Возник один вопрос.
Сильно ли отдичается ВВЭР -1200 от ВВЭР -ТОИ а.з.? И что такое в нем интересного, что ВВЭР - ТОИ предполагают для сжигания переработанного плутония?

И ещё вопросик. Где мжно глянуть, что за зверь - английский лодочный реактор PWR-3, который сейчас планируют к установке на новые субмарины, и чем он отличается от российских. Нашел только то, что разработка американская, исполнение - английское.

ТОИ в окончательном виде ещё не существует. "В граните не отлит".



Проекта как такового я не видел, естественно, он ещё не отлит.
Из того, что слышал/читал - зона не так уж сильно изменена, исходно предполагалось, что мощность повысят примерно на 50 МВт(э).
Там в проекте очень большой упор делался на оптимизацию блока в целом, а не на новую физику активной зоны.

Про плутоний (MOX-топливо). С точки зрения физики, под него нужно основательно переработать СУЗы, потому что у MOX-топлива существенно меньше по сравнению с UO2 величина бета-эффективной, доли запаздывающих нейтронов. То есть, возмущение реактивности, в урановом реакторе приводящее к медленному росту мощности, которое можно легко нейтрализовать действием оператора или автоматики, в MOX-зоне может неожиданно привести к разгону на мгновенных нейтронах и аварии.

Разговоры о переводе (частичном) ВВЭР на MOX ведутся давно, одни из первых опытов были на Балаковке, а это вообще старинный ВВЭР-1000.

У Бонда, Джеймса Бонда. Большая часть информации по нему грифована.

А на штампике кириллица или латиница?

Как сам понимаешь, ежели я этот штампик увижу, то мне дадут цацку. Или утопят в синем море, коли буду недостаточно проворен. Так что не могу удовлетворить твой интерес.

Видел не последний вариант и только в части активной зоны. Чуть больше ураноёмкость, чуть другая кассета, чуть другие СУЗы. Вроде бы везде по мелочи, но набегает, будь здоров...

Спасибо за ответы.
Ещё вопрос, а что за зверь ВВЭР на регулируемом спектре? Из той же оперы что и ТОИ - пока не отлит в граните???

ВВЭР-С. Поиском по нашему сайту можно про него найти.
Например,
http://atominfo.ru/newsh/o0996.htm
http://atominfo.ru/newse/l0453.htm

Это эволюционный проект. Если на пальцах, то в его зоне присутствуют некие вытеснители, двигая которыми мы можем изменять спектр, делать его более мягким или более жёстким.

Естественно, в быстрый реактор ВВЭР-С не превращается. Но даже относительно небольшие сдвиги спектра позволят повысить КВ. Не до единицы, не до бридера, но с точки зрения расхода урана будет получен выигрыш.

В прошлом году главный конструктор жаловался на недостаточное финансирование (см. ближе к концу текста по ссылке).
http://atominfo.ru/newsl/s0126.htm

Большое спасибо!
Все с интересом прочитал.
Получается, что сверхкритические будут конкурировать с высокотемпературными быстровиками, а ВВЭР-С может быть следующим поколением ВВЭР с работай на более высокое досжигание топлива и на использование регенерата.
Вот только получается, что в средней и малой размерности ВВЭР-С не будет?

Скорее всего, нет, это разные применения.
БН-ВТ, например, претендует на производство высокотемпературного тепла, а не электроэнергии.

Средней и малой размерностей у ВВЭР по большому счёту сейчас и нет. С некоторым скрипом до состояния железа могут дотянуть средний ВВЭР для Кольской АЭС на замену ВВЭР-440.

России по причине размеров не очень интересны средние реакторы. Малые - ещё куда ни шло, Крайний Север и т.п. А средние - а зачем они нам, по большому счёту?

Интересно, но факт. Средние реакторы могли бы подойти Белоруссии вместо ВВЭР-1200. Более гуманной получилась бы перестройка энергосистемы РБ. Но Лукашенко твёрдо стоял на том, что ему нужен референтный проект, а референтного среднего ВВЭР в России нет.

Без референций реактор 300 МВт (на границе малой и средней мощностей) в своё время просили казахстанцы, но не получилось. Видимо, этот опыт учли в Минске и потребовали референтности.

