Проект ПРОРЫВ Опции

[AtomInfo.Ru]

Гетерогенное - это твердое-газ?

Нет, гетерогенное дожигание младших актинидов - это термин, означающий, что они находятся в реакторе не в топливе, а в отдельных твэлах или сборках.
В противовес ему, при гомогенном дожигании миноры равномерно смешиваются с топливом.

[alex_bykov]

Гетерогенное - это пространственно разделённое, в отличие от гомогенного (раствор, расплав, смесь).

[pappadeux]

Какой осторожный стал Е.О. в выражениях-то

> карбидное (выбор индусов)

эээ....

всегда думал, что карбид у французов, а индусы за металл

[Ultranauth]

Из текста интервью:
Что-то мне подсказывает, что в БН-600 ставились отнюдь не ТВЭЛы (в составе ТВС) на основе циркония, но цирк с конями не звмедляет выдачу своих ничем не обоснованных мыслеслов в широкие народные массы.

Ставились твэлы с оболочками из сталей ЭК-164хд, ЭК181, ЭП-823, ЧС139, которые рассматриваются штатными для БН и БРЕСТ. А можете раскрыть тезисы - причем тут цирконий, и какие мыслеслова необоснованны? (я не для спора, а наоборот - для лучшего понимания контекста).

[AtomInfo.Ru]

всегда думал, что карбид у французов, а индусы за металл

И так, и не так.

Индийцы очень активно занимались карбидом в FBTR. Под влиянием французов, да. Ставили рекорды по выгоранию и проч. Но потом - да, внезапно больше заинтересовались металлом и именно металлическое топливо предполагали для последних блоков малой серии CFBR.

Про индийский карбид немного есть у нас http://atominfo.ru/newsa/j0813.htm - см. главку "Карбид". И если поиском по сайту поискать, можно откопать ещё разные короткие новости, наверное.

[AtomInfo.Ru]

Ставились твэлы с оболочками из сталей ЭК-164хд, ЭК181, ЭП-823, ЧС139, которые рассматриваются штатными для БН и БРЕСТ.

Стальные оболочки, это же твэлы для быстрых реакторов, ограничения тепловых реакторов на применение сталей у них снимаются.
Про то, как организовывали облучение, есть в свежем докладе ОКБМ на МНТК НИКИЭТ.

Выгружено уже больше, осенняя перегрузка у БН-600 закончилась.

Сейчас должны быть выгружены:
1) КЭТВС-1
2) КЭТВС-6
3) КЭТВС-2
4) КЭТВС-7
5) ЭТВС-4
6) КЭТВС-3

То есть, все комбинированные сборки уже отработали, и даже одна полностью из нитридных твэлов.

[AtomInfo.Ru]

1) КЭТВС-1

Это та самая, которую уже обследовали по полной программе. Это та самая, которая показала, что "ресурс не исчерпан" - 5,5% Bmax, 55 сна.

[asv363]

Ставились твэлы с оболочками из сталей ЭК-164хд, ЭК181, ЭП-823, ЧС139, которые рассматриваются штатными для БН и БРЕСТ. А можете раскрыть тезисы - причем тут цирконий, и какие мыслеслова необоснованны? (я не для спора, а наоборот - для лучшего понимания контекста).

Я свечку не держал (во время интервью), тем не менее. Тот же самый кусочек текста:

В 2016 году мы заканчиваем постановку на испытания тепловыделяющих сборок в БН-600 по первичной программе, имеющей целью дать необходимую информацию для верификации расчетных кодов. Четыре сборки реакторные испытания прошли, ни один из сотен тепловыделяющих элементов при таких испытаниях не разгерметизировался, а затем послереакторные испытания тепловыделяющих элементов первой из извлеченных сборок, с выгоранием на том же уровне, который характерен для топлива реакторов на тепловых нейтронах, показали, что ресурс их не исчерпан.

