В связи со строительством EPR-1700 планируется ли у нас переход к ВВЭР-1800, кто-нибудь знает?
В 1986 году подготовлено техническое предложение, в связи с распадом страны его отложили в долгий ящик, как оказалось, по меньшей мере на 28 лет.
Целесообразно ли возобновление работ по нему, или выгоднее строить ВВЭР-1200 с последующим переходом на быстрые реакторы?

Одно из преимуществ ВВЭР-1800 перед тысячником состоит в том, что в бо'льшей активной зоне поглощается основная часть гамма-квантов деления. Утечка нейтронов уменьшается. При остальных равных условиях топливная составляющая снижается на 10%.

Был даже ВВЭР-2000.
http://atominfo.ru/news/air6757.htm



Рыжов на "Атомэкспо-2010" предлагал вернуться к ВВЭР-1800, нарастив 1200-ый до трёх петель.

С тех пор тема ушла далеко вниз. На МНТК в Подольске в этом году главной задачей всё-таки ставился ВВЭР-С.

То есть, во главу угла ввэрщики ставят сейчас КВ, а не мощность. Логика объяснима - ВВЭР надо искать своё место среди четвёртого поколения. Если найти не удастся, то не станет ни 1200, ни 1800, ни других проектов.

Еще были замашки на ВВЭР-2400.
На 2 ГВт планировали 2 турбинки от 1 ГВт, на 2,4 смотрели варианты 3 по 800 МВт (вариант Харьков, модификация эксплуатируемых на Игналине 750 МВт), либо 1200 МВт (вариант ЛМЗ).
При этом даже за счет роста КВ при снижении обогащения до 4,2%, расчитывали на увеличение глубины выгорания до 50-55 ГВт*сут/тн, а в последствии с ториевым циклом и ~2% по U233 - до 80.

Проблемы с управлением полем у таких монстриков гарантированно будут...

а у ЕПР не будет? а у ABWR или оскархама? у них то (BWR) геометрические размеры серьезно поболе будут

Как же без этого? Будут, конечно. Просто про этот фактор тоже забывать не надо /ну, и по природе своей он ближе к моему "застарелому геморрою"/.

я, помнится, задавал вопрос, но так и не получил ответа

правильно ли я понимаю, что ВВЭР/С будет иметь меньшую энергонапряженность зоны?

Т.е. в габаритах ВВЭР-1200 можно будет получить только ВВЭР/С-1000 ?

И, соответственно, для возвращения к мошностям типа ВВЭР-1200/ВВЭР-ТОИ (те же плошадки, та же турбина, ОРУ, ...)
придется делать новый корпус ближе по размеру к ВВЭР-1500 ?

В Подольске сами подольские ВВЭР-С не представляли. Поэтому ответить сложно.

Конкретно по ВВЭР-С делал доклад Алексеев, но текст отсутствует в сборнике докладов.

Зато есть фэёвский доклад по ВВЭР-СКД (Глебов, Клушин, Баранаев, Кириллов). А в нём surprise! Средняя удельная энергонапряжённость активной зоны 107 кВт/л при тепловой мощности 3830 МВт. Размеры зоны - диаметр 3,37 м, высота 3,76.

ну скд понятно что теплосъем должен быть интенсивнее.
а по исходному посту - имхо, однозначно, что перспектива в развитии новых технологий (-с, скд), и "обычный" ВВЭР-1800+ делать не надо. И у меня впечатление, что так оно и воспринимается на всех уровнях. А вот какого размера делать новые реакторы - вопрос.
я считаю, что большого, иначе никаких денег не хватит.

А есть ли смысл в текущий момент времени ориентировать развитие АЭ в РФ на строительство ВВЭРов? Хоть в варианте ВВЭР-С, хоть в варианте ВВЭР-1800+?
Через 15-20 лет не будет ли руководство голову ломать, не зная где для этих ВВЭРов топливо брать?
И есть ли смысл с МОХом для ВВЭРов начинать безперспективную возню устраивавать?

В том, что касается возможных проблем с обеспечением топливом в будущем, то это не ВВЭР/ВВЭР-С/ВВЭР-СКД (В-393) виноваты. У последнего КВ около 1. Полагаю, надо более активно работать с Казахстаном, который рядом, а не заниматься скупкой активов в тех регионах, из которых поставка может быть банально заблокирована с соблюдением законодательства. Вдобавок, один покупатель у нас явно лишний, сугубо личное мнение.

Поэтому варианты ВВЭР-2-2,4 ГВт еще в 80х предуматривали перевд на торий, с КВ~1,03-1,05.

О чем и была суть моего вопроса.
Без перехода в ближайшем будущем на гибридный уран-ториевый топливный цикл смысла в массовом строительстве отечественных ВВЭРов нет. При перспективном недостатке урана-235 смысл содержания большого парка ВВЭРов имеется лишь при наработке для них урана-233.
Вопрос на каких мощностях могли бы мы нарабатывать этот уран-233.
РБМК могли бы хорошо справиться с этой задачей, но им приговор уже подписан и в ближайшие 10-12 лет им кранты придут. БН-600 и БН-800 под программы уничтожения военного плутония отведены.
О вариантах работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на уран-ториевом топливе никто кроме старожилов и не вспоминает.
Т.е. ситуация сложилась такая, что в ближайшие 5-7 лет никто даже в экспериментальном порядке не собирается опробовать на российских ВВЭРах технические аспекты уран-ториевого топливного цикла.
Зато мыслители развития отечественного ЯТЦ рассказывают сладкие сказки про гипотетический ВВЭР-СКД с баснословным КВ около 1, и про то что перспективное уничтожение отечественного запаса энергетического плутония в виде МОХ-топлива для ВВЭРов это очень хорошо...