Про то, что России средние не интересны, это понятно, я как раз про экспортный потенциал. Не всем же нужны большие. Американцы решили, что пакет маленьких лучше, чем один средний (насколько я понял, так проще).
Может и России взять на вооружение такой вариант (привозить готовые малые блоки, монтировать и вырабатывать электричество).
А насчёт ВВЭР-C. Интересно, что хотят 1200(э) в корпусе 1500(э) (я так понимаю, 1500 больше,чем 1200 из-за системы регулирования - она получается намного ольше, чем у обычного?)/ Вот и получается, что такой реакт средней мощности будет ли на выходе?
А по поводу белорусского - тут тоже интересный моментик. Это сейчас он референтный стал, а тогда ещё не был. Был определенный риск на момент принятия решения.
Кстати, заметил, что опреснители почему-то монтируют со среднеми реакторами и не монтируют с большими. Мощности тепловой слишком много???

Но было сразу известно, что пускать Островец будут позже российских блоков. То есть, к моменту пуска БелАЭС получила бы референтность. По средним реакторам такого не случилось бы.

Это понимали все. Просто одно дело уже работающий (вот пришел и посчупал, как БН-800). Другое дело, когда половина построена, а головной ещё только запускают

Белорусы в этом плане - не исключение. Китайцы тоже взяли AP-1000 и EPR на тех же условиях (пока строят у них, пустят блоки в других странах). Интересно, что в итоге китайцы будут пускаться первыми, предполагаемые референтные блоки они опередили.

Тут вопрос-то простой и непростой одновременно.

С построенными блоками жить придётся лет 60-80, а то и 100. На постройку референтного блока также требуется время. Чем больше ждёт заказчик, тем более устаревшие блоки у него будут к концу срока службы его станции. Поэтому нужен оптимум.
Китайско-белорусский вариант (начинаем строить, пока референтного блока нет, но надеемся получить референтность к пуску своего блока) - один из оптимальных.

Кроме того, референтность - понятие лукавое.
Отсылаю к Берковичу, он ярый сторонник старого подхода с головными блоками, а это "либо первый энергоблок в серии, либо первый блок на площадке, либо первый блок в стране".

То есть, например, первый белорусский блок - тоже головной блок, потому что он первый в стране. И неважно, что до его пуска в России пустят сразу два других блока (один уже, второй на Ленинградке).

Подход Берковича абсолютно правильный, поскольку упирается в вопрос проверки компетенций участников такого первого пуска. Наверное, будет полезно знать, что при пуске Х-2/Р-4 Х-2 шёл именно по такому пути (ну, пытался, кое-где вильнули). По этому же пути шёл и Ростов-1. Длинный простой - это всегда плохо, а первый - ещё и чревато.

Вопрос про борную кислоту в новой теме, чтобы не затерялся. - Модератор
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1189

Что-то я совсем запутался.
Указываемая везде глубина выгорания в ГВт×сут/т относится только к урану? Никакой строгой связи с % т.а. нет? Точнее, по разнице этих цифр можно понять о наработке актинидов?

К исходному количеству тяжёлых металлов относится.

При выгораниях, характерных для LWR, связь приблизительно такая:
1% = 10 000 МВт*сут/т (или 1% = 10 ГВт*сут/т).

На учебник ссылку сейчас просто не найду. В английской википедии нормально написано:
https://en.wikipedia.org/wiki/Burnup

У меня всё равно не получается по цифрам. Возможно, я не понимаю какой-то эффект, или на этой странице просто указаны неверные данные:
http://www.elemash.ru/produktsiya/produkts...orov-vver-1000/

За 4 года выделится тепловой энергии 4*365*3000 = 4 380 000 МВт*сут. В активной зоне 163*435 = 70 905 кг урана. Делим одно на другое получаем 61,77 МВт*сут/кг. А в табличке указано 50 МВт*сут/кгU. Разница 1,23.

Ошибка в выделенном. Реактор не работает круглый год (ППР).

Табличка, конечно, упрощённая, это не отчёт, а просто откуда-то дёрнуты цифры для сайта.
Ну и мы можем упрощённо.

Раньше для тысячников кампания в грубых расчётах бралась 300 суток.

365 / 300 =1,217
50 * 1,217 = 60,85
Сходится с хорошей точностью с результатом 61,77

То есть, если бы реактор работал все четыре года без остановов, то у него среднее выгорание было бы почти 62.
А так как он останавливается, то оно в реальности получается 50.