Если говорить о материалах, применеямых в РУ с тепловым спектром, ровно на что намекают достижения по уровню выгорания, то это не имеет никакого отношения к сплавам, применяемым в экспериментах по обоснованию БРЕСТ-ОД-300. В БН-600, если мне не измеряет мой маразм, раза в 1.5-2 больше выгорание (по сравнению с ВВЭР), другое исходное обогащение и много-много разного. Смысла в укании на якобы достигнутый уровень выгорания "как в РУ на тепловых нейтронах" я не вижу, во всяком случае положительного. Есть базовые проекты, на которых лежит основная выработка АО "Концерн Росэнергоатом": БН, ВВЭР (от В-179 до В-392М), РБМК (три поколения), ЭГП-6.

Когда мы в лучшем случае увидим законченый БРЕСТ (энергоблок), который сам по себе опытно-демонстрационный - году в 2023-24-м.

[Ultranauth]

Я свечку не держал (во время интервью), тем не менее. Тот же самый кусочек текста:
Если говорить о материалах, применеямых в РУ с тепловым спектром, ровно на что намекают достижения по уровню выгорания, то это не имеет никакого отношения к сплавам, применяемым в экспериментах по обоснованию БРЕСТ-ОД-300. В БН-600, если мне не измеряет мой маразм, раза в 1.5-2 больше выгорание (по сравнению с ВВЭР), другое исходное обогащение и много-много разного. Смысла в укании на якобы достигнутый уровень выгорания "как в РУ на тепловых нейтронах" я не вижу, во всяком случае положительного. Есть базовые проекты, на которых лежит основная выработка АО "Концерн Росэнергоатом": БН, ВВЭР (от В-179 до В-392М), РБМК (три поколения), ЭГП-6.

Когда мы в лучшем случае увидим законченый БРЕСТ (энергоблок), который сам по себе опытно-демонстрационный - году в 2023-24-м.

Ну не знаю, мне тут логика кажется более простой: на данный момент проведены ПРИ твэла, для которого достигнуто выгорание, которое на уровне выгораний топлива ВВЭР (выше Александр его озвучил - 5,5% т.а. 55 с.н.а.). Какой-то связи по обоснованию тут нет, просто для неподготовленного читателя РИА Новости это ориентир, что это не лабораторное выгорание в 10% от промышленных уровней, а примерно промышленный (хотя емпни, целевой уровень КПРЭО СНУП - 8,5% т.а., перспективный - 10,5% т.а.).

КПРЭО вообще так построено, что на этом 5,5% обосновывалась безопасность более высоких выгораний, насколько я понимаю из докладов и статей. Поэтому имеем пока одну зафиксированную точку, будут и еще. Разумеется, при этом никакой технологической связи с РУ с тепловым спектром нет.

[Ultranauth]

Стальные оболочки, это же твэлы для быстрых реакторов, ограничения тепловых реакторов на применение сталей у них снимаются.
Про то, как организовывали облучение, есть в свежем докладе ОКБМ на МНТК НИКИЭТ.

Выгружено уже больше, осенняя перегрузка у БН-600 закончилась.

Сейчас должны быть выгружены:
1) КЭТВС-1
2) КЭТВС-6
3) КЭТВС-2
4) КЭТВС-7
5) ЭТВС-4
6) КЭТВС-3

То есть, все комбинированные сборки уже отработали, и даже одна полностью из нитридных твэлов.

Спасибо за уточнение, и огромное спасибо за ссылку!

[AtomInfo.Ru]

КПРЭО вообще так построено, что на этом 5,5% обосновывалась безопасность более высоких выгораний,

Пройдёт много лет, и опубликуют стенограммы первых совещаний по нитриду.

Читать их будет больно, потому что выглядят они примерно так:
- параметр такой-то - данных мало и они противоречат друг другу;
- параметр такой-то - данные только за бугром и не для нашего случая;
- параметр такой-то - данные есть, но внереакторные (т.е., при выгорании ноль), и т.п.

