а что с какрапаром? когда ожидаются PHWR-700 в работе?
и вроде они хотели модернизировать 200 до 500?

Из сотрудничества в области атомных отраслей наших стран были сообщения о нижеследующем:
- Куданкулам;
- АО "ТВЭЛ" отгружало топливные "таблетки" для индийских CANDU/PHWR;
- ГНЦ РФ ЦНИИТМАШ подписало какой-то документ по обучению и передаче технологий в области изготовления, если правильно помню, сосудов давления;
- "Силовые машины" внесли в свой план график (и начали работу по изготовлению ТГ Куданкулама №3,4).

Это из официального и по памяти. С Какрапаром №3,4 NPCIL даёт такую табличку. В прошлом или позапрощлом году, не все возводимые тяжеловодники планировалось ставить под гарантии МАГАТЭ.

P.S. Насколько Ваша тема подходит для раздела "Российский атом", при всём уважении, решать не мне.

спасибо.
да, с разделом я промазал. и спрашиваю не столько по сотрудничеству с нами.

Вестингауз надеется до конца года заключить с Индией "финальное соглашение" по шести блокам с AP-1000.

Но проблемы с индийским страхованием всё ещё до конца не решены (с точки зрения вестов).

Пуск Раджастана-7 задерживается на несколько месяцев.
"Проблемы с поставками оборудования".

Это первый индийский тяжеловодник-семисотник.

http://atominfo.ru/newsn/h0947.htm

В сборнике индийский доклад (2013 год) про MOX-PHWR.

Индийские AP-1000.

Вестингауз уже передал индийцам ТЭО на шесть блоков.

Следующие шаги таковы:

1) предварительное лицензирование и подготовка площадки;
2) контрактация оборудования с длительным циклом изготовления - как ожидается, в Японии и Южной Корее, хотя это ещё предмет переговоров;
3) заключение контракта сразу на шесть блоков.

Доля Вестингауза - предмет переговоров.
Индийцы по текущим раскладам хотят так - локализация 30-40% для первого блока и 60% для шестого.

Это несколько ниже звучавших летом в Париже 100%, но всё равно очень и очень много.

Exim банк Штатов намерен кредитовать только собственно американскую часть проекта и непосредственно связанную с ней индийскую часть, итого где-то до 30%.
Ожидается, что корейским заводам кредиты могут дать банки Ю.Кореи.

пока у Exim не появится board of directors, ничего сер'езного они кредитовать не будут

http://www.exim.gov/about/leadership/board-of-directors

Всё так. Но написанное выше - в предположении, что директоров станет хотя бы трое и что банк вообще не закроют нафиг.

Мы немного писали про это в сентябре http://atominfo.ru/newso/v0227.htm

Планы Индии - 63 ГВт к 2032 году.
Стоимость новых блоков в совокупности - более 150 млрд долларов.
Их правительство сказало, что деньги будут.

63 ГВт атомных? Если да, то в пересчете на 1200 это будет 63000/1200 ~ 53 блока. Берем время 2032-2017=15 лет,
53/15= это надо 3-4 блока вводить ежегодно! А потянут ли индусы (хотя , если 2- блока российских и 2 американских+ 1 индийский) то почему бы и нет?

Чуть меньше, что-то у них уже есть. Блоков у них много, но они в основном маленькие. Можно посчитать точно по PRIS, но если грубо, то 6 с копейками гигаватт у них есть сейчас.

Да, на что-то подобное у них и расчёт. Может быть, не конкретно такой расклад, но они явно имеют в виду, что будут пускаться и индийские тяжеловодники, и импортные легководники.
Французы, кстати, если всё-таки договорятся, то получат на АЭС "Джайтапур" шесть блоков. А так как EPR более мощный по сравнению с нашими и американскими проектами, то эта станция потянет на 9 с лишним гигаватт.

Скорее всего, как обычно, планы будут скорректированы в сторону понижения, это у индийцев обычное дело. Но заявка сделана как ориентир, к которому они будут стремиться.

Индусы, видя опыт китайцев по использованию угля для генерации электричества и все проблемы с этим связанные, очень сильно хотят много энергоблоков (тем более там ещё очень сильно непаханное поле для роста потребления электричества - там жуткий дефицит). Так что есть куда работать на многие годы.
ЗЫ. Как то про французов я упустил. Спасибо за упоминание.

Опять же, будет очень сильно ставиться вопрос по деньгам (финансирование, кто, сколько) и обязательно, локализация. Если Россия более/менее - но идёт рабочий процесс, то как пойдёт у американцев и французов - посмотрим.