проблема в том, что это надо заниматься торием вообще и его циклом. себе на шею)

а так - я уже предлагал вместе с индусами развивать AHWR на замену РБМК

Дельное предложение.
AHWR - специализированный энергетический реактор-наработчик урана-233 типа вертикального CANDU с перезаправкой на ходу, причем при его работе на самом уране-233 и тории наработка делящегося урана-233 довольно высока, обеспечивая режим самовоспроизводства. Да плутониевый МОХ в AHWR всяко более полезнее утилизироваться будет, чем в ВВЭРах предполагаемых. Поскольку уровень выгорания плутония реакторного после AHWR таков, что его проще сразу захоранивать без выделения (остаточное содержание Pu-239 около 2,3% и Pu-241 около 22.3%).
Но индусы как партнеры в разработках технических проектов еще те "злые буратино", да и наши ру-у-у-уководители наверняка не до пустят такого варианта по типу "да что бы мы у индусов учились чему-либо...".
Все таки, если же обращаться в ближайшее время к торий-урановому ЯТЦ, то неплохо было бы поучится у индусов тонкостям разным. Поскольку опыт наработки урана-233 разного качества у них имеется и на BWR, и на PHWR, и на малом быстровике FBTR. Причем на последнем реакторе научились они делать высокочистый уран-233 с содержанием вредного урана-232 на уровне 5 ppm. Из такого урана-233 топливо таблеточное легко делать.

Так где-то здесь я писал уже, что при химкомбинатах предуматривали комплекс:
ТРОЛ=> Pu239 для БР с литиевым теплоносителем.
БР=>Т (в виде тритита лития из холодных ловушек)+U233 (ториевые сборки экранов) на развитие сети ВВЭР, включая экспортные варианты.
ВВЭР - самообеспечение


В условиях отсутвия первых цепей (ТРОЛ+БР), вполне могут испльзоваться для начала цикла, и главное это единственный экономичный путь увеличения глубины выгорания на РБМК.

Смысла что-то делать на РБМК при их списании как раз к сроку доведения технологии до ума (оптимистичная оценка) нет.

Небольшое уточнение, которое уже обсуждалось в пункте 4:
Период полураспада ядра-предшественника U233 на порядок дольше, чем ядра-предшественника Pu239. Это усугубляется большим сечением нейтронного захвата 91Pa233 составляющим 150 барн. Поглощение в Pa233 особенно существенно тем, что теряется два нейтрона из цикла воспроизводства: один расходуется на образование Pa233, а другой поглощается в Pa233. при потоке нейтронов 2e13 время жизни Pa233 до поглощения нейтрона в 100 раз больше чем период его радиоактивного распада в U233, а при потоке 2e15 эти величины равны. В случае бридера может оказаться, что для превышения КВ единицы требуется снижать мощность реактора до незначительных величин.

Легководные реакторы, ВВЭР в частности, для нейтроники ториевого цикла не оптимальны. ВВЭР характерен высокой удельной мощностью на единицу объёма, значит в нём высокий поток нейтронов и высокая их доля пойдёт на образование порогового урана-234 с потерей двух нейтронов. КВ считали, получался он на уровне 0,8 то есть ниже, чем на перспективных ВВЭР-С и ВВЭР-СКД. Их замысел, в частности, подразумевает увеличить размножение нейтронов в уране-238 более тесной решёткой ТВЭЛов и меньшей плотностью водяного пара. В тории-232 этот эффект не работает из-за, сравнительно с ураном-238, высокого порога деления и низкого сечения за ним.

Эффективный ториевый цикл требует разработки специальных реакторов. Если они на тепловых нейтронах, их поток должен быть мал. Именно поэтому под торий стремились приспособить старые реакторы, тяжеловодные либо графитовые. Действующие ВВЭРы для тория годятся меньше чем любой другой тип реакторов.

совершенно верно



потому и привлекательны для этого жидкосолевые реакторы - предполагается наличие ловушек протактиния вне зоны, плюс ванны выдержки где протактиний будет распадаться

Исходя из пропорции 400 кг осколков деления в год на тепловой ГВт, выделения центрифугами 6 кг урана-235 из тонны природного и времени работы реактора 60 лет, на 1 электрический ГВт, при низком КВ, нужно иметь 10 тысяч тонн природного урана на складе или в месторождении, чтобы принять решение о строительстве.

В воде океанов растворены 2 миллиарда тонн с концентрацией 1,5 миллиграмма на тонну, в обычном грунте рассеяно ещё в 100.000 раз больше урана при концентрации 4 грамма на тонну. Считается, стоимость выделения урана из этих источников приемлема только для быстрых бридеров. Мировые