Регенерат уже используется для РБМК.

Тот регенерат, который можно получить из нынешнего ОЯТ ВВЭР-1000 - он никакой фактически. Уран пятый научились хорошо выжигать.

Зависит от кассеты и т.д., но для грубой оценки - при выгораниях порядка 50 или около того уран в ОЯТ будет близок к природному обогащению. А при 70 - это глубокий отвал.

И проблема ещё в том, что он будет очень сильно запачкан. Например, при глубинах порядка тех же 50 концентрации 235 и паразита-236 будут близки или равны. В топливе с таким регенератом придётся значительно увеличивать обогащение по делящимся - то есть, сыпать в него ещё больше регенерата.

Поэтому большого вклада он не даст сейчас.

И ещё по регенерату.

До Фукусимы ещё спрашивали Лавренюка. Ответ был такой же - регенерата в России "достаточно ограниченное количество".
Используют в РБМК, а в ВВЭР пробовали (видимо, не сочли в итоге целесообразным).

По ссылке в конце.
http://atominfo.ru/news3/c0911.htm

На самом деле, регенерат - тема сложная для анализа.

Где-то в 80-90-ые были работы (по-моему, Слесарев в т.ч. этим занимался), в которых постулировалось - главный ресурс АЭ не уран или торий, а нейтроны.

Собственно, эта точка зрения имеет право на жизнь, т.к. энергию мы производим именно нейтронами. Из урана, но нейтронами.

Точка зрения большого распространения не получила. Думаю, в т.ч. и по пропагандистским соображениям - уж больно неприглядным получается тогда к.п.д. использования нейтронов в АЭС.
Из 143 нейтронов ядра 235U мы задействуем всего 2 или 3, да и то почти половину бездарно теряем.
Такие к.п.д. в последний раз были, наверное, в каменном веке.

С точки зрения оптимизации использования нейтронов регенерат - в отличие от MOX-топлива - не есть самый лучший выбор, потому что мы вводим вместе с ним паразитный поглотитель 236U.
Поэтому, казалось бы, регенерат-то и надо бы хранить - до тех пор, пока мы в промышленных масштабах не начнём разделять изотопы 235U и 236U.
И особенно это верно для того регенерата, который получался бы из современного ОЯТ.

Но светлое будущее всё не наступает, оптимизировать использование урана (урана, не нейтронов) надо уже сегодня. Имеем задачу на оптимум.

Мне кажется, что принятое решение - регенерат пускать в РБМК - на сегодняшний день наиболее оптимальное. Не наилучшее, но оптимальное по состоянию на сегодня.

РБМК практически не жильцы в обозримой перспективе.
Судьбу их порешали, нет им места в отечественной АЭ. С их выводом из эксплуатации регенерат от переработки ОЯТ ВВЭР-1000 все равно будет накапливаться и было бы глупо его не использовать или захоранивать.

Регенерат урановый - очевидный топливный ресурс и ничем не хуже урана природного по энергосодержанию. Подход для создания МОХ-топлива на основе обедненного уран неплох конечно, поскольку плутоний с меньшей долей четных изотопов, особенно геморного плутония-238, выходит. Однако можно было бы для ВВЭРов внутренних часть топлива подпитки делать из плутония топливного и регенерата от ОЯТ ВВЭР-1000. Понятно что такое топливо более сложное в производстве и фоновые нагрузки выше, однако не факт, что урана природного и уранового запаса склада делящихся материалов хватит на весь весь проектных срок новых и строящихся в стране ВВЭРов. Топливный кризис для ВВЭРов так или иначе в будущем проявится, поэтому и регенерат урановый и МОХ в них когда-то придется жечь.

Большую ошибку все таки сделал СССР когда свернул направление тяжеловодников энергетических. Были бы у нас в стране аналоги немецкого варианта PHWR(KWU) как у аргентинцев - без проблем бы сжигали бы в них регенерат и ввэрного происхождения и в будущем регенерат от переработки ОЯТ РБМК и АМБ.

Ограниченное количество регенерата, поскольку темпы переработки ОЯТ малые. В будущем близком отечественные темпы переработки ОЯТ явно возрастут в разы.

Тяжеловодниками в СССР занимались в ИТЭФ. Было бы очень интересно услышать от нашего шефа А.У. о судьбе чешского А-1 и вообще советского тяжеловодного направления.

