Одним из совместных проектов РФ и Японии является переработка регенерированного урана. Судя по всему, на мощностях АЭХК, а если точнее, то, юридически, в рамках МЦОУ. Однако "Росатом" эту тему всеми силами старается в публичном пространстве не развивать. Видимо, проблема в экологическом аспекте. К тому же у темы регенерата есть не оч.приятный для ГК восточно-европейский "шлейф" ("Козлодуй" etc).

Я почитала то, что есть на форуме. Погуглила. Однако внятной картинки все равно не складывается. Буду признательна информированным участникам форума за разъяснения, хотя бы вкратце, но, что называется, на пальцах - в чем суть и чувствительность темы переработки регенерата? Российские предприятия ведь не первый год, и даже не первое десятилетие этой деятельностью, как я поняла, занимаются.

В целях повышения надежности и качества топлива Корпорация «ТВЭЛ» особое внимание уделяет вопросам модернизации производства и внедрению новых технологий. Сильной стороной ТВЭЛа является возможность производства топлива из регенерированного урана, на котором работают все российские реакторы РБМК. «ТВЭЛ» готов изготавливать такое топливо и для реакторов ВВЭР. В сотрудничестве с компанией AREVA высочайшего качества топливо из регенерированного урана поставляется в Западную Европу на реакторы PWR и BWR – из более чем 1700 поставленных ТВС не зафиксировано ни одного отказа.

Дирекция по связям с общественностью корпорации «ТВЭЛ»

гм.... lz2gj, вы работаете в пресс-службе ТВЭЛа?

у человека слева написано откуда он
Из: Козлодуй Болгария

Что значит перерабатывать регенерат? Это обычный уран. Он остался неиспользованным после реактора. Его вынимают из ОЯТ и шлют обратно на завод. В нем много 235-ого. Точное содержание зависит от выгорания топлива. Хозяева сайта должны знать лучше, а я помню про 1%. Больше чем в природном. Еще этот уран слегка испорчен паразитным поглотителем 236-ым и сильным излучателем 232-ым.

Привозите регенерат на завод, подсыпайте в свежий уран и получайте новое топливо. Ничего страшного в этом не вижу. Росатом может не развивать тему, чтобы не подумали про ввоз отходов.

Вот так просто? Вынимают из ОЯТ, шлют на завод, подсыпают свежего урану и обратно! Класс!

Интересно, а в РФ из Японии будут ОЯТ привозить, или уже "вынутый" 235-й или что? И, надо полагать, куча отходов должно образовываться в ходе этого процесса. Что, судя по всему, и вызывает озабоченность экологов.

Японцы должны бы все делать у себя.

ну может речь о том, что мы им свое регенерированное топливо будем посылать?
для ВВЭР, а уж тем более для РБМК, мы топливо из регенерата делали и делаем, можем его и японцам продать.
Вопрос, будет ли это наш регенерат или они пришлют свой, и вправду тонкий и непубличный. В принципе, когда у них заработает завод в Рокасе, они смогут получать свой регенерат. Но и у нас этого добра навалом, не зря же ТВЭЛ его предлагает желающим.
Есть подозрение, что пока никто точно про это ничего не скажет - тема и правда чувствительная, да и неопределенностей многовато.

Я простой любитель /layman/. Ядерное топливо далеко от мойх професиональных заниманий.
Но я с интересом прочитал :
http://www.vargin.mephi.ru/books_hud_4.html
И.А.Андрюшин, Ю.А.Юдин. Риски Распространения и Проблема Энергетического Плутония. 2007 год. 120 стр. PDF. 1.27 Мб.
В этой книге рассмотрены вопросы, связанные с наработкой "гражданского" плутония, которая сопровождает работу ядерных энергетических реакторов, используемых для производства электроэнергии. В книге проведен анализ характеристик "гражданского" плутония, влияющих на угрозы ядерного распространения.

Прочитайте как минимума :
18. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РЕЦИКЛИРОВАННОГО УРАНА • 18.1. Рециклированный уран в ядерном топливе легководных реакторов
• 18.2. Рециклированный уран в ядерном топливе тяжеловодных реакторов

С уважением: Красимир Христов

А как там образуется U-232? Ведь это же продукт ториевого цикла

На понижение атомного числа работают n->2n и n->3n ревкции, т.е. малая часть урана-5 попадает в эти реакции без деления и "деградирует" до урана-2.

Какой период работы реактора со "свежим" топливом ?
Спасибо.

Очень сильно зависит от типа реактора.

ВВЭР останавливаются на частичную перегрузку (меняется часть активной зоны) раз в год.

Ясно.
Пологаю в центре АЗ реактора топливо в ТВЭЛах "выгорает" быстрее ?

Не совсем так. Активную зону профилируют, устанавливая кассеты с топливом разного обогащения, чтобы неравномерность энерговыделения по радиусу была не слишком высока. Исключение делается для части кассет вблизи выгородки реактора, там э/в поменьше, чтобы уменьшить флюенс на швы реактора.