Очередное напоминание о том, что Индия рвётся в экспортёры.
http://atominfo.ru/newso/v0649.htm

У нас на сайте периодически появляются скучные политические новости про Индию и ГЯП. Ну, Индия, ну, ГЯП, ну очередное нераспространение... Казалось бы, что в них интересного?

На самом деле, история с попытками Индии стать членом ГЯП имеет огромное значение.
Именно ГЯП сейчас запрещает Индии атомный экспорт.

В 2008 году ГЯП приняла заявление, разрешающее экспорт в Индию - то есть, Индия стала импортёртом.
И с тех пор, в Индию можно на общих основаниях продавать уран, заключать с ней соглашения о строительстве АЭС, и так далее.

А вот обратное пока практически невозможно. Но станет возможным, если Индию примут в ГЯП.

В статье "Строительство первого PHWR-700 вышло на финишную прямую" есть интересные цифры.

Т.е. 1260 МВт(эл) от двух тяжеловодников всего за 1.7 миллиардов долларов?
Почему так дешево?
Вроде же постоянно вещают, что тяжеловодники не конкурентны по экономике с легководниками.

Да, они не в первый раз так говорят.
Но у них всё дёшево.
http://atominfo.ru/newsj/q0745.htm

Одно из объяснений - индийские зарплаты. По крайней мере, на них очень часто ссылаются как на объяснение.

Был бы очень благодарен, если кто-нибудь ответит на вопросы:
А насколько вообще реальны перспективы Индии как экспортера с технической точки зрения? Насколько реализуема технология ториевого цикла в индийском случае? Я так понимаю, они планируют экспортировать маломощные тяжеловодники? С РБН-то у них проблема, судя по всему. Насколько технически целесообразно для индийцев импортировать легководные реакторы?

Сначала будут активно влезать в субподрячики, поставщики и проч.
Далее со временем будут стараться поднимать своё участие вплоть до экспорта своих проектов.



Она у них "почти готова" к началу строительства демонстрационного реактора все последние годы. Но что-то явно тормозит дело.



Разговоры такие идут, да.



Так тяжело без помощи старших товарищей-то. Но рано или поздно первый свой блок они пустят.



Импортные легководники должны по их задумке решить две задачи:
1) ускоренный рост атомного парка,
2) ускоренное накопление нужных объёмов плутония (в составе ОЯТ) для следующих стадий индийской атомной программы.

Спасибо! Пардон за вопрос - профан в теме, так что больно не бейте, пожалуйста:

А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Я краем уха слышал, что в CANDU вроде как кто-то пытался, и у него даже получалось. Если это правда, то в чем проблема?

И еще, ОЯТ Индия разве не возвращает? Я знаю, что они не хотели, но их вроде настойчиво переубедили же.

Куда угодно можно.
Проблема с ним другая - он сырьё, а не топливо.



Да нет, не переубеждали их. Смысла нет особого.

Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. У них же монацита на пляжах очень много.

В общем виде полученные результаты можно выразить следующим образом.
Тория в тяжеловодник много не загрузить, практически по нейтронике только 1/6 часть от массы урана в активной зоне.
По экономике и удобству станционного топливного цикла доля сжигаемого тория в тяжеловоднике на ходится на уровне между 1/8 и 1/12 от количества урана в активной зоне в зависимости от того слабообогащенный уран или уран природного обогащения в топливе. Практически оказывается, что для нынешних индийских тяжеловодников торий дает где-то около 6% экономии по урану. Если поднять обогащение топлива по урану-235 с 1.3% до 1.5-1.6%, то можно за счет бридинга тория и выгорания генерируемого урана-233 иметь экономию урана на уровне около 8.5-9.5%.
Торий как делящийся поглотитель нейтронов в специальных твс они применяли для выравнивания нейтронного потока и тепловыделения по всему объему для активной зоны PHWR. Также использование тория позволяло сгладить временные изменения реактивности в ходе топливной кампании и удлинить ее на несколько процентов.

Понятно, что индийская исследовательская программа по торию для тяжеловодников "двойного назначения", поскольку индусы уран-233 как приемлемый оружейный материал уже длительное время рассматривают. Они хорошо программу разработки советского ядерного/термоядерного оружия изучали и знают об успешном использовании урана-233 в реально протестированных образцах.

Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Остался еще вопрос: почему торий слабо делится с У-235, но довольно резво с 233? Скорость нейтронов в тепловом реакторе та же самая. Или причина в количестве испускаемых нейтронов?