В начале 70-х слышал от ИТЭФ-овских, что в их конструкции потребность в тяжелой воде была в разы (?) ниже, чем в САNDU, но тогда это прошло мимо ушей. А сегодня у тех уже и не спросишь...

Прямо завтра их всё-таки не закроют. То есть, какой-то период их доживания будет.



То, что я уже сказал. Качество регенерата как топлива очень сильно зависит от глубины выгорания ОЯТ, из которого он был получен.

Я не хочу конкретные цифры давать, они коммерческие всё-таки, но если в целом, то при тех выгораниях, к которым мы стремимся, регенерат становится либо сравнимым с отвалом, либо хуже его. А зачем тогда мучаться с ним, особенно если есть отвал?

Так что очень сильно будет зависеть судьба регенерата от принятых выгораний.

По тяжеловодникам ответы скрыты в пыльных архивах.

Копаться в архивах особо никто не хочет. И муторно, и картина будет далёкой от той благостной, что рисуется в учебниках. Впрочем, как всегда.
Ну например, если чуть в сторону - почему Лейпунского до конца жизни так и оставили академиком АН УССР, а советского академика не дали? Ответ-то известен в узких кругах, а выносить его в широкие никто особо не хочет, потому что будет задет человек, из которого в СССР сделали икону.

Возвращаясь к вопросу, думаю, сыграл комплекс причин - объективных (небесконечность средств) и субъективных (внутриотраслевая конкуренция).
А точку поставил как раз чехословацкий реактор. Он вышел неудачным, были проблемы с эксплуатацией, инциденты, и его быстро закрыли. Как теперь бы сказали, A-1 сделал тяжёлой воде в СЭВ плохую рекламу.

Об А-1 мы даже, кажись, по посту и обменивались? Как слышал от вроде грамотных, было буквально по Риковеру: хорош на бумаге, но совершенно нетехнологичный для устранения неполадок.

Но вопрос о потребляемой тяжелой воде остался.

А удел икон в том, что иконы тоже люди, только масштаб последствий их решений велик. Второй пример из той же серии неизбранных --- Савелий Моисеевич.

VBVB,

если без привязки.

Представьте такой состав (это реальный состав, но я не даю привязки, откуда он взят):
235U - 0,5%
236U - 0,7%
238U - 98,8%

И рядом с ним отвал:
235U - 0,3%
238U - 99,7%

Что выберете?

И учтите, что отвал - это материал природного происхождения, а регенерат побывал в реакторе и содержит мерзенькие изотопы, которые пачкают технологические линии (см. дело Котева).

Поэтому регенерат - это не Клондайк.

Его неплохо было бы очистить хотя бы от урана-шестого. Но встанет вопрос о смысле жизни, насколько дорогим окажется по сути двойное обогащение - сначала убрать 236, потом убрать часть 238.

Судя по тому, что попадалось по ОК-180/ОК-190/ОК-190М в инете, то их конструкцию после кучи переделок довели до ума. Как наработчики трития с специзотопов эти реакторы свою функцию выполнял вроде как хорошо. Также писалось, что тяжеловодный реактор ЛФ-2 "Людмила" обладал очень высоким коэффициентом воспроизводства и очень большой плотностью нейтронного теплового потока.

Почему на основе этих проектов не стали делать энергетический тяжеловодник c вертикальной компоновкой активной зоны, а стали долбится в энергореактор с газовым теплоносителем с тяжеловодным замедлителем это не очень ясно. Получился бы некий простой по конструкции аналог РБМК, только с большей внутренней безопасностью и лучшими характеристиками топливоиспользования по сравнению с CANDU/PHWR.
Понятно, что как реактор-наработчик газо-тяжеловодный КС-150 наверно бы имел классные характеристики, но нафига в энергетику этот проект было пускать?

Был бы в нашей стране нормальный энергетический тяжеловодник - регенерат давно бы нишу топливную более полнее занял.

Имеется много непереработанного отечественного ОЯТ с не столь высокими характеристиками выгорания как в примере этом.


