Благодарю АтомИнфо.ру и В.Берковича за интервью http://atominfo.ru/news9/i0464.htm . Тему считаю весьма злободневной и сам давно точил на неё зубы, но не знал как начать.

Сначала о терминах. ВВЭР с регулируемым спектром нейтронов (посредством вытеснителей) буду называть Супер-ВВЭР (СВВЭР), понимая, что это только один из возможных его вариантов. Но не буду иметь в виду ВВЭР-СКД, как вариант СВВЭР. Тем более, что у ВВЭР-СКД своих вариантов хватает. Всё это почти устоявшиеся термины разработчиков и их и буду придерживаться.

О самом интервью. Упор в ней, как видно, Вадим Яковлевич делает на ВВЭР-СКД, как на более ценном для атомной энергетики реакторе, чем СВВЭР. Что очень даже понятно, - КПД в 40% с лишним, даже КПД-брутто, не шуточное дело. Но создаётся из интервью впечатление, что ОКБ ГП, при определённых условиях (например, при твёрдом заказе на разработку ВВЭР-СКД), готов махнуть рукой на СВВЭР. Как на паллиатив по отношению к ВВЭР-СКД. Что было бы весьма печально.

Потому что ВВЭР-СКД это почти журавль в небе, а СВВЭР, - почти синица в руках, но это синица, которая со временем способна стать близкой в своих размерах к журавлю. В частности и потому, что ториевый СВВЭР мог бы стать средством создания турецкого атомпрома, по сути как дочернего АО по отношению к Росатому. Ещё лучшим таким средством был бы, конечно, ВВЭР-СКД, но когда он будет. А та же Турция ждать не будет, а воспользуется первой же иной возможностью использования своих запасов тория.

В общем, если Росатом на самом деле задался целью мировой экспансии и в области наукоёмких технологий (как второй этап этой экспансии), то можно и нужно быстро создавать Супер-ВВЭР, в том числе и ториевый. И к разработке последнего можно и нужно привлекать и турецкую сторону. А ВВЭР-СКД будет чем-то вроде венца ВВЭРов. И к нему, конечно, тоже надо стремиться.

В Супер-ВВЭР меня очень беспокоит пустотный эффект.

Если брать просто реакторы с тесными решётками (сблизить твэлы друг к другу), то КВ у них резко растёт и КВ=0,7-0,8 становятся легко достижимыми. Но при этом ПЭР стремится к нулю и даже становится положительным.

Спектральное регулирование якобы позволяет данную проблему обойти. С интересом бы послушал как. Но дело в том, что это вопрос к Курчатнику или, в крайнем случае, к ФЭИ, но не к Гидропрессу. Вопрос такой Берковичу мы всё-таки задали, но ответа на него закономерно не получили. Это действительно не их область.

Насчёт перспектив - особенно не беспокойтесь У направления Супер-ВВЭР есть влиятельные сторонники, в том числе, нередко поминаемый на форуме господин А-в.

Ещё раз просмотрел статью “Близость к сценарию” сотрудников НИЦ КИ Ю.Семченова, А.Павловичева и А.Чибиняева в октябрьском номере журнала “Росэнергоатом” http://rosenergoatom.info/index.php?option...11&month=06 и должен вернуться к теме даже не терминов, а сокращений. Они Супер-ВВЭР сокращённо называют ВВЭР-С. Так же буду именовать его впредь и я.

По поводу безопасности ВВЭР-С можно и нужно, конечно, попытать и вышеуказанных сотрудников НИЦ КИ. Но в статье своей никаких сомнений в осуществимости этого реактора они не выказывают. Значит, непреодолимых препятствий этому не видят.

Более того, по-моему, и они, и В.Беркович молча намекают, что дело это сегодня упирается в его финансирование. И в обоснование необходимости такого реактора посильную свою лепту попробую внести и я. Но всего лишь в виде впечатления о готовности турецких властей к следующему серьёзному шагу в атомном сотрудничестве с Россией.

Ссылка на статью тут.

Kuzeyli,

про ПЭР я вспомнил неспроста. Я считал такие системы на дипломе. Более того (о, дивные советские времена!), мне для диплома специально собирали три загрузки на одном из критстендов в ФЭИ. Сейчас в это трудно поверить - сторонний студент заикнулся, что хотел бы иметь собственные экспериментальные данные в дополнение к взятым из американской литературы, и ему тут же собрали целых три зоны!

Физика проблемы с ПЭР такова. Чуть выше тепловых энергий нейтронов сидит (при 6,67 эВ, если помню правильно) дичайший по площади захватный резонанс в сечениях U-238. В традиционном ВВЭР нейтроны обходят этот резонанс в воде и замедляются ниже его по энергии. Но уберите из ВВЭР немного воды, т.е. сделайте спектр чуть жёстче - и резонанс начнёт работать в полную силу. Реактивность системы резко упадёт из-за роста захватов на U-238. Но по этой же причине начнёт резко расти КВ. Если найду старые файлы, то проиллюстрирую это цифрами и графиками.

Т.е., ставя твэлы в ВВЭР теснее друг к другу (или вытесняя воду!), мы действительно можем существенно поднять КВ и превратить ВВЭР в почти-бридер. Но у такого реактора с тесными решётками пустотный эффект реактивности может быть положительным, т.к. теперь при потере воды спектр будет уходить с упомянутого гигантского резонанса в сечении захвата U-238. Это примерно напоминает возникновение положительного ПЭР для состояния ВВЭР с большой концентрацией борной кислоты.

Обойти данное явление в лоб нельзя, т.к. мы имеем дело с физическими константами. Запретить ядрам урана-238 иметь резонанс при 6,67 эВ мы не можем. Более того, этот резонанс нам нужен для повышения КВ. Проблема положительного ПЭР зарубила работы по реакторам с тесной решёткой, ведшиеся в 80-ые годы в Союзе, США, Франции и Японии. После Чернобыля такие реакторы строить никто не дал бы.

В своё время Курчатник предлагал другое решение - уйти вообще от теплового спектра для будущих ВВЭР и проектировать их как пароводяные бридеры, реакторы с быстрорезонансным спектром. По факту, курчатовцы хотели превратить ВВЭР в кипящий реактор, что многим тогда не понравилось.

В статье, на которую Вы ссылаетесь, про ПЭР не говорится ровным счётом ничего. Но есть некоторые косвенные данные. Например, там указывается:



Т.е., уран-водное отношение (мне более привычен такой термин) меняется от 1 до 0,5. Последнее - это фактически традиционный ВВЭР. А при уран-водном отношении, равном единице, пустотный эффект ещё остаётся отрицательным! Это я помню из расчётов. В плюс по ПЭР мы вылетим где-то при уран-водном отношении, равном двойке.

Таким образом, в описанном в статье варианте ПЭР существенно уменьшится по модулю, но всё ещё останется отрицательным. За пределы безопасного проектирования реакторов мы не выйдем, хотя динамика переходных процессов станет более неприятной, чем для традиционных ВВЭР.

Но! При уран-водном отношении, равном единице, мы не сможем рассчитывать на требуемые КВ. По памяти, при таком отношении КВ составит где-то от 0,6 до 0,7. До поставленных целей 0,8-0,85 (статья) или 0,8-0,9 (Беркович) мы не дотягиваем! Более того, нужные нам КВ появлялись при таких значениях отношений, когда ПЭР становился положительным.

Каким образом Курчатник предлагает справляться с этим противоречием, я пока разобраться не могу. Конкретных цифр в статье, к сожалению, не приводится.

