидается.
Т.е. имеющийся запас энергетического плутония пока применения у нас не имеет, и в дальней перспективе может быть использован с пользой только при успешном освоении всего пакета технологий декларируемых для ЯТЦ для БРЕСТ-1200. А этого можно ждать очень и очень долго. Да и предполагаемый КВ для БРЕСТ-1200 на МОХ особо не радует, а отработка технологий производства и переработки смешанного нитридного топлива может пару-тройку десятков лет занять.

Но постоянно возрастающий запас отечественного энергетического плутония можно потреблять в ЖСРах более простым технологическим способом, без БНов и свинцовых реакторов. Причем, учитывая работу ВВЭРов на уране-235, есть смысл не гонять энергетический плутоний в ЖСРах по кругу, а использовать ЖСР в моде теплового реактора-конвертера с выработкой урана-233 из тория. Нарабатываемый уран-233 легко можно выделять из топливной смеси ЖСРа при ее газофторидном репроцессинге, поскольку почти шестиградусная разница в температурах кипения UF6 и PuF6 (boiling point UF6 329.7 K, PuF6 335.3 K) это позволяет относительно легко осуществить. Радиотоксичность урана-233 из теплового ЖСРа при грамотном подходе к оптимизации нейтронного спектра и репроцессинга может быть заметно ниже, чем у энергетического плутония.
В итоге, нарабатываемый уран-233 вполне может применяться при производстве смешанного (по изотопам U-233, U-235, U-238) уранового топлива для ВВЭРОв.
Т.е. проблема грядущего дефицита урана-235 для топлива ВВЭРов может быть решена совместным использованием нарабатываемого урана-233 из имеющегося запаса пока бесполезного энергетического плутония (причем с хорошим коэффициентом конверсии между 0.95-0.98).

Если уж интересоваться ториевым циклом, нужно пытаться перевести на него тяжеловодники, в частности CANDU. Заранее ясно, короткого времени удвоения не будет, лучшем случае самовоспроизводство урана-233 в реакторе.

В РФ ожидать возобновления работ по тяжеловодникам смысла нет, да и работа тяжеловодников на торий-плутониевом топливе пока только в далеких мечтах канадцев.

По возможностям, ни в какое сравнение с быстрыми реакторами жидкосолевики не идут.

ЖСР явно превосходят БНы в простоте изготовления ядерного топлива на основе высокорадиотоксичного энергетического плутония и в простоте его переработки ОЯТ (хоть газофторидным, хоть пироэлектрохимическим методом). И если к БНам будет применяться проталкиваемый американцами "самоедский подход" к непревышению КВ>1, то тепловые ЖСРы им не много уступать будут с ожидаемым КВ=0.95-0.98.
Однако, в случае перспективного внедрения ЖСРов, имеющийся технологический уклон и стереотипы в отечественной АЭ менять придется. Поскольку АЭС с ЖСРами это скорее радиохимический завод с возможностью производства высокотемпературного тепла и электроэнергии, чем электростанция с ЯЭУ в качестве источника выработки тепла для конверсии в электроэнергию.

Сообщение отредактировал VBVB - 30.12.2013, 23:44

[armadillo]

да и работа тяжеловодников на торий-плутониевом топливе пока только в далеких мечтах канадцев.

я снова влезу с упоминанием AHWR

[AtomInfo.Ru]

МКУ в марте.
http://atominfo.ru/newsg/n0745.htm

[asv363]

Белоярская АЭС: итоги и задачи
http://www.atominfo.ru/newsg/n0772.htm

В 2013 году энергоблок №3 с реактором БН-600 выработал более 4 миллиардов 120 миллионов 294 тысяч киловатт-часов электроэнергии.

Другим важнейшим направлением деятельности Белоярской АЭС в прошедшем году стала существенная интенсификация работ по сооружению энергоблока №4 с реактором БН-800.

В том числе, за год были выполнены приёмка натрия в баки I-го и II-го контура, постановка под напряжение электроподстанции "Курчатовская", подача напряжения на собственные нужды энергоблока, монтаж внутриреакторного оборудования, монтаж вентиляционных труб реакторного отделения, заполнение водоподводящего канала, обеспечена готовность комплекса дизель-генераторных установок
.
Площадка энергоблока передана под охрану Внутренних войск РФ. Под конец года начались газовый разогрев реактора и заполнение реактора жидкометаллическим теплоносителем - натрием.

Таким образом, Белоярская АЭС встретила Новый год началом первого этапа работ по программе физического пуска реактора БН-800.

В наступившем 2014 году Белоярской АЭС, помимо традиционной выработки электроэнергии, предстоит решить две основных задачи: включить в энергосистему новый энергоблок №4 (БН-800) и достойно отметить 50-летие успешной работы атомной станции (первый энергоблок Белоярской АЭС начал выработку электроэнергии в апреле 1964 года).
Белоярская АЭС введена в работу в апреле 1964 года. Это первая АЭС в большой атомной энергетике страны, и единственная с реакторами разных типов на одной площадке.

Первые энергоблоки Белоярской АЭС с реакторами на тепловых нейтронах АМБ-100 и АМБ-200 остановлены в связи с выработкой ресурса.

В эксплуатации находится единственный в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности БН-600. В стадии строительства находится энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-800.

Энергоблоки на быстрых нейтронах призваны существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Вообще-то год выхода ещё одного блока на 100% мощности (Нововоронежский №1), - тоже 1964.

[Didro]

При том что Воронежский блок был ВВЭР-210, вдвое мощнее АМБ-100.

[Smith]

Вообще-то год выхода ещё одного блока на 100% мощности (Нововоронежский №1), - тоже 1964.

только в сентябре :-) так что формально, на 5 месяцев раньше, в строй вошел АМБ.

[pappadeux]

только в сентябре :-) так что формально, на 5 месяцев раньше, в строй вошел АМБ.

Сибирская (Томская) АЭС?

[Smith]

Сибирская (Томская) АЭС?

она в первую голову решала оборонные задачи, а электроэнергия была лишь приятным дополнением.

[KTN]

она в первую голову решала оборонные задачи, а электроэнергия была лишь приятным дополнением.

Считается, производила две тонны оружейного плутония в год. Электричество в первые годы давала "азбукой Морзе", энергетики считали это только раскачивает энергосистему.

Сейчас там уже демонтированы градирни: на старой площадке все 14, на второй 10 из 14.

[omega1]

Уже можно ещё раз сказать, что физпуск начался Пусковой источник повезли "на место"...

[Ultranauth]

Уже можно ещё раз сказать, что физпуск начался Пусковой источник повезли "на место"...

А первая ТВС когда?

[AtomInfo.Ru]

Началось!

http://atominfo.ru/newsh/o0028.htm

[cre]

В 14-35 первая ТВС боковой зоны воспроизводства была установлена в ячейку 06-12 без замечаний.
Всего планируется на этом этапе загрузить 84 ТВС БЗВ, а потом перейти к загрузке самой активной зоны.
Пусковой источник нейтронов был установлен в реактор в центральную ячейку в 12 с копейками.
Как говориться поздравления принимаются

[AtomInfo.Ru]

Как говориться поздравления принимаются

Принимайте с огромным моим удовольствием