ОЯТ отечественное разное и от ВВЭРов, и от АМБ разных, и от РБМК все равно придется в будущем перерабатывать. А раз так то регенерат урановый так или иначе будет фигурировать. Зачем его пытаться чистить от урана-236, если это очень дорого? Можно регенерат использовать как выгорающий в топливе поглотитель. Основная цепочка преобразования для теплового спектра очевидная 236U->237U->237Np->238Pu->239Pu с определенной долей делений для каждого этапа. В результате можно с помощью урана-236 сглаживать потерю реактивности в ходе кампании.

Можно вообще по схеме UREX выделять смесь уранового регенерата с плутонием/нептунием и ее жечь потом качестве топлива в ВВЭРах/БНах без гемора отделения высокочистого регенерата и избавления его от урана-236 центрифугированием как иногда предлагают. Понятно дело, что у низкообогащенного регенеративного урана-235 со сниженной долей урана-236 цена аховая будет. Так проще надо подходить к этому вопросу.

Хотя если позаморачиваться с центрифужной очисткой уранового регенерата и сделать соответствующий запас урана-236. то из него потом можно и очень интересного нептуния-236 нужное количество наработать для целей разных "исследовательских".

Да, конечно. Почему я и подчёркиваю - ценность регенерата очень зависит от выгорания.

Регенерат из старого ОЯТ потихоньку расходуют на РБМК. Да, ещё есть тема о регенерате из старого ОЯТ тысячников - но давайте сначала вообще начнём его перерабатывать промышленными масштабами.

Что до нового ОЯТ, то при современных тенденциях на увеличение глубины выгорания регенерат там будет как в примере или близко к нему.

Интересный состав.
Если для ВВЭР-1000, то это выгорание топлива более 65 ГВт*сут/тонну.
Если для РБМК-1000, то это выгорание топлива более 26-28 ГВт*сут/тонну.

Это нихреново большие уровни выгорания, при которых плутоний в ОЯТ отличается на редкость дерьмовым составом (почти половина плутония четного изотопного хлама).

Нечётных чуть более 60%.

Но два из трёх чётных изотопов фактически будут сырьём. То есть, бесполезно теряться в реакторе будет только 242.

Это в момент выгрузки при условии, что нет потерь плутония-241 при хранении. А чтобы их не было нужна горячая переработка ОЯТ. Чего нет и не предвидится для легководников.

А когда ОЯТ от ВВЭР-1000 тридцатилетней давности или от РБМК сорокалетней давности перерабатывать начнут, то плутония-241 там менее четверти от момента выгрузки ОЯТ останется.

Все же при выгораниях под 60 ГВт*сут/тонну плутония-239 в ОЯТ ВВЭР-1000 менее 60%, но чуть более 50% остается.

Так и уран-236 из регенерата тоже топливное сырье, чуть похоже плутония-240 по делимости в ВВЭРном спектре. Но зато из урана-236 в ходе топливной кампании гораздо меньше минорных актинидов разных по сравнению с плутонием-240 образуется. Кроме того поскольку плутоний идет всем изотопным составом на топливо, то балластный плутоний-242 вредное паразитное сырье для наработки миноров. Хотя стоит заметить, что с урана-236 гадкий изотоп урана-232 при многократном рецикле немного генерится.

IMHO, от регенерата уранового проблем меньше при использовании в ВВЭРах, чем от МОХа или РЕМИКСа будет.
Плутоний из отечественного ОЯТ лучше оставить для создания парка быстрых реакторов, а регенерат урановый нужно стараться всячески жечь на ВВЭРах и РБМК (пока они еще живы).
РЕМИКС для легководников тоже приемлем, поскольку регенерат использует, однако часть плутония необратимо портит и НОУ нужен плюс миноры с повышенным выходом будут идти.
Экономия урана требуемого для поддержания отечественного парка легководников и зарубежных ВВЭРов крайне желательна. Поэтому и регенерат и возможный РЕМИКС желательно пользовать в российских блоках.

Хотя тот же регенерат урановый вполне можно и в быстровиках в качестве компонента МОХ небольшими темпами утилизировать.

Да, именно так. Согласен.

Проектное ограничение для 440-ых текущее знаете?
72.

Даже в стране экстравагантного регулятора ограничение уже 65.

Так что последующий регенерат будет примерно как в моём примере.

Осталось только разобраться, каковы наши запасы старого регенерата с более приличным составом.

P.S. Но чтобы быть более точным, пока среднее выгорание у 440 всё-таки ближе к 50.