Добавлю для понимания. Не критикую и не разоблачаю Напротив, мне жутко интересно, каким образом и за счёт чего Курчатник смог добиться требуемого результата.

Ну, так Вам, вроде, и карты в руки. И не забудьте спросить про возможности ториевого ВВЭР-С. Про свой реактор говорить не буду. А продолжу начатую свою песню.

Итак, о готовности Турции. Во-первых, власти Турции непреклонны в своей решимости создания в их стране атомной энергетики, невзирая на отрицательное отношение к этому большинства населения. Причём не сопротивляются этому (молча) и верхи оппозиционных парламентских партий. Всему этому есть вполне очевидные причины, но здесь на них останавливаться не буду.

Во-вторых, такой же консенсус в элитах Турции существует уже и в отношении дальнейшего расширения-углубления связей с Россией. Так, неделю назад Турция дала разрешение на проход Ю.Потока через свою экономическую зону в Чёрном Море, чем сняла с рук России последние путы в торговле газом с Европой. И это событие обошлось у них безо всяких криков о продаже Турцией своих западных союзников. И это не случайно, потому что за неделю-две до этого к премьеру Эрдогану нанесли визиты примирения предыдущий, Байкал, и нынешний, Кылычдароглу, главы второй по весу парламентской партии – НРП. А третьей и четвёртой парламентским партиям пока и не до отношений Турции с Россией. И вот самый суровый по этому поводу комментарий обозревателя Миллиет Кохена свёлся к тому, что в сотрудничестве с Россией им надо не забывать о зависимости Турции от неё (России).

В общем, против расширения-углубления российско-турецкого атомного сотрудничества опять будут выступать профессиональные противники АЭС и отдельные депутаты оппозиционных партий. А все необходимые решения правящая ПСР будет проводить через парламент (с молчаливого согласия большинства оппозиционных депутатов) и претворять затем в жизнь невзирая на это сопротивление. Но только при условии, что связи эти не будут угрожать энергетической безопасности их страны. А ещё лучше, если они эту их безопасность будут укреплять.

Вот России и надо ко взаимной с Турцией выгоде вовлечь в производство электроэнергии в Турции их запасы тория. С предельным их участием в этом деле. Проще всего это сделать вроде посредством ториевого ВВЭР-С. А договороспособность турецких властей, по-моему, позволит найти все необходимые для этого взаимоприемлемые решения. Такое вот у меня впечатление.

Перспективный ториевый ВВЭР-С не только бы туркам был бы интересен, но и индусам, и южноамериканцам типа Венесуэлы, Аргентины или Бразилии с учетом их запасов тория. Вопрос только стоит поставить так "А нужен ли ториевый ВВЭР менеджерам Росатома?". Сдается мне, что ответ будет отрицательным. Не зря же было сказано турком "Атомная банда"...

Прежнего директора ФЭИ многие ругали. И на известном питерском сайте на него лили грязь бочками. А ведь он говорил правильные вещи - рассуждать надо не об одном типе реакторов, а о всей системе в целом.

Давайте посмотрим, какая логика стоит за нынешним интересом к ВВЭР-С/СКД.

Чтобы решить вопрос с ресурсным обеспечением атомной энергетики, нам необходимо иметь систему со средним КВ=1+a+b.

Коэффициент "a" учитывает технологические потери при переработке. Коэффициент "b" учитывает наработку топлива для развития системы, т.е. строительства новых блоков. Если развития нет, то b=0.

Оба коэффициента не будут в реальности слишком велики. Технологию переработки можно совершенствовать, слишком активное развитие нам не грозит. Поэтому КВ системы должно быть порядка, допустим, 1,05-1,1.

Если в состав системы входят только быстрые реакторы, то всё очевидно. Мы ставим им требования по КВ=1,05-1,1 и спокойно их выполняем, т.к. такие реакторы мы умеем делать. Подобные показатели были реализованы на БН-600, а на БН-350 КВ был даже выше.

Но мы не хотим по очень многим причинам ограничиваться только быстрыми реакторами. Во-первых, экспорт. Продавать за рубеж быстрые реакторы мы очень долго не сможем. Во-вторых, по легководным технологиям накоплен самый большой практический опыт, и отказываться от него нецелесообразно. Есть и социальные аспекты - на ВВЭРы завязано много людей, грамотных квалифицированных специалистов, и лишать их работы неправильно.

Значит, будущая атомная энергетика России (включая те блоки, что мы строим за рубежом и снабжаем топливом!) должна быть, как минимум, двухкомпонентной. Допустим, условные БР и модернизированные ВВЭР.

Возьмём простейший случай. Пусть в такой двухкомпонентной системе присутствует поровну БР и ВВЭР. У ВВЭР значение КВ примем 0,4. Тогда для удовлетворения требования по КВ системы значение КВ для БР должно быть 1,6+2*(a+b ).

В принципе, физика не запрещает появление таких быстрых реакторов. Но проектанты и, тем более, технологи решить задачу по созданию такого энергетического реактора не смогут.

В цифрах. Примем, что КВmax = "ню"-1, где "ню" есть число нейтронов, рождающихся в акте деления. Это оценка сверху, так как она не учитывает паразитный захват нейтронов в делящихся ядрах. Отсюда следует, что "ню" должно быть больше или равно 2,6+2*(a+b ).

Обратимся к библиотеке сечений БНАБ-78. Увидим, что для U-235 значение "ню" превысит 2,6 для энергий 1,4-2,5 МэВ. Что это означает? Это означает, что требуемые КВ мы сможем получить для реакторов со спектром нейтронов, примерно равным спектром деления. То есть, в таком реакторе вообще не может быть ни теплоносителя, ни конструкционных материалов! Реально ли его создать? Думаю, вопрос риторический.

Таким образом, выход один. В двухкомпонентной системе на место ВВЭР должны прийти модернизированные реакторы ВВЭР с более высоким КВ. Исходя из реальных проектов БР, для модернизированных ВВЭР значения КВ должны быть в худшем случае 0,8, а ещё лучше - 0,9. Вот поэтому и появляются концепции ВВЭР-С/СКД.

Всё вышесказанное относится к уран-плутониевому циклу. То есть, это MOX-топливо для БР и модернизированных ВВЭР. В крайнем случае, нитридное топливо, но также уран-плутониевое.

Теперь вопрос. Каким образом в эту систему вписать торий?

Начинать, но не вписывать, а рассмотрение возможности такого вписания, можно и нужно с физических свойств Th-232 и U-233. По-моему. Но у меня специальность 0310, да и когда это было. Поэтому прошу не судить меня слишком строго. А возможная моя категоричность по поводу ВВЭР-С обусловлена упоминанием о таком его варианте вышеуказанными сотрудниками КИ и физическими свойствами Th-232 и U-233.

И вот на Рисунке 1 в http://www.atominfo.ru/news/air5421.htm приведены спектры поглощения (нейтронов) Th-232 и U-238. Из которого очевидно, что предпоследний резонансный пик U-238 практически совпадает с последним таким пиком Th-232 (о вредности последнего пика U-238 Вы писали выше). И всё это в надтепловой области энергии нейтронов. А в тепловой области их энергии (0,025 эВ) опять же у Th-232 сечение захвата почти в три раза больше, чем у U-238 (и даже после этого у кого-то язык поворачивается говорить, что бога нет). Но там же ниже в тексте указано, что в области тепловой энергии нейтронов сечение захвата у U-233 в два с лишним раза меньше, чем у U-235 (может его и в самом деле нет?).