Опыт советских обнинских нитридных зон оказался плохопереносимым из-за других условий работы топлива. Из него фактически была взята одна цифра - когда в Обнинске перешли за выгорание 8%, то топливо потекло.
Чуть-чуть об этом есть у Л.М.Забудько (она говорит про 8,8% выгорания, при которых случилась неудача; есть другие данные о проблемах при 7%, но в данном случае я больше верю Л.М., и тому есть веские причины).

Очень хорошие, просто великолепные результаты показал в 90-ые годы совместный с французами эксперимент BORA-BORA, и большое спасибо О.М.Сараеву, что он был закончен. Были получены удовлетворительные результаты для выгорания 12% (точнее, 12,1%).
Это внушало оптимизм. Но всегда есть "но" - в эксперименте была одна хитрая заковырочка, которая сделала прямой перенос его результатов на условия БРЕСТ/нитрид и БН/нитрид фактически невозможным.

Так вот, когда планировали эксперименты с нитридом на БОР-60, то в них предусмотрели несколько стадий по выгоранию, и первые промежуточные выгрузки предлагались на уровне 4-6% выгорания. В том числе, для того, чтобы получить промежуточные точки по всем необходимым свойствам, а также чтобы спокойнее выходить на более высокие выгорания.

Для первой сборки с первыми нитридными твэлами в БН-600, соответственно, разумно было ориентироваться на выгорание первых стадий экспериментов на БОР-60. чтобы было с чем сравниваться.
Второй момент, который наверняка был принят во внимание - это те самые советские "более 8%". Совать в действующий блок экспериментальную сборку и пытаться сразу же подойти на ней по выгоранию близко к пределу, на котором обожглись в СССР, было бы супернаглостью. Выгорание (max) 5,5% с этой точки зрения - вполне обоснованный консервативный результат.

Естественно, сейчас нужно тупо набирать статистику по нитриду. Без статистики мы не сможем считать, что мы его освоили, а также не поймём пределов его эксплуатации. А знания пределов по выгоранию и повреждающей дозе на материалы нужно, например, чтобы правильно рассчитать параметры внереакторной части цикла.
Кстати, если действительно удастся сократить время пребывания облучённого топлива вне реактора до одного года, то глубокие выгорания могут оказаться попросту ненужными, а то и вредными, это уже предмет системного моделирования.

[AtomInfo.Ru]

Второй момент, который наверняка был принят во внимание - это те самые советские "более 8%". Совать в действующий блок экспериментальную сборку и пытаться сразу же подойти на ней по выгоранию близко к пределу, на котором обожглись в СССР, было бы супернаглостью. Выгорание (max) 5,5% с этой точки зрения - вполне обоснованный консервативный результат.

Кстати говоря, по схеме экспериментов из доклада ОКБМ видно, что рисковать с глубокими выгораниями в БН-600 пока и не хотят. Сборки для БРЕСТа вообще будут облучать до менее 5%, только на БН-овских ожидается что-то более серьёзное. Больший упор делается на сна, где у нас очень мало данных (у обнинских зон этот показатель был низким).

[VBVB]

Кстати, если действительно удастся сократить время пребывания облучённого топлива вне реактора до одного года, то глубокие выгорания могут оказаться попросту ненужными, а то и вредными, это уже предмет системного моделирования.

Логично.
Если мы рассматриваем в перспективы пристанционную переработку свежего еще теплого ОЯТ БНов после года выдержки, то нафига нам добиваться высокого уровня выгорания топлива, чтобы иметь проблемы с переработкой фонящего и горячего сильновыгоревшего ОЯТ через год его выдержки.
Особенно учитыаая, что БНы проектируются для работы в равновесном режиме наработки плутония, т.е. почти самоеды.

При учете пристанционной переработки ОЯТ снижение удельной наработки высокофонящих радионуклидов на кВт выработанной электроэнернии станет важным параметром.

Это сейчас предлагают топливо в БНах и ВВЭРах жечь по максимуму, а потом будем охренивать от содержания в таком ОЯТ радиотоксичного америция и кюрия с которым возни дохрена и более. Перерабатывать то ОЯТ быстровиков и ВВЭРов по любому придется, а гидрометаллургия очень не любит ОЯТ высокого уровня выгорания, с пиропереработкой то пока глухо...