Это какой же уровень обогащения у топлива ВВЭР-440 должен быть, чтобы иметь экономически оправданное выгорание 72 ГВт*сут/тонну?

Регенерат регенерату рознь.

Есть регенерат из ОЯТ транспортных реакторов, который вполне можно в качестве обогащенной добавки при производстве топлив для ВВЭР использовать.
Есть регенерат от ОЯТ исследовательских реакторов, которого не так много, но вполне в качестве основы для топлива ВВЭРов годится.
Есть регенерат из ОЯТ БН-600, который по сути НОУ, но с большим содержанием урана-236 (до трети). Его также можно использовать в качестве обогащенной добавки при производстве топлив для ВВЭР.
Есть регенерат от ВВЭР-440 недавних загрузок, который имеет чуть большее, чем в природном уране содержание урана-235 и чуть меньшее содержание урана-236. Его надо переводить в топливную форму добавкой или НОУ или РЕМИКС-уран-плутониевой смеси.

Будет регенерат от ВВЭР-440 свежих загрузок с высокими уровням выгорания, в котором содержание урана-235 на уровне природного при практически равном содержание урана-236. Ценен для ЯТЦ.
Будет регенерат от ВВЭР-1000 разных старых загрузок с близкими уровнями содержания урана-235 и урана-236. Ценен для ЯТЦ.
Будет регенерат от ВВЭР-1000 свежих загрузок с уровнем содержания остаточного урана-235 меньше урана-236. Малоценен для ЯТЦ.
Будет регенерат от РБМК-1000 от загрузок старых зон в котором уровнь содержания остаточного урана-235 чуть меньше урана-236. Малоценен для ЯТЦ.
Будет регенерат от РБМК-1000 от загрузок более-менее свежих зон в котором уровнь содержания остаточного урана-235 заметно меньше урана-236. Т.е. по содержанию урана-235 как хвосты от раннего центрифужного производства. Ценность для ЯТЦ низкая.
Будет регенерат от РБМК-1000 от загрузок твс с регенератным урановым топливом. В урановом регенерате от такого ОЯТ уровнь содержания остаточного урана-235 почти в 2 раза меньше урана-236 предполагается. Ценность для ЯТЦ очень низкая.
Но этот бирегенерат можно двигать в качестве основы топлива для мутных режимов. Плутоний из ОЯТ легководников на основе топлива из бирегенерата очень высоким тепловыделением характеризуется из-за повышенной наработки плутония-238. Создание боезарядов из такого плутония, полученного даже при низких уровнях выгорания топлива, очень проблематично для новичков в бомбоделании.

4.95%
Не забывайте, это не среднее, это максимальное в выгружаемом топливе (таблетка).

А может именно регенерат, вплоть до от РБМК, использовать в качестве основы для организации солевого цикла в теплоносителе?

Интересная идея использование уранового регенерата из ОЯТ ВВЭР-1000 или РБМК-1000 в теплоносителе ЯЭУ...
Очевидно, что после запуска завода РТ-2 такой регенерат из ОЯТ ВВЭР-1000 может появится в приличных количествах, поскольку предполагается, что к 2025 году РТ-2 мог бы выйти на уровень переработки от 1000 до 1700 тонн ОЯТ в год.
Регенерат от РБМК-1000 может появиться не так скоро и не столь в больших количествах.

Допустим, что среднее содержание остаточного урана-225 в регенерате от старых зон ВВЭР-1000 будет на уровне 0.9-0.7% и содержание урана-236 на уровне 0.5-0.65% соответственно.

Варианты использования этого типа регенерата в теплоносителе:
1) Водный теплоноситель первого контура ВВЭР
2) Водный теплоноситель последователей ВК-50
3) Вторичный водный теплоноситель БРЕСТ
4) Вторичный жидкосолевой теплоноситель БРЕСТ
5) Первичный жидкосолевой теплоноситель ЖСР
6) Вторичный жидкосолевой теплоноситель ЖСР

Использование регенерата из ОЯТ ВВЭР-1000 в водном теплоносителе первого контура ВВЭР может заменить часть борного поглотителя, сэкономить нейтроны, снизить их утечку, поднять низкий КВ с уровня 0.35-0.4 до 0.45-0.5.
Однако, производить перегрузку топлива и ППР станет гораздо проблематичнее. Реальным решением этого вопроса может стать использование конструкции активной зоны напоминающей шипингпортовскую на основе оксидного топлива из ВОУ-тория.
Тогда можно добиться перегрузки такой а.з. раз в четыре-пять лет, а не раз в год-полтора как сейчас.
Однако при использовании регенерата в первом контуре ВВЭРов ремонт теплообменников в случае течи может быть очень проблемным.