Вот из этих вот соображений и исходу я, когда прошу попытать курчатовцев о возможностях создания ториевого ВВЭР-С (а заодно и развеять мои сомнения на счёт существования бога).

Об искушении, перед которым стоит один из членов этой банды, немного позже напишу в теме “Турецкий атом”.

Из того что есть в нашей стране, под использование тория наверное наиболее лучше подходит канальник РБМК. Но его никто производить в дальнейшем не собирается. Хотя за рубежом периодически рассматриваются перспективные варианты корпусных кипящих канальников-суббридеров с плотной решеткой.
Все знают, что преимущество тория как фертильного материала по сравнению с ураном-238 хорошо заметно лишь в низкоэнергетической части теплового спектра. И индусы и канадцы писали, что на ихних PHWR и CANDU при использовании матрицы ThO2 и средних выгораниях 10-12 ГГВт*сут/т количественная наработка урана-233 почти в 2.5-3 раза превышала наработку (Pu-239)+(Pu-241). Более продвинутый индийский вариант подразумевал МОХ с 6-7% PuO2.
Судя по индийским сообщениям BWR на Тарапуре позволял получать урана-233 на 12-15% больше, чем (Pu-239)+(Pu-241).
Но у нас нет и не будет ни тяжеловодников, ни таких древних версий BWR.
Из того что уже было пройдено по использованию тория в PWR на Индиана-Пойнт и Шипингпорте, так это необходимость использования ВОУ порядка 90-93% по урану-235. Явно не экономичный вариант. Хотя можно подобраться к КВ близким к 0.85-0.9 и длительность топливной компании до 4.5-5.5 лет.
Из того что в литературе есть по перепрофилированию PWRов, близким по характеристикам к нашим ВВЭРам, так это частичный переход на плутоний-ториевый МОХ приблизительного содержания (5-8% по PuO2, желательно выше 90% по Pu-239). Средние выгорания топлива по сравнению с урановым топливом не увеличатся, оставаясь на уровне 40-45 ГГВт*сут/т, но в конце компании наработанный уран-233 сможет давать до четверти-трети энерговыработки от плутония. Правда утилизация плутония снижается. Получается, что такой МОХ надо перерабатывать, чтобы остаточный уран-233 вытащить и плутоний, который только для быстровиков станет пригодным. Но проблем с преработкой МОХ ОЯТ светит много. Не зря многие считают плутониевый высоких выгораний МОХ вообще одноразовым.
Индусы как видится пришли к пониманию, что для наработки урана-233 из тория должны быть специальные аппараты, в которых характеристики наработки урана-233 оптимизированы в ущерб энерговыработке.
Одним словом, со стороны кажется, что сделать ВВЭР на гибридной уран-плутоний-ториевой зоне, для которого экономические характеристики и энерговыработка была бы лучше имеющегося варианта ВВЭР-1200 сложно, и малореально. Также имеются проблемы с боязнью МОХа и перспективами его переработки.
Такого рода ВВЭР-Т будет довольно проблемен в эксплуатации по сравнению с обычным ВВЭР-1200. Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория. Но насколько это интересно менеджерам-руководителям Росатома??

Но зато потребителей-владельцев запасов тория можно заинтересовать путем снижения цен на топливо за счет использования их топливного материала-тория ©

боюсь, что топливная составляющая в себестоимости "атомной" элеткроэнергии изначально черезчур мала, чтобы играть существенную роль на фоне проблем, которые сулит уран-плутоний-ториевый цикл...

А это что за зверь - корпусный канальник ?

Может криво или не совсем понятно выразился, но в паре японских статей было описание проектов перспективных корпусных кипящих реакторов с преимущественно тепловым нейтронным спектром с графитовыми каналами для работы на топливах относительно низких обогащений с целью достижения высоких КВ. Вот эти штуки и назвал корпусными канальниками. Х.з. как их правильно назвать...

Кажется мне, что зачастую при заключении атомных контрактов дело не совсем в количестве денег, которые поставщик хочет, а в отношении между странами. Работа то ведь с людьми ведется при заключении договоров. Тут для турков могли бы политические аспекты и собственная значимость сыграть. Дескать, "...русские специально для нас реактор для использования нашего турецкого тория сделали...". Экономический аспект здесь может быть не превалирующим, политический может быть более важен.

Пример оптимизации а.з. для Westinghouse PWR для 100% PuO2-ThO2 для эквивалентной замены 4.2% по U-235 UO2 с достижением 50 GWd/t в 490 дневной топливной кампании при КИУМ=0,9 дает необходимое содержание топливного плутония в (2,5% Pu-238, 54.1 %Pu-239, 23.9% Pu-240, 12.7% Pu-241, и 6.9% Pu-242) в PuO2-ThO2 равное 8,6% [E. Fridman, S. Kliem. Pu recycling in a full Th-MOX PWR core. Part I: Steady state analysis. // Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 193–202].
Пишут, что по данным выполненного моделирования, регулирование параметров зоны бором, стержнями B4C, вытеснителями и выгорающими поглотителями для PuO2-UO2 не особо сильно будет отличаться от PuO2-UO2. Также получается, что выжигание трансуранидов на торивом МОКСе происходит в 1,5 раза быстрее, чем на плутониевом МОКСе. Скорость потребление плутония при использовании ториевого МОКСа почти в 1,94 раза будет выше, чем при использовании плутониевого МОКСа.
Т.е. за счет неоптимального для бридинга Th-232 нейтронного спектра делящегося плутония и реакторных характеристик при работе на PuO2-ThO2 расход плутония выше в 1,94 раза (плутоний добавочно не нарабатывается в PuO2-ThO2) по сравнению с чисто PuO2-UO2 при той же энерговыроботке. Правда 60% от излишне потраченного плутония возмещается наработанным U-233.
Итого:
1. Количество наработанного за компанию U-233 из PuO2-ThO2 составляет 130% от наработанного плутония по сравнению с обычным уран-оксидным топливом в идентичных условиях.
2. По сравнению с PuO2-UO2 (7,85% Pu) расход делящегося материала на одинаковую энерговыработку для PuO2-ThO2 выше в 1,5 раза. Но при использовании PuO2-ThO2 на выходе ОЯТ с относительно легко выделяемым U-233 и Pa-233, а в случае плутониевого МОКСа ОЯТ с денатурированным расщепленным плутонием перемещанным с наработанным такого же плохого качества.
3. При использовании PuO2-ThO2 содержание трансуранидов в ОЯТ будет на 40% ниже, чем при использовании плутониевого мокса.
4. В случае PuO2-ThO2 для заправки зоны требуется по эквивалентному количеству плутонию 4,5 отработанные зоны от такого же PWR с обычным уран-оксидным топливом, а для плутониевого мокса 2,3 отработанные зоны от такого же PWR.
Судя по этим данным, работа PWR на PuO2-ThO2 предпочтительнее, чем на PuO2-UO2. Но при наличии развитого парка быстрых реакторов плутоний лучше пережигать с его же бридингом в них.
Т.е. вышеописанный вариант оптимизации плутоний-ториевой зоны для Westinghouse PWR кажется более экономичнее и предпочтительнее варианта ВВЭР-Т, предложенного сотрудниками Курчатника в 1997-2000, который должен был использовать UO2-ThO2 c 20% U-235.

Вариант ВВЭР-1000 с ториевой зоной был ранее описан в журнале Атомная энергия, 1998, №4 сотрудникмии Курчатника Пономаревым-Степным и тов. Есть эта статья на руках, могу скинуть по почте. Там характеристики выгорания топлива слегка фантастические приводятся...