Знаю это по полтора десятку виденных статей и докладов индусов.
Если дадите адрес электронной почты, часть материалов которые под рукой и не так долго искать в недрах компов могу выслать.

Дал бы адрес, но не могу писать в личные сообщения. Было бы очень замечательно, если модератор такую возможность предоставил.

Ответ модератора. - Сделал.

Тут дело не в этом. На самом деле, торий и есть источник для урана-233. Сам по себе торий не пригоден ни для едренбатона, ни как топливо. Но он довольно легко захватывает нейтроны, превращясь в уран-233, который уже и используется в качестве делящегося материала. Однако, чтобы эти процессы запустить, нужен уран-235, как основа.
А так-то уран-233 в природе не встречается, синтезируется искусственно.

У урана-233 при делении тепловыми нейтронами число вторичных нейтронов больше, чем у урана-235, поэтому в системе уран-233-торий-232 коэффициент воспроизводства может быть больше единицы. А, вот, когда первичным делящимся является уран-235, коэффициент воспроизводства больше единицы быть не может. Остальное как бы несущественно.

Разница есть, но очень небольшая.

Я посмотрел пару библиотек (они старые, но для общих рассуждений нормально).
У 235U при тепловых энергиях - округлённо 2,42-2,43.
У 233U - 2,5.

То есть, от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах.

А я где-то читал, что максимальный Кв в системе уран-233-торий-232 равен 1,05-1,06 на тепловых нейтронах... соответственно, с 235-м - максимум 0,98...
Если, конечно, у меня не ложная память
Причём, это ведь с практически чистым 235-м будет 0,98, а с реальным ураном оружейного обогащения даже меньше, ведь даже 10% 238-го будут поглощать свою долю нейтронов. Превращаясь, конечно, в плутоний, но общий Кв от этого, всё же, уменьшится.

Всё правильно, с торием можно, хотя и очень трудно, достичь КВ чуть больше 1 в тепловом реакторе.

Чтобы мне сейчас всякие отчёты не копать, дам ссылку из интернета. Искать в ней breeding gain и breeding ratio. И да, там как раз говорится про КВ=1,05 в уран-ториевом ЖСР.
http://www.currentscience.ac.in/Volumes/111/10/1607.pdf

В тепловой области, переходя от 235U к 233U, мы выигрываем немного в числе нейтронов, родившихся на акт деления в топливе.
Но ещё интереснее получается, если сравнивать числа нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе. Здесь 233U выглядит приличнее остальных, что и создаёт возможности для теплового бридинга.

эта = ню * сигма-f / сигма-a,
где:
эта = число нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе,
ню = число нейтронов, родившихся на акт деления в топливе.

У нас есть статья по материалам Какодкара.
Из неё график, иллюстрирующий сказанное:

Рассматривая для определённости древние цифры БНАБ-1964, качественно правильные, число нейтронов на деление тепловыми будет: (2,42 U235), (2,49 U233), (2,87 Pu239).
Число нейтронов на одно поглощение: (2,06 U235), (2,26 U233), (2,07 Pu239).

Сравнивать нужно для конкретной конструкции реактора произведение этих цифр на умножение нейтронов в сырьевом нуклиде. Бесконечная среда металлического урана-238 даёт размножение 1,17. Для тория цифра не известна с аналогичной точностью, оценочно составляет 1,04(+-0,02).

Если сравниваем торий-уран233 в гомогенном реакторе и графитовый на природном уране, произведение (eta*epsilon)-1 будет 1,26 и 1,12 соответственно. Для плутония 1,13 однако в практически реализованных конструкциях КВ тяжеловодных реакторов не превышал 0,93.

Значение имеет не стартовый КВ реактора, а усреднённый по всему топливному циклу. И в случае тория минусовых слагаемых больше чем для урана. Протактиний-233 имеет большой период полураспада и хорошо поглощает нейтроны, как тепловые так и резонансные.

Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами.

приведу еще один график эта, более красивый, под нумером #55

http://www.nuceng.ca/igna/FAQ/faq51-60.htm



где-то так, 1,13-0.93 = 0.2. Что для торий-уран233 в гомогенном реакторе означает достижение КВ 1.06.



был некий знаменитый тест на Шиппингпорте, с КВ равным 1.013 (1.03 по другим данным)

Протактиний, конечно, нужно выводить, нет вопросов. И есть масса ЖСР проектов с выводом протактиния. С одной стороны, они все бумажные. С другой стороны, довольно много независимых команд (из штатов, франции, канады), оптимизируя ЖСР как энергетический+бридер, рапортуют о КВ 1.05-1.06.