[AtomInfo.Ru]

Ну и чтобы закончить.

Глубина выгорания сама по себе не является самоцелью. Это всего лишь один из параметров топливного цикла. Важный, но всего лишь один из.

Сравним два модельных реактора.

Первый работает в открытом цикле и имеет выгорание 10%.

Во втором - допустим, это ЖСР, растворный и проч. с КВа=1 - организована система фильтров для удаления продуктов деления из контура и подпитки его природным ураном. Глубина выгорания у него стремится к нулю (а ещё точнее, этот параметр просто теряет смысл).

Но первый реактор выкинет на помойку 90% топлива, а второй способен пропустить через себя весь уран земного шара (это модельный реактор, и срок его службы - бесконечность).

Вне всякого сомнения, второй с точки зрения ресурсообеспечения намного лучше первого.

[AtomInfo.Ru]

Если мы рассматриваем в перспективы пристанционную переработку свежего еще теплого ОЯТ БНов после года выдержки, то нафига нам добиваться высокого уровня выгорания топлива, чтобы иметь проблемы с переработкой фонящего и горячего сильновыгоревшего ОЯТ через год его выдержки.

На самом деле, тоже не всё так просто. Например, БРЕСТ эпохи "до ренессанса" предполагал выгорание 11% и 130 сна при внереакторном периоде 2 года (что тоже весьма неслабо; для сравнения, у EFR, я сам считал в 1991 году, внереакторный период был 5 лет, и французы не были уверены в том, что это удастся обеспечить).
Из программы в горьковском докладе видно, что на такие параметры в экспериментальных сборках для БН-600 не пойдут.

[AtomInfo.Ru]

Это сейчас предлагают топливо в БНах и ВВЭРах жечь по максимуму, а потом будем охренивать от содержания в таком ОЯТ

Так уже! Вопросы к эксплуатации "Зачем вы портите ОЯТ?" в дискуссиях на всяких семинарах/конференциях слышать приходилось.

Эксплуатация, правда, резонно отвечает - вы сначала замкните нам цикл, а потом поговорим, насколько выгорание в ВВЭР должно быть ограничено.
Сиё вполне разумно, т.к. эксплуатация должна зарабатывать деньги сейчас, и отправлять на склад, как в старые добрые времена, сборки, в которых уран остаётся обогащённым, ей элементарно невыгодно.

[VBVB]

Первый работает в открытом цикле и имеет выгорание 10%.

Открытый вариант ЯТЦ это совершено издевательский по отношению к потомкам подход.
И очень хорошо, что в нашей стране именно закрытый вариант ЯТЦ берется за основу планирования в области ядерной энергетики в долгосрочной перспективе.

Во втором - допустим, это ЖСР, растворный и проч. с КВа=1 - организована система фильтров для удаления продуктов деления из контура и подпитки его природным ураном.

Предлагаемая в "Прорыве" схема организация закрытого ЯТЦ с пристанционной переработкой это почти описанный вариант, только постадийный. Топливо уран-плутониевое по сути предполагается многократно прогонять через активную зону быстрых реакторов (БНы, БРЕСТы) в режиме равновесной концентрации плутония (КВа чуть более 1 с учетом потерь при репроцессинге), убирать при переработке ОЯТ продукты деления, добавлять при фабрикации ремикс-топлива обедненный уран и снова в активную зону и так по кругу.
Вполне жизнеспособная концепция описана.

Сообщение отредактировал VBVB - 1.11.2016, 23:26

[AtomInfo.Ru]

Открытый вариант ЯТЦ это совершено издевательский по отношению к потомкам подход.

Если быть точным, то на классический открытый ориентируются пока только скандинавы. И теперь Тайвань, наверное.