Да, буду признателен. Сбросьте пожалуйста. Моя попытка добраться до этого номера успехом не увенчалась.

Довольно непонятная ситуация, как собираются на суперВВЭРе добится таких крайне высоких КВ.
В интервью на Атоминфо [http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm] сказано "...в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9..."
Но на топливах с обогащением ниже 5% по урану-235 для достижения КВ > 0,9 уран-водное соотношение для водо-водяных реакторов должно ориентирровочно где-то в районе 4-3 быть, т.е. в реакторе совсем мало теплоносителя будет. Как же эффективный теплосъем с а.з. будет происходить? Разве переход на пар сверкритического давления увеличит его темплоемкость в разы? Или ВВЭР в газовый реактор высокого давления хотят превратить?
Кажется мне, что бы декларируемых значений КВ=0.9 добится, помимо уплотнения решетки еще и прыгныть надо на топливо с обогащением по урану-235 в район 10% или на плутониевый МОХ с содержанием топливного плутония не менее 15%.
Хотя вот например, японцы в своих расчетах легководного бридера на сверхкритической воде и 5.2% плутониевом МОХе пришли к выводу, что возможно КВ порядка 1.03 получить. [http://wwwsoc.nii.ac.jp/aesj/publication/JNST2001/No.9/38_703-710.pdf]. Правда у них спектр нейтронный быстрый рассматривался и ТВС довольно замудренные.
Может кто-нибудь пояснит толково как на супер-ВВЭРе на обычном уран-оксидном топливе с содержанием урана-235 в районем 5% КВ>0.9 можно добится?
Или фанатастический вариант перехода на плотное нитридное топливо рассматривается?

Коряво выразился. Поясню, а то выглядит как бред, что типа упомянутые энергетические PWR американцы полностью на ВОУ переводили, и вводит в заблуждение.
Имеется ввиду, что американцами керамическое таблеточное топливо ThO2-UO2 приготавливалось из ВОУ с обогащением порядка 90-93% при общем содержании UO2 в МОКсе на уровне 5-5.5%. Т.е. обогащение использованных торий-ураноксидных топлив по урану-235 составляло 4.65-4.95%.
В первой заправке Indian point PWR вообще использовали 9.1% UO2 (HEU 93%), т.е. содержание урана-235 в таком топливе составляло 8.46%.
При рассмотрении варианта с 7% содержанием UO2 (из 93% ВОУ) выходило, что в топливе содержание урана-235 составляло 6.5%, что в свою очередь американцам позволяло говорить о достижении максимальной длины топливной кампании до 4.5-5.5 лет.
Правда не ясно насколько такая длина топливной камапании экономически обоснованна. Тогда 40 лет назад выгорание топлива энергетических реакторов нормальным было 18-25 ГВт*сут/т, а сейчас двукратно возросло. Т.е. получается, что предполагаемый американский вариант использования ThO2-UO2 в PWR в нынешних условиях позволит топливную кампанию удлинить до 2.5 лет.

а обогащание выше 5% считается допустимым по безопасности?

Вообще-то, не считается.

Но - см. сообщение от уважаемого ДяДя ФеДоР. Добавлю, не раскрывая инкогнито, что участник в теме

Проекты ВВЭР с водой при сверхкритике так и останутся на бумаге, пока не будут решены принципиальные проблемы.

1 Из чего делать оболочки твэл?
Стали, используемые в ТЭС на сверхкритике теряют свои прочностные свойства под облучением в РУ и не годятся.
Канадцы решали эту проблему лет десят и решить не смогли.

2 Нейтронно-физическая и теплогидравлическая устойчивость в связке - процессы сильно взаимосвязаны: нестабильность одних подстегивает нестабильность других. В первую очередь, в зонах ТВС, в которых вода переходит из обычного состояния в область состояний с закритических параметров. Граница такого перехода будет постоянно перемещаться по высоте ТВС, причем, в кажой ТВС по своему - этакий "многоголосый орган". Не хотел бы брать на себя ответственность за обоснование работоспособности твэл в таких условиях циклических термонагрузок.
Нужно тщательно и убедительно доказать возможность устойчивой работы реактора.

Все остальные проблемы вроде бы попроще.

С торием надо бы самим досконально разобраться, обкатать какой-либо из топливных циклов с торием на своем блоке и уже потом предлагать "за бугор".

Лет пять-шесть назад в Курчатнике была большая конференция в 101 доме по ториевым циклам. И всем был торий хорош. Но доклад по переработке торий-содержащего топлива, его радиационных характеристиках как-то привел меня в уныние и вернул былой скепсис.

Американцы в свое время до 1970 года немало переработали облученных ториевых стержней (около 460 тонн) и с помощью процеса THOREX выделили около 630 кг урана-233. Можно конечно сказать, что это было очень легко переработать ториевые стержни с выгоранием не выше 1500 МВт*сут/тонну. Однако те же индусы переработали немало ториевого оксидного топлива с выгораниями до 8000 МВт*сут/тонну из своих PHWR. Позднее выполняли переработку образцов смешанного топлива PuO2-ThO2 набиравшего в PHWR среднее выгорание до 10200 МВт*сут/тонну. Также писалось, что было успешно переработаны образцы топлива PuO2-ThO2 набиравшего в Тарапуре на BWR среднее выгорание до 18500 МВт*сут/тонну. Индийцы все это смогли сделать с помощью того же THOREX. При рассмотрении вариантов переработки PuO2-ThO2 топлива будущих AHWR c максимальными выгораниями в 38000 МВт*сут/тонну индусами предполагается со временем ввести техпроцесс с экстракцией алифатическми диамидами. Этот процесс достаточно уже оптимизирован французами и индусами.
Когда индусы публиковали вариант зоны AHWR с топливом UO2(19.7%по U-235)-ThO2 которое могло бы в AHWR набирать выгорание до 50-55 ГВт*сут/тонну, то рассматривалась перспектива дистилляции фторидов для выделения остатков наработанного урана-233. Электролитическая пирохимия в хлоридных или фторидных расплавах тоже позволит перерабатывать торий-содержащее топливо.
Это у нас в РФ нет наработок по ториевому циклу, а те кто им интересуется не первый день имеют достаточно опыта для малотоннажной переработки торий-содержащего ОЯТ.
Насчет радиационных характеристик торий-содержащего ОЯТ везде писалось, что они ни чем не хуже, чем МОХ-ОЯТ. Те же индусы писали, что выделенный при средних выгораниях смешанного топлива уран-233 по радиотоксичности не опаснее реакторного плутония из ихних BWR, и стоит где-то на уровне высокачественного топливного плутония.
Конечно, если сравнивать с ураном-235 и его ОЯТ, то торий-содержащее ОЯТ немного проблематичнее в переработке. Однако если сравнивать с топливным плутонием и его ОЯТ, то кажется мне по меньшему количеству проблем и трудностей торий-содержащее топливо более предпочтительнее уран-плутониевого МОХа.
Давно уже заметил, что в нашей стране ряд ученых товарищей специально дискредитируют перспективы ториевой компонеты ЯТЦ, рассказывая разные небылицы и сказки о сверхтоксичности ториевого ОЯТ, гиперсложностях с его переработкой и чрезвычайной радиактивности нарабатываемого урана-233.
Непонятно для какой цели это делается...