Наибольший КВ подобного реактора я видел в одной франзуской статье (может, смогу и найти), где они написали КВ между 1.08 и 1.09

такие дела...

Точно! Красота!
Пусть у нас будет для наглядности.



P.S. Наглядно видно, кстати - если добыть нейтроны >10 МэВ, то можно и недавно обсуждавшийся реактор с КВ>3 изобретать

Ну, это уже скалывание и электрояд.

Ну, скорее, токамак на D-T и урановый/ториевый бланкет. Правда, часть вторичных нейтронов уйдёт на замыкание токамачного цикла по тритию... Туда выгодно направлять, как раз, вторичные нейтроны. Правда, опять придётся по литию-6 обогащать, но это, сравнительно с обогащением урана, простой процесс. Главное, к.п.д. размножения высокий - каждые 14 МэВ из реакции D+T дают дополнительно 200-400 МэВ из реакции деления потом

Этот общий вывод и не только для тория работает.

Пока еще практические конструкции безбланкетных быстрых реакторов (по требованиям распространения) на замкнутом топливном цикле уран238-плутоний(реакторный плутоний ОЯТ в БН) тоже требуют внешней подпитки делящимися материалами. И это несмотря на то что имелись/имеются работавшие аппараты с величиной КВа чуть более 1.

тут некая смесь понятий - есть тяжеловодники и есть тяжеловодники

то, где индусы планируют использовать LEU/Th топливо - AHWR - это, вообще говоря, РБМК, но с тяжеловодным каландром вместо графита. Довольно заметно отличается от их КАНДЮ энергетических тяжеловодников

Эксперимент на Шиппингпорте - в отдельной теме. - Модератор
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1201

Расчет стоимости проектов:
Джайтапур ~9 млрд долларов за блок
С американцами всё сложнее от 3 млн в Митхивирди и от 4,5 млн долл в Ковваде за МВт. В принципе, если уложатся в минимум в Митхивирди, то всё не так плохо, но такое развитие событий маловероятно. И, к сожалению, не понял, расчет за тысячники или новые версии AP1000, у которых мощность около 1200 МВт. Получается, что в экономике конкурентов у России с Куданкуламом нет? Выбор мотивирован политическими соображениями.

нет, не политическими

Россия не способна в одиночку построить и ввести те об'емы, которые хотят/планируют индийские власти

Сомнительный тезис

AREVA+EDF строят 2 блока с 2003 и 2005 года соответственно. Построено 0. Два блока на Тайшане строит всё-таки КНР.
Westinghouse в той или иной степени имеет отношение к 8 блокам. Пустили 0. В лучшем случае, первый пуск будет в этом году в КНР - Санмень-1, строительство которого началось 8 лет тому назад.

За последние годы самый короткий срок строительства был у третьего блока Ростовской АЭС - 64 месяца (по памяти, данные из сборника МАГАТЭ). Если быть точным, то указано время от начала строительства до энергопуска.

АО "Атомстройэкпорт" имеет опыт формирования комплексного предложения для Индии. ОКБ "ГИДРОПРЕСС" разработало В-412, АО "Атомэнергопроект" - проект площадки, НИЦ КИ - Научный руоводитель. Пример отзыва из Индии (сообщение №169):


В итоге, предлагаю Вам отказатся от лозунгов, а сосредочится на технике. Не стоит убивать себя - Вы весьма знающий специалист, и практически всегда оказываетесь правы. Читать Вас интересно.

Индия запланировала постройку 10ти PWHR-700

Похоже, в сомнениях после Тошибы/Вестов решила форсировать домашние реакторы

http://www.ndtv.com/india-news/india-to-bu...00-jobs-1694761

Не только это.

В теме про Куданкулам ссылка.
Индия недовольна тем, что её не включают в ГЯП, и слегка нажимает на экспортёров.

Борьба за индийский рынок только начинается?!
Парламент Японии ратифицировал соглашение о сотрудничестве с Индией в сфере мирного атома

Я вынесу сейчас FBTR в отдельную тему. - Модератор
Вынес http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1242

Источник тут
Индия предложила России построить еще одну АЭС
[/quote]

Угу, и даже тема про неё есть на форуме
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1173

Не успел найти ту тему, поэтому дал тут.
Самое главное, чтобы контракт подписали. Но, насколько я понял, сейчас пошел некоторый спрос на новые мощности у развивающихся стран и сроки начали поджимать - как у китайцев, так и у индусов - поэтому пошли новые заказы.