Спасибо за ответы.

А вот ещё один дилетантский вопрос: в Фукусимском BWR-ре регулирующие стержни-поглотители на основе чего ?

Борированная сталь, если мне склероз не изменяет.

Мужики, а сколько раз этот "регенерат" можно регенерировать прежде чем он станет непригодным для ядерного топлива по причине накопления паразитных примесей?
Как то читал статью по перспективам развития южнокорейской ядерной энергетики и там корейцы заостряли внимание, что для легководников нет смысла заниматься регенерацией уранового топлива, а нужно из этого ОЯТ делать топливо для энергетических тяжеловодников. Соответственно парк реакторов в будущей энергетике Южной Кореи - легководники с обогащением топлива 4.0-4.5% и соответствующее рассчитанное количество Advanced CANDU южнокорейского дизайна (обогащение 1.2-1.3% по U-235). И ни каких регенератов.
Такая логика потому, что у них обогатительных мощностей нет?
У меня вначале впечатление сложилось, что им просто американцы переработку ОЯТ (с выделением плутония и нептуния) банят. Однако из ОЯТ легководника без переработки нельзя же просто так топливо для тяжеловодника сделать? Или можно? Получается, что в том или ином виде урановый регенерат у южнокорейцев будет фигурировать (возможно нечистый с плутонием и нептунием).
Или тут какая то хитрая азиатская логика?

До полного расхода.
Там устанавливается равновесная концентрация изотопов.
И потом у легководников тесная решетка, доля делений на ьыстрых нейтронах с МОХ достигает 15%.
1,2-1,3% по U-235 - это типичный регенерат ВВЭР без плутона.
А вообще на легководниках надо переходить на цикл Th-U.

Это что за зверь? Почему не знаю?



Проект DUPIC

Так это только идея. Реализуемая пока на уровне НИР.
http://www.atominfo.ru/news/air948.htm

"DUPIC позволит превратить эти отходы в пригодное для использования ядерное топливо....Не менее важно и то, что после выгрузки из CANDU "дважды отработавшее" топливо будет содержать меньше радиоактивных материалов, чем легководное ОЯТ, а значит, будет сокращено общее количество радиоактивных отходов, подлежащих долгосрочному захоронению."

Это почему же после прохождения цикла PWR и CANDU в "дважды отработавшем" топливе будет меньше радиоактивных отходов?
Регенерация ведь не подразумевается. Куда же денутся продукты деления двух циклов и наработанные трансураниды?
IMXO проект DUPIC в декларированном варианте скорее желаемое, чем возможное действительное.

Статью не смог у себя найти. Она была 2008-2009 года. Помню только что под "Advanced CANDU" там понималась какая-то модификация CANDU6 с форсированной мощностью с 700 до 860 МВт с улучшенными конструкционными материалами. Не атомщик, поэтому особенности дизайна не заинтересовали.
Но насколько я понимаю, на сегодняшний день успехи южнокорейцев в НИР по пирорепроцессингу и поблажки США в отношении к возможностям переработки ОЯТ на территории Южной Кореи похерили идеи развития "Advanced CANDU". Недавно (в конце 2010) заявлялось, что больше своих 4-х тяжеловодников южнокорейцы строить не будут и задумываются о переводе части старых и профилировании своих новых легководников (APR1400) на плутониевый МОХ. Не зря же они акцентируют, что APR1400 оптимизирован под выгорание 55 ГВт*день/т и выше.

С регенератом интересная вещь получается. Судя по ряду данных по этой теме, после первого цикла в легководнике с выгоранием 40-50 МВт*день/т содержание в регенерате 236U будет 0.5-0.65%, а после второго цикла в легководнике с использованием дообогащенного уранового регенерата содержание в 236U бирегенерате будет уже 1.9-2.3%. При использовании дообогащенного бирегенерата из него в легководнике даже на малых выгораниях ниже 10МВт*день/т уже нельзя получить плутоний "топливного качества" пригодный для создания ЯО.
С этой проблемой и американцы столкнулись при наработке оружейного плутония в Ханфорде и Саванна-Ривер в 60-х. Из регенерата в легководных графитовых канальниках и тяжеловодниках можно еще было получить продукт пригодный для создания ЯО, а из бирегенерата уже ничего хорошего не получается, поскольку мешающий 236U приводил к образованию заметного количества плутония-238, который осложняет работу персонала с материалом из-за излучения и заметно увеличивает негативные эффекты преддетонации.
Т.е. бирегенерат хорошая штука в деле нераспространения ядерных материалов. Только согласно японским расчетам, киловатт энергии при использовании бирегенерата будет обходиться на 20-40% дороже (в зависимости от цен на урановое сырье).

Китайцы уже полностью грузят зону регенератом, оп-пром эксплуатация закончилась весной.

Россия кстати, напрямую учавствует в проекте...

На каком реакторе если не тайна?
В смысле грузят зону необогащенным регенератом легководников, как в варианте DUPIC?