Прикинул по Ориджин радиационные характеристики ТВС с торием-232 (как тестовая задачка, из любопытства) в сравнении с обычной ТВС ВВЭР-1000 ее суммарную активность после останова реактора:
суммарная активность ториевой ТВС растет относительно обычной ТВС после 1-х суток со спадом к 100 суткам и максимумом при 30 сутках после останова реактора. В максимуме суммарная активность Кю/тU в ториевой ТВС вдвое выше, чем в обычной.
Это значит, что при перегрузках зоны фон удвоится и персонал получит дозу больше.

Что следовало ожидать, поскольку протактиний-233 в первые десятки дней большой вклад дает.
Цепочка 232U-228Th-208Tl или 212Bi тоже немалый вклад в радиотоксичность ториевого ОЯТ дает в более долговременной шкале.
Понятно, что ториевое ОЯТ по цифрам кюри на тонну в короткие промежутки времени после облучениее более радиотоксичное, чем обычное урановое ОЯТ. Но скорее надо рассматривать долговременный вклад младщих актинидов (Am, Cm, Cf) в радиотоксичность ОЯТ. Реальных и экономически оправданных способов их "выжигания" их пока особо не предложено, а в случае ториевого топлива младших актинидов практически нет.
И вообще в принципе с точкии зрения радиотоксичности при рассмотрении перспектив ториевого топлива нужно сравнивать ториевый МОХ с плутониевым МОХом, поскольку для этих топлив аналогия такова (для последующего использования наработанных делящихся материалов в реакторах с тепловым нейтронным спектром):
1) фертильный элемент торий-232 -- делящийся элемент уран-233
2) фертильный элемент уран-238 -- делящийся элемент плутоний-239+плутоний-241)
Уж при таком сравнении очевидно что ториевое ОЯТ практически в разы будет обладать меньшей радиотоксичностью по сравнению с плутониевым МОХом.
Цифр в литературе по этому вопросу уже немало опубликовано, с графиками и таблицами.
Торий это не замена "запального" урана-235, а более приемлемая альтератива фертильному урану-238 для конвертации в более полезный делящийся материал уран-233 (по сравнению с нарабатываемым топливным плутонием). И что самое важное в тепловом нейтронном спектре наработка урана-233 по цифрам превышает наработку делящихся Pu-239+Pu-241.

Хорошая идея, да жаль нереализуемая при нынешнем состоянии дел в Курчатнике и НИИАРе. Да и руководству Росатома ториевая компонента ЯТЦ нафиг не нужна, скорее вредна для бизнеса...

Самое интересное, что достижение высокого КВ близкого к 0.84 уже ранее было получено в отечественном тяжеловоднике-наработчике ОК-180.
http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=3374
"...А.И. Алиханов в своем докладе на заседании НТС ПГУ 13 мая 1946 г. впервые предложил использовать торий для накопления урана–233 в отражателе тяжеловодного реактора № 7 (ОК–180) с целью улавливания утечки нейтронов и улучшения нейтронного баланса в реакторе, что позволило увеличить коэффициент воспроизводства в ТР до 0,84 против 0,5–0,55 в уран–графитовом реакторе. В последующие годы уран–ториевый цикл являлся предметом многочисленных расчетных и экспериментальных исследований Лаборатории № 3..."
Т.е. довольно все просто. Имеем КВ(ОК-180)=КВ(239Pu)+КВ(233U)=0.55+0.3=0.85. Все довольно просто именно для тяжеловодника с его уникально подходящим нейтронным спектром для наработки урана-233 из тория в экранах. Но у нас CANDU нет, а отечественные энергетические тяжеловодники запороли на корню.
Тем не менее, чтобы добится на ВВЭР КВ хотя бы близкого к 0.7 считаю, что нужно торий использовать для наработки урана-233. Даже в нейтронном спектре ВВЭРа наработка урана-233 все равно выше, чем делящихся в тепловом спектре плутониев (239Pu и 241Pu). Т.е. для достижения для ВВЭР КВ хотя бы близкого к 0.7 нужно иметь КВ(233U)=КВ(ВВЭР)-КВ(Pu)=0.7-0.45=0.3. Т.е. торий должен быть в части твэлов, в бланкетных зонах ТВС, в вытеснителях, заменить ТВЭГи и эрбиевые поглотители. Насколько это все реально трудно оценить. Да и проблемой реальной будет являться высокое содержание урана-232 в наработанном уране-233, поскольку нейтронный спектр ВВЭРа довольно жесткий и доля (n,2n) реакций заметно вырастает на больших выгораниях ториевого материала.

По моему при Адамове, был момент бурных обсуждений..., но дальше обсуждений и "обоюдно выгодного" ядерного-туризма дело не пошло...

"Minatom has explored other cooperative projects that have not yet developed to the extent as the projects mentioned above. Among these projects are negotiations with Indonesia to supply the island nation with several floating reactors and discussions with Canada on the construction of a CANDU reactor near the Russian/Chinese border. Under that plan, Russia would raise income through the sale of electricity from the CANDU reactor to Chinasimilar to their proposed idea for North Korea."

Можно посчитать, сколько смог бы урана-233 наработать за год один CANDU6 мощностью в 700 МВт(эл) с загрузкой 90 тонн низкообогащенного урана.
Индусы писали, что при работе PHWR на топливе с 1.2% урана-235 загрузка тория может составлять до шестой части от общей массы топлива. Поскольку интересует высококачественный уран-233 с пониженным уровнем радиотоксичности, то можно взять верхний предел выгорания ториевого материала в 1000 МВт*сут/тонну, что будет соотвествовать чистоте урана-233 с содержанием урана-232 <15 ppm. Тогда раз в 7.5 дня потребуется перегружать облученный торий, с содержанием наработанного урана-233 порядка 1.3 кг на тонну тория. Итого по максимуму при максимальной мощности за год CANDU6 мощностью в 700 МВт(эл) сможет наработать до 800 кг урана-233 (с учетом 8-9% потерь на переработку облученного тория). Это составляет почти 20 тонн 4% топлива на основе урана-233. Т.е. грубо четверть годовой загрузки ВВЭР-1000.
Итого, потребуется как минимум 4 тяжеловодника для обеспечения загрузки одного ВВЭР-1000 ураном-233. Явно неоптимистичный сценарий.
Другое дело, что на специально оптимизированном тяжеловоднике-наработчике с загрузкой 3-4% реакторного плутония вполне можно иметь КВ близкий к 1, а по ряду встречавшихся расчетных данных достижима величина КВ=1.2 (наработка урана-233 по отношению к выгоревшим 239Pu и 241Pu). Тогда такого рода реактор-наработчик тепловой мощностью в 3000 МВт(тепл.) смог бы нарабатывать за год 1900-1950 кг урана-233, что составляет 2/3 от годового потребления 4% топлива на основе урана-233 ВВЭР-1000. Это уже более перспективный и реальный вариант.
Однако мы приходим к факту, что требуется создание парка специальных тяжеловодных реакторов наработчиков, которые врял ли американцы нам позволят построить, и которые имеют нулевые перспективы экспортных продаж из-за нераспространенческих проблем.
В итоге думается, что ни правительству нашему, ни Росатому даже частичный переход на ториевую компоненту ЯТЦ нафиг не нужен, из-за обилия возникающих проблем. Проше тупо уран-235 скирдовать из бывших союзных республик и Монголии в обмен на цацки оружейные, сжигать его в ВВЭРах, а плутоний "избыточный" тупо уничтожить в дурацкой версии БН-800, которая в безбланкетном варианте уничтожая высококачественный плутоний превратит его в дерьмовый топливный плутоний с КВ близким к 0.85. Ну еще и фантастический ВВЭР-СКД нас ожидает в перспективе.