Использование регенерата в водном теплоносителе последователей ВК-50 кажется перспективным, но требует специальных эффективных сеппараторов, чтобы топливный материал и продукты деления с паром в турбину не забрасывались.

Использование регенерата во вторичном водном или жидкосолевом теплоносителе быстрого реактора типа БРЕСТ могло бы быть полезным, поскольку может позволить немного поднять КВ за счет эффективной утилизации замедленных нейтронов, прошедших корпус реактора и биозащиту. Но компоновку теплообменников нужно впритык к корпусу делать и погружать их во внешний бак с теплоносителем второго контура. Этакий бланкет с теплоносителем вторичным.
Опять таки проблема периодической очистки вторичного контура от ПД встает и вывод наработанного плутония-239 требуется.

При облучении обсуждаемого уранового регенерата в тепловом спектре легководников будет происходить наработка плутония-239, плутония-238, плутония-240 и плутония-241 (в порядке уменьшения доли).
Деление урана-235 также будет эффективным, но заметно менее эффективным будет деление урана-236 и урана-238. Нарабатываемые плутонии (238Pu, 239Pu, 241Pu) тоже будут эффективно делится.
Т.е. при непрерывном выводе плутония из легководного теплоносителя с регенератом можно добится его высокого топливного качества (доля целевого Pu-239 на уровне 85-90%).
Если же нарабатываемый плутоний из теплоносителя не выводить, то со временем получим высокофоновый плутоний с долей плутония-240 на уровне 35-45% как с ОЯТ тех же ВВЭРов. Нафига он такой нужен.

Но все эти схемы не годятся для экспортных дел, по явным противоречиям с нерапространенческими принципами. Следовательно, Росатому они нахрен не нужны...

Не надо регенерат в контур ВВЭР совать. Во-первых, от продуктов деления чистить замаетесь, да и наведённая активность подскочит на порядки везде, а не только в зоне. Минусы от этого не только в эксплуатации, хотя течи из 1-го контура во второй и ГПД, особенно ИРГ, никто не отменял. Фиг вы обоснуете в этом случае выполнение ПДД по персоналу и населению.
Беда ещё и в том, что сама по себе "грязь" скажется и на возможности выявления негерметичного топлива. На заводах борются с поверхностным загрязнением твэлов, чтобы контур не фонил. На АЭС борются с последствиями разгерметизаций, чтобы остаточное загрязнение оболочек не забивало "полезный сигнал" от текущего твэла в пробе...

Нет уж, нафиг-нафиг.

Абсолютно согласен.
От регенерата в теплоносителе первого контура ВВЭР вреда и минусов столько будет, что все плюсы многократно уступят.
Регенерат имеет смысл в ВВЭРах в смеси с собственным энергетическим плутонием выжигать, т.е. в варианте РЕМИКС.
Количество регенерата в имеющемся в РФ ОЯТ немалое, и этот ресурс в будущем не использовать

Как то уже подсчитывали, что к 2020 году в РФ будет около 30000 тонн ОЯТ. При этом ежегодно будет с отечественных реакторов идти по 700-720 тонн и около 200-230 тонн ОЯТ с зарубежных ВВЭР. При этом завод РТ только после 2022-2023 года сможет к уровню переработкп до 1000 тонн ОЯТ подойти. Т.е. сколько ОЯТ будет генерится, то почти столько будет и перерабатываться и соответственно подавляющую часть продукта переработанного ОЯТ будет составлять урановый регенерат.
Можно ориентироваться что к 2020 году ежегодно от переработки ОЯТ может выходить до 500-700 тонн регенерата.

Или же регенерат для использования в качестве основы топлива с низкокачественным высокофоновым плутонием и минорами для ЖСР можно рассматривать

Про планировавшийся для Костромской АЭС РБМКП-2400, с металлическим ураном, возможностью удвоения производства плутония, а также торий-плутонием.
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...303/8303611.pdf

РЕМИКС отделил сюда http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1117 - Модератор