Я тоже подумал на КИУМ. Но потом в Википедии на странице ВВЭР-1000 прочитал

То есть, "50" и "360 эффективных суток" в одном предложении меня смутили. Всё совпадает с той табличкой.

В Википедии тоже неправильно? Надо удалить "эфф."?

http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...ost&p=61394
Надо будет в FAQ загнать табличку, часто требуется.


Выгружаемые кассеты свои средние 50 набирают не за одну кампанию. Точнее, не за одну кампанию реактора, а за одну кампанию топлива.
Ещё точнее - за указанные четыре года.

А эти самые 360 эффективные суток относятся к кампании реактора, т.е. к интервалу между ППР.
Мы останавливаем блок, потому что нам нужно обслуживать и отремонтировать его оборудование, а также потому что нам надо произвести частичную перегрузку топлива.
И если первое обстоятельство зависит от конструкторов, заводчан и персонала, то второе связано с топливом (сколько реактор сможет проработать без останова, если он идеален и не требует ремонта/обслуживания).

Поэтому 50 и 360 - это разные параметры.
50 относится к выгружаемому после 4 лет топливу.
360 относится к возможности реактора работать на мощности без перерыва.



Нет, не надо удалять. В процитированном фрагменты они эффективные, а не календарные. Они рассчитаны исходя из предположения, что реактор всё это время работает на номинальной мощности.

То есть, средняя длительность кампании топлива со средним выгоранием 50 МВт*сут/кг составляет 1200 эффективных суток.
При этом сгорает 5,5% тяжёлых атомов. При этом урана уменьшается где-то на 7%.
Как-то так?

Идею Вы поняли верно, а конкретные цифры надо смотреть отдельно.
Например, по графику выше по ветке. Он взят из статьи Курчатника, первоисточник первоисточней некуда Курчатник как раз и занимается расчётами топливных циклов ВВЭР.

Возьмём по графику первый вариант - 42 выгружаемых ТВС.

На сайте МСЗ для него приводится среднее выгорание 50.
Теперь находим на графике линию, соответствующую "42".
Она пересечётся с горизонтальной прямой, соответствующей выгоранию 50 (на оси Y), где-то при значении по оси X (длина кампании реактора) 300 с небольшим. Примерно 310, что ли, суток.
42 выгружаемых за один раз кассеты соответствуют топливному циклу 4*1.
Следовательно, кампания топлива составит 4*310=1240 эфф. суток.
Точка пересечения линии "42" и горизонтальной прямой 50 по оси Y лежит практически на линии "4,4%".
То есть, среднее обогащение подпитки для этого варианта 4,4%.

Второй вариант с сайта МСЗ - 36 выгружаемых кассет, цикл 5*1, среднее выгорание 58.
Находим его на графике тем же способом.
Получаем длину кампании реактора где-то 320 суток (примерно), длина кампании топлива 5*320=1600 эфф.суток, среднее обогащение примерно 5,0%.

Всё, теперь понял, как тем графиком пользоваться. И вправду, 50, 350 и 42 в одной точке не сходятся.

Надо ещё учесть, что это всё-таки график из полупопулярной статьи, не из отчётов. А также он для какого-то конкретного топлива.
Но общее представление он даёт.

Ценно то, что это статья именно от тех, кто как раз эти вещи для ВВЭР и считает.

Но сойдутся при 48 выгружаемых кассетах.

При таком количестве выгружаемых за один раз кассет полная замена активной зоны встанет нам в 4*48=192 топливных сборки.
То есть, получим значительный перерасход топливных кассет, но выиграем в длине кампании реактора.

Но при этом это уже будет не 4 календарных года, потому что ППР всё равно проводить нужно.

Сократим ППР с помощью ПСР

Да, конечно, не четыре календарных.

А вообще, выбор цикла зависит от желания заказчика, что ему более выгодно.

Вообще, выгорание в процентах как-то проще для понимания. Вот была тонна урана, выгорело 5,5% т.а., получите 55 кг осколков.

Как бывший расчётчик, поддерживаю. В расчётах выгорания первичные получаемые результаты - концентрации изотопов. Соответственно, выгорание в процентах выглядит естественным и получается простейшей арифметикой.