Извиняюсь. Ошибку глупую в расчете допустил. Потребуется выгружать облученный торий через 35 дней. Тогда его годовая наработка составит около 200 кг урана-233. Т.е. из этого количества можно получить 5 тонн 4% топлива на основе урана-233 для ВВЭРов. Однако это всего лишь 1/15 годовой загрузки ВВЭР-1000. Совсем неоптимистичные цифры получаются.
Явно следует для целей наработки урана-233 нужны специализированные тяжеловодные реакторы-наработчики, подобные наиболее мощным Саваннским, но работающие на 3-4% МОКСе из реакторного плутония с максимализированным КВ наработки тория в активной зоне путем облучения торий-содержащих стержней и в экранах.

Тоже необходимо скорректировать числа. Специализированный тяжеловодный реактор-наработчик тепловой мощностью в 3000 МВт(тепл.) (с соответствующей электрической мощностью в 750-800 МВт) и одновременно вырабатывающий тепло для отопления 80-100 тысячного города смог бы нарабатывать за год 430-450 кг урана-233, что составляет только 1/6 от годового потребления 4% топлива на основе урана-233 ВВЭР-1000. Не вызывает оптимизма.

Наверное проще бы было бы начать для всяких Супер-ВВЭРов и ВВЭР-СКД уран-233 нарабатывать в радиальном бланкете отечественного быстровика БН-600. Если бы его удалось из под соглашения с американцами вывести.
Оценочная наработка урана-233 (с содержанием примеси урана-232 меньше 15 ppm) в радиальном бланкете будущего 500 МВт индийского быстрого натриевого PFBR составляет до 90 кг в год, а в аксиальном еще около 45 кг (с содержанием примеси урана-232 между 15 и 40 ppm). Видимо аналогичное количество урана-233 в районе 170-180 кг за год могло бы нарабатываться и в БН-600. Это эквивалент почти 6 тонн 3% топлива (критический предел безопасности для топлива на уране-233 равен 3.2%) на основе урана-233, которое по нейтронно-генерирующим характеристикам эквивалентно 4.5% топливу на основе урана-233. Ну а дальше это топливо из урана-233 в Супер-ВВЭРы, которые на нем при использований МОКСА уран-233-торий до КВ близким к 0.7 смогли бы добраться.
Правда все равно проблема остается. На годовую загрузку одног работающего Супер-ВВЭР на уране-233 нужно будет 12-14 БН-600 или порядка десятка БН-800. Тоже совсем не оптимистичный сценарий.

В очередной раз перечитал статью Берковича.
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
Куча скользких вопросов.
"Цели СУПЕР-ВВЭР - экономия природного урана и приближение к замкнутому циклу за счет повышения коэффициента воспроизводства (КВ). В пределе - это самообеспечение топливом."
Ну ведь сколько раз уже в литературе писалось и доказывалось (в том числе и на работавших примеров легководного суббридера), что самообеспечение топливом (т.е. КВ> 1) реакторов типа PWR и BWR с тепловым нейтронным спектром возможно лишь только на уране-233, но никак не на уране-235 или плутониевом МОХе.
"Кроме того, мы хотим, чтобы за счёт более жёсткого спектра в новой реакторной установке более эффективно сжигался 238U."
Ну сколько в ВВЭРе урана-238 делится то? Как не старайся, а ВВЭР в быстрый реактор с сверхжестким спектром необходимым для эффективного деления урана-238 не превратить.
"Кроме сближения твэлов, предлагается также производить извлечение вытеснителя со временем. То есть, у концепции есть два принципиальных аспекта. Первое - твэлы стоят ближе друг к другу, чем в обычном ВВЭР. Второе - уран-водное отношение в процессе кампании будет меняться за счёт извлечения из зоны вытеснителей."
Вот очередной гемор придумывают с вытеснителями, которые потом куда девать? Это же получается, что в вытеснителях из обедненного урана плутоний близкий к оружейному нарабатываться, а это требует жесткого контроля по учету, хранению и утилизации этих вытеснителей. Насколько наличие вытеснителей в ТВС будет осложнять экспорт таких СУПЕР-ВВЭР?
"Осторожно мы говорим о КВ=0,8. Это неплохо. Это очень неплохо! Практически в два раза больше того, что мы имеем на сегодняшний день. Но в принципе для СУПЕР-ВВЭР поставлена задача добиться КВ > 0,9".
Ну это вообще речь о малодостижимых цифрах идет, особенно про КВ > 0,9.
В аспекте развития СУПЕР-ВВЭРа полезно рассмотреть введение тория и урана-233 в топливный цикл, поскольку значительных КВ для тепловых ВВЭРов можно добится лишь на уране-233.
Есть интересная статья [J.N. Wilson, A. Bidaud, N. Capellan, R. Chambon, S. David, P. Guillemin, E. Ivanov c, A. Nuttin, O. Meplan. Economy of uranium resources in a three-component reactor fleet with mixed thorium/uranium fuel cycles. //Annals of Nuclear Energy 36 (2009) 404–408], написаная французами с участием пары товарищей из Курчатника.
Рассматривается высокоэффективный по потреблению урана-235 трехкомпонентный реакторный парк. Эта высокая эффективность достигается использованием уран-плутоний-ториевого цикла. Причем обращается внимание, что роль тория в экономии урана-235 в этом случае основополагающая.
Первый компонент - оптимизированный легководный PWR с КВ=0,49 при выгорании 4,2% уран-оксидного топлива в 38 ГВт*сут/тонну. Большее выгорание приводит к снижению КВ за счет выжигания наработанных Pu-239 и Pu-241.
Второй компонент - оптимизированный легководный ABWR японского типа (или PWR со сверхкритическим водяным теплоносителем) c плотной решеткой с уран-водным отношением близким к 1 на 10% Pu-ThO2 c КВ=0,85 причем вклад наработанного урана-233 в КВ составляет 37%. Т.е. КВ(U-233)=0.314.
Третий компонент - наиболее эффективный в использовании урана-233 тяжеловодник типа CANDU6 на 1,5% 233UO2-ThO2 c максимализированным КВ=0,98 при выгорании топлива в 12 ГВт*сут/тонну.
Причем показано, что легководный PWR на уране-233 будет заметно уступать тяжеловодника по наработке делящегося урана-23 на 15-30% в зависимости от обогащения топлива.
Один из важных выводов статьи - КВ наработки урана-233 в PWR на 233UO2-ThO2 топливе резко уменьшается с увеличением выгорания. Так например на 233UO2-ThO2 2,3% обогащения КВ=0,82 при максимальном допустимом выгорании в 16.5 ГВт*сут/тонну, для 3,0% обогащения КВ=0,69 при максимальном допустимом выгорании в 28 ГВт*сут/тонну, а при 4,0% обогащения КВ=0,60 при максимальном выгорании в 41 ГВт*сут/тонну.
На основании экономических расчетов сделан вывод, что с сегодняшним уровнем переработки ОЯТ и ценами на производство и переработку МОХ- топлива переход на описанный трехкомпонентный реакторный парк оптимален при достижении цен на U3O8 в районе 320$ за кг.
Т.о. исходя из вышеописанного, имеющиеся у нас в стране тенденции к максимализации выгорания уран-оксидного топлива в ВВЭРах явно ошибочные, поскольку не отвечают принципу максимализации наработки делящегося плутония.
На МОХ топливо для ВВЭРов все равно когда нибудь придется нам переходить. Также следует задуматься и о включении ториевой компоненты в отечественный ЯТЦ. Однако включения урана-233 для максимализации эффективности его использования потребует разработки современного отечественного энергетического тяжеловодника (не аналога древности CANDU). Он необязательно должен быть циклопических масштабов. С учетом оптимального обогащения топлива по урану-233 в 1.5% он мог бы быть относительно небольших размеров c тепловой мощностью в районе 1 ГВт и соответствующей электрической в районе 300 МВт (т.е АСММ). При отсутствии такого тяжеловодника придется использовать неэффективный в потреблении урана-233 ВВЭР-СУПЕР или ВВЭР-СКД.
К сожалению отечественная идеология развития ЯТЦ ведет нас в другую сторону. Пытаемся строить дорогущие в эксплуатации быстровики в единичных количествах и уповать, что они в перспективе спасут нас от проблем с потреблением резко уменьшающегося количества доступных сегодняшнему уровню технологии запасов урана-235. Причем игнорируется, что переход на быстрые реакторы вызовет лавинообразное накопление радиотоксичных трансактинидов типа америция и кюрия без нормальных технологий их утилизации. Рассказы об перспективах многолетних пережиганий америция и кюрия в активных зонах БНов или в гипотетических ADS-трансмутаторах вызывают уныние.
Складывается ощущение, что руководство Росатома само не очень знает в каком направлении нужно развивать наш ЯТЦ. Используют ориентиры и некоторые оставшиеся наработки от СССР, но очевидно, что они должны быть многогранно пересмотренны сейчас.
Быстрые реакторы тоже нужны, но реакторный парк тепловых реакторов в мире более многочисленен, технологии хорошо отработанны и аспекты ЯТЦ на тепловых нейтронах более понятны и очевидны. Поэтому нынешние ориентиры только на ВВЭРы, БНы и малый СВБР могут неверными с точки зрения эффективности использования делящегося сырья в отечественном ЯТЦ.
Тот же РБМК в модернизированном и улучшенном варианте мог бы успешно участвовать в наработке урана-233 из тория, способствуя развития технологий будущего торий-уранового ЯТЦ.