У американцев - не классический открытый. У них цикл с отложенным решением проблемы ОЯТ, после того, как они отказались от Горы Юкка.
Они планируют переложить эту проблему на тех, кто будет жить лет через 100.
Есть такое утверждение: "Мне важен я сам, чуть менее важны мои дети, ещё менее - внуки, и абсолютно неважны правнуки". Вот ему они и следуют.
При этом они вступают в противоречие с докладом комиссии Брундтланд, о котором у нас давеча напоминал Мурогов, и в подготовке которого они же сами и принимали активнейшее участие: "Стабильное развитие определяется как развитие, которое удовлетворяет потребностям настоящего времени, не ставя под угрозу способность будущих поколений обеспечить свои собственные потребности". Но им на это очевидно плевать.

И очень хорошо, что в нашей стране именно закрытый вариант ЯТЦ берется за основу планирования в области ядерной энергетики в долгосрочной перспективе.

Дык, а то!
Спасибо за это тем людям, которые в самые разные времена отстаивали необходимость сохранения этого курса.

Предлагаемая в "Прорыве" схема организация закрытого ЯТЦ с пристанционной переработкой это почти описанный вариант, только постадийный. Топливо уран-плутониевое по сути предполагается многократно прогонять через активную зону быстрых реакторов (БНы, БРЕСТы) в режиме равновесной концентрации плутония (КВа чуть более 1 с учетом потерь при репроцессинге), убирать при переработке ОЯТ продукты деления, добавлять при фабрикации ремикс-топлива обедненный уран и снова в активную зону и так по кругу.
Вполне жизнеспособная концепция описана.

Она, конечно, жизнеспособна. Но её основная беда, о чём часто говорится, заключается в том, что она не нуждается ни в ком, кроме себя самой. И если она вдруг волшебным образом у нас организуется, то фактически мы будем иметь две параллельные атомные энергетики.

Но до концепции далеко, а вот если у нас через несколько лет появится обоснованное на длинных твэлах плотное нитридное топливо (пусть даже с теми параметрами, что собираются получать на экспериментах в БН-600), то это будет полезно всем. На плотное топливо спрос есть.

[Denis_Hliustin]

по схеме экспериментов из доклада ОКБМ видно, что рисковать с глубокими выгораниями в БН-600 пока и не хотят. Сборки для БРЕСТа вообще будут облучать до менее 5%, только на БН-овских ожидается что-то более серьёзное.

Поглощение осколками деления при облучении до выгорания 10% Т.А. уменьшает КВ, средний за кампанию, на величину 0.07 и при внешнем топливном цикле 1 год ещё 0.01 за счет распада плутония-241 в америций.
Эти цифры можно сравнить с КВ = 1.16 экспериментально полученном на "Фениксе".
Также с реактором CRBRP (аналог БН-350), который в США разрабатывался в 1970-е по проекту бридера на керамике UO2. Разработчики утверждают, им была поставлена задача не менее 1.2 КВ обеспечить.
При расчетах оказалось, гомогенный вариант обеспечивает КВ=1.15 на оружейном плутонии и 1.08 на собственном равновесном составе без учёта внешнего топливного цикла.
Когда стало ясно, что из-за таких характеристик бридер на керамике строить не будут, разработчики взяли на себя смелость посчитать гетерогенный вариант. В гетерогенном случае важно, сколько регулирующих элементов приходится на одну локальную критмассу: при обычном для гомогенного бридера их количестве может получиться нечто подобное РБМК и Чернобылю.

Оказалось, в гетерогенном случае КВ = 1.29 на оружейном и 1.24 на равновесном изотопном составе плутония.
Если удалось бы практиковать рекордное выгорание 200 ГВТ*суток на тонну, экспериментально достигнутое в Индии, КВ топливного цикла на собственном изотопном составе составил бы соответственно 0.93 и 1.09, либо около единицы в случае "Феникса".
Из этих соображений уровень 100 ГВт*суток на тонну, во всяком случае для UO2, можно считать достаточным.

[AtomInfo.Ru]

Весьма интересная и полезная книга по нитриду. Главное - свежая.
Приславшему - большое спасибо!

Ссылка на стороннем файлообменнике http://my-files.ru/6u8nyh