Но энергообъекту более важно знать, сколько энергии он получит с единичной массы топлива.

Кроме того, единицы ГВт*сут/т учитывают и изотопный состав топлива (выход энергии при делении зависит от топливного изотопа). Выгорание в процентах, естественно, не учитывает, что деления были на разных изотопах.

Да, действительно, для АЭС должно быть не очень интересно, что там и как в топливе остаётся в итоге. А если это АЭС в неядерной стране, так им и вообще опасно думать лишний раз об изотопном составе ОЯТ.

Но если мы обсуждаем ядерный цикл, переработку ОЯТ, коэффициент воспроизводства, вот это всё, то выгорание в процентах как-то больше к месту.

Саша, малость поправлю. В приведённой тобой статье Курчатника особое внимание уделено привязке длительности кампании не только к обогащению, но и к таблетке (массе топлива в зоне). Рассматривается два варианта:
- стандартный твэл и таблетка с ЦО,
- твэл с более тонкой оболочкой и таблетка без ЦО.
По идее, у них на номограмме д.б. проведены две оси Х, это видно из подписи под ней, но отображена только одна...

Необходимо учесть деление быстрыми нейтронами урана-238, и деление нарабатываемых изотопов плутония. Они и дают для ВВЭРа в среднем добавочные 23-25% вклада в общую энерговыработку.

А разве в данных расчётах не весь уран?

Весь, конечно. Выгорание - это отношение снятой с объекта энергии к полной массе объекта. Все пути получения энергии уже учтены.

http://mpopenker.livejournal.com/2214702.h...65774#t56265774
в комментариях забавный срачик на тему сплава 600

С блогерами спорить бесполезно.
Ну можно, например, им ссылку на NUREG дать.
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collecti...1823/sr1823.pdf
А толку?

а расскажите что такое натриевый пустотный коэффициент, чем он отличается от свинцового (если таковой имеется) и как так получается, что на металлическом топливе его неположительным нельзя сделать, а на нитриде можно.
Моё понимание было такое - натрий забирает на себя часть нейтронов, и если натрий убрать (слить или испарить), то реактор начнёт набирать мощность и топливо поплавится нахрен всё. Но вот дальше, когда нам говорят, что на моксе/нитриде в проекте БН 1200 пустотный коэффициент неположительный за счёт уплощения реактора - у меня заходит ум за разум.

Усынин (кликабельно):

С подачи Саши Быкова - хороший научпоп-цикл "Как управлять ядерным реактором".
https://victor-chapaev.livejournal.com/tag/...%80%D0%BE%D0%BC

Есть вопросик к знатокам.
У дочки в школе (10 класс) задача по химии!
Через сколько времени распадется изотоп железа (N), если период полураспада Х ч?

Полностью - время не определено (случайно). До какой-то "остаточной" концентрации - можно посчитать.

За X часов - распадётся половина атомов. Останется половина от начального.
За 2*X часов - распадётся ещё четверть атомов. Останется четверть от начального.
За 3*X часов - распадётся ещё восьмая часть атомов. Останется одна восьмая от начального.
И так далее.

Вопрос не очень понятен.
Радиоактивный распад - это экспонента.
R(t) = R0 * exp(-ln(2)/T*t)
где T - период полураспада.

exp(-y) - функция стремящаяся к нулю при y->бесконечность, но никогда нулю равным не становящаяся.

====
Но если это вопрос с подвохом, как сейчас в школах принято, то можно пойти таким путём.

Пусть у нас есть m грамм изотопа с молярной массой N.
Тогда у нас всего есть R0=m*Na/N атомов изотопа, где Na - число Авогадро 6,022*10^23.

Через один период X у нас останется R0/2^1 атомов.
Через два периода X у нас останется R0/2^2 атомов.
Через k периодов X у нас останется R0/2^k атомов.

Теперь ищем такое k, при котором у нас останется меньше одного атома исходного изотопа.
Например, так:
R0/2^k = 1
R0 = 2^k
m*Na/N = 2^k
log2 (m*Na/N) = k

Соответственно, за k*X или (k+1)*X времени весь исходный запас изотопов полностью распадётся.

Например, как-то так. Только надо проверить, не потерял ли какой-нибудь множитель по дороге.

AtomInfo.Ru
Похоже ЕГЭ по химии сможете сдать