Для возобновления разговора о Супер-ВВЭР повторю здесь своё сообщение, сделанное в теме ВВЭР-ТОИ.

Дошёл до предприятия, на котором работаю, декабрьский номер журнала «Росэнергоатом». Основная тема номера — ВВЭР-ТОИ. Руководитель работ над проектом от КРЭА А.К. Полушкин во вводной статье номера, как и положено, подводит итог всей проделанной работе. И под конец пишет о сложившемся при работе над проектом неформальном коллективе примерно в две тысячи специалистов отрасли, которому по плечу и проект Супер-ВВЭР.

И поясню, что под под неформальным коллективом имел в виду работников организаций отрасли, работавших над проектом.

В продолжение беседы вокруг SCWR, субъективный взгляд группы авторов представлен в работе http://www.atomic-energy.ru/papers/29795

В цифрах там, возможно, не всё правильно, но всё равно информативно.
Обратим внимание на таблицу 1. Для реактора "1984 года" старые источники не указывали КВ=1,2. В известном мне отчёте речь шла о меньшем превышении над единицей.
Далее, обратим внимание на реактор 2007 года: температурный перепад между входом и выходом ТВС 290-540 Цельсия ставит под сомнение принципиальную осуществимость всего проекта. Исследование гидродинамики СКД и её влияния на реактивность затянет на неопределённый срок создание такого реактора. Кстати это могло являться целью авторов при открытой публикации.

Возник такой феномен в проекте не случайно: рассматривается топливо UO2-PuO2 собственного изотопного состава плутония. Смысл идеи в том, чтобы взять плотную активную зону подобную БН-800, с содержанием плутония на уровне 15% тяжелых атомов, залить водой и получить КВ больше единицы, оставаясь в рамках легководного а не жидкометаллического теплоносителя.

При этом, чтобы превысить единицу, нужно размещать ТВЭЛы по треугольной решётке вплотную, с минимальным зазором сравнимым с толщиной оболочки ТВЭЛ. Урано-водное отношение остаётся недостаточно высоким, и для дальнейшего его увеличения надо снижать плотность H2O. Типичные значения: 0,9 номинальной плотности в АСТ; 0,7 в докритических некипящих PWR; 0,5 в BWR и РБК.
Для ВВЭР-СКД в 1980-е фигурировала величина 140 кг/м3. Слишком снижать её нельзя: при прочих равных, расход мощности на прокачку теплоносителя обратно пропорционален квадрату плотности /если компенсировать меньшую плотность только увеличением скорости прокачки теплоносителя/. А концентрация плутония в легководном бридере по меньшей мере вчетверо выше, чем урана235 в АЗ ВВЭР.
У конструкторов возникает соблазн вытянуть параметр (МВт/кг Pu) за счёт увеличения температурного перепада, иначе с активной зоны СКД, имеющей малое сечение прохода теплоносителя при малой его плотности, слишком малую тепловую мощность снять можно. Водяной пар это ведь не жидкий металл.

Суммируя выше сказанное, возникает такой вопрос:
целесообразно ли ассоциировать SCWR именно с плутониевым бридером замкнутого топливного цикла?
Может, лучше с конвертером U235=>Pu239 при термодинамическом КПД 40%.
Высокое давление воды СКД предопределяет необходимость толстых оболочек ТВЭЛов ВВЭР СКД. В цитированной публикации упоминаются 0,4 мм и 0,55 мм стальные оболочки. Сразу получается разбавление плутония и урана конструкционными материалами, большее чем уже достигнуто в БН-600. Высокие коэффициенты воспроизводства в СКД едва ли получатся уже по этой причине, а не только засчет замедления нейтронов водородом.
Это нужно учитывать, рассматривая СКД в контексте привлекательной идеи о том, чтобы в одноконтурном легководном реакторе на серийной турбине СКД, взятой с угольных электростанций, получить расширенное воспроизводство без всяких жидких металлов.

Теперь отметим, что у СКД есть более простой вариант: конвертер U235=>Pu239 c КВ~0,8 о котором видимо и говорил Беркович.
Вода СКД, имея в аппарате допустимое давление до 300 атмосфер, позволит сделать спектральное регулирование запасом реактивности, вместо борного. Выгорания уровня 40 ГВт*сутки/тонна достигаются при стартовом обогащении 3% U235.
В этом принципиальная разница: в случае, когда непременно надо превысить КВ=1, в АЗ плутоний в количестве ~15% тяжелых атомов. Когда рассматриваем конвертер СКД, в АЗ уран235 обогащением 3%. Это не ошибка, просто пока мало кому известный факт. В обоих случаях применяется водяной пар СКД выше критической точки, который есть теплоноситель по свойствам близкий к идеальному газу, а нейтронная физика принципиально разная. Эти 2 случая мы далее будем чётко различать при обсуждениях.

В варианте конвертера свежее топливо - урановое, облучённые ТВЭЛы высвечиваются на выдержке сколько нужно, после чего на наработанном в них плутонии запускаются вновь вводимые мощности БН. Лично мне вариант конвертера СКД представляется очень реалистичным. Бридеры же правильнее делать натриевые и свинцовые.

В дополнение коллекции сведений по SCWR. В интернете типичные новости:



http://satyen.baindur.org/Satyen-Baindur-M...lenges-SCWR.pdf

http://www.ifrt.kit.edu/116_555.php

В дополнение коллекции сведений по SCWR:

При определении оптимального ВХР для SCWR необходимо интегрировать накопленный опыт ведения ВХР на энергоблоках СКД и водо-водяных прямоточных ЯЭУ АПЛ. К 2004 году в мире эксплуатировались 462 энергоблока СКД на угле. На современных ТЭС работают энергоблоки с ультравысокими СКП воды (P = 37 МПа, T = 610 С) c КПД от 45 до 50%.

Однако характеристики тепловых элементов на ТЭС и АЭС существенно различаются. Толщина стенок трубопроводов теплоносителя в энергоблоках СКД составляет 6 - 12 мм, в то время как типичная толщина стальных оболочек ТВЭЛов SCWR равна 0,63 мм. Причём последние подвергаются воздействию не только высокой температуры от 320 до 620 С при давлении 25 МПа, но и ионизирующего излучения, включая воздействие продуктов радиолиза воды.

В результате массопереноса ПК и образования их отложений в тесных решётках АЗ SCWR может происходить
1) увеличение гидравлического сопротивления АЗ и блокирование прохождения теплоносителя;
2) увеличение температуры поверхности оболочки ТВЭЛов за счёт снижения теплопроводности и вследствие этого усиление их коррозии;
3) разгерметизация ТВЭЛов при перегреве оболочки.

Опыт эксплуатации энергоблоков СКД показывает, что основной формой ПК в питательном тракте будет магнетит (Fe3O4) образующийся при температурах выше 200 С по реакции
3Fe + 4H2O => Fe3O4 + 4H2.
...после 10.000 часов толщина слоя отложений на рабочих поверхностях может достигать 1,2мм.

Может подойти с другой стороны (статья с МНТК-2011 о выборе конструкционных материалов для ВВЭР-СКД):
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ntk2011-152.pdf

..."ODS-сплав Ducrolloy (Cr44Fe5AlO.3TiO.5Y2O3), содержащий 50 % хрома, может служить примером такого сплава. Он устойчив к воздействию горячего раствора едкого натра и кипящей концентрированной азотной кислоте, рекомендуется он и для применения в атмосфере горячих топливных газов [17]. Ducrolloy испытывался и в СКД–воде с добавкой хлористого водорода и продемонстрировал хорошую коррозионную устойчивость в течение
400 час [9].
Итак, при выборе конструкционных материалов для реактора ВВЭР-СКД следует обратить внимание на ОЦК сплавы с высоким (не менее 30%) содержанием хрома."...

Из указанной выше работы.

Для доступа прямо по ссылке требуется регистрация (около 2-х минут) на сайте http://www.gidropress.podolsk.ru/.

да вроде бы и без регистрации всё отлично открывается

Почему именно одноконтурная схема? В докладе: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/...y/Berkovich.pdf
на стр. 32 есть и двухконтурная, правда ПГ на 24/25МПа, дождемся конца мая, может что нибудь расскажут.

Пара докладов почти двухлетней давности:
1.
РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ
И.Н. Васильченко, В.М. Махин, С.А. Кушманов, С.Н. Антонов, В.В. Вьялицын, Р.И. Васильченко
ОАО ОКБ«ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия
П.Н. Алексеев, В.Ф. Горохов, А.С. Духовенский, Л.Л. Кобзарь, А.П. Никонов, А.В Чибиняев
НИЦ«Курчатовский институт», г. Москва, Россия
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ntk2011-107.pdf
2.
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА
А.В. Чибиняев, П.Н. Алексеев, П.С. Теплов, М.В. Фролова
Национальный исследовательский центр«Курчатовский институт», Москва, Россия

Реакторы, охлаждаемых водой со сверхкритическими параметрами- один из шести
типов реакторов, выбранных для проектаGeneration IV [1]. В них используется вода высокой
температуры и давления с параметрами выше критической точки. В сравнении с
традиционными тепловыми легководными реакторами, они могут иметь более высокий КПД
(порядка~ 40- 45%), и коэффициент воспроизводства выше 1, если используют активную
зону с быстрым спектром нейтронов. ...
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ntk2011-154.pdf

Спасибо Атоминфо за интересное интервью Махина про перспективы ВВЭР-СКД.
Жаль, что подробностей мало озвучено.

Кажется, что с перспективами ВВЭР-СКД все совсем нехорошо:
1. Финансово подтвержденного интереса к нему нет.
2. Экспериментальная база отстутствует.
3. Материаловедческие данные крайне ограниченны
4. Создаваться проект малого прототипа ВВЭР-СКД видимо будет на основе имеющегося массива данных по эксплуатации экспериментального кипящего реактора ВК-50.
5. Перспективы по срокам и размещению прототипа ВВЭР-СКД туманные.

6. См. коммент Карабаса.

Пп. 2 и 6 отличаются друг от друга.

Пример: MOX для CEFR. Экспериментальные данные по модифицированному MOX у китайцев отсутствуют, но это не означает, что MOX для CEFR сделать нельзя в принципе. Надо тупо взять да померить да настроить расчётные коды.

В случае СКД даже наличие экспериментальных данных не даст гарантии реализуемости проекта ввиду сказанного в п.6.

Ну тогда совсем все плохо с перспективами СКД получается.
Если расчет нейтронно-физических характеристик а.з. для СКД-реактора представляет огромную проблему, если CFD-коды малопригодными оказаться могут, то что же тогда вообще тогда в этом направлении можно более-менее надежно напроектировать?

Получается, что прототипа СКД проще всего взять какой нибудь упрочненный малый корпус, сделать несколько вариантов компоновки а.з. и сменных ВКУ и попытаться прогнать тестово по два-три года эти варианты?
Прямолинейно и в лоб...

Примерно так раньше и поступали.
Видимо, для СКД нужно действовать также.

И общий такой момент. Коды - не абсолютная истина.

Когда собирали первую свинцовую критсборку, то вышли на критику примерно в полтора раза быстрее, чем насчитали светочи.
Потом выяснилось, что в сечениях свинца у производителей сечений есть ошибка (в неупругом рассеянии, если не изменяет память).
Ошибка жила потому, что свинец никому особо не требовался до ТЖМТ-проектов, и она не давала никак о себе знать.
Померили - нашли ошибку - исправили - стало намного лучше.

Так что вообще ничего принципиально нового чисто расчётным моделированием, без экспериментов, не спроектировать.

Ну хорошо, допустим пойдут таким путем.
Но какую мощность аппарат должен тестовый иметь?

Энергетикам видимо интересен ВВЭР-СКД от гигаватта электрической мощности и выше. Промышленность отечественная наверное сможет такой корпус сделать.
Однако к такой мощности через прототип (один или два) менее мощный нужно идти.

Насколько понимаю, спроектировать и сделать в металле ВВЭР-СКД с тепловой мощностью 300-500 МВт наши смогут.
Но даст ли тестовая эксплуатация реактора такой мощности ответы на интересующие вопросы?
Не потребуется ли на пути к приемлемому по стоимости промышленному ВВЭР-СКД как в случае с БНами проходить длинную цепочку БОР-60 -> БН-350 -> БН-600 -> БН-880 -> БН-1200 от исследовательского аппарата к требующемуся промышленному.

А то может оказаться, что для овладения СКД-технологиями в ЯЭУ потребуется лет так 40-50, и нафига они тогда такие реакторы нужны если питать эти СКД к середине 21 века нечем будет.

Уважаемый AtomInfo.Ru, о каком пункте за №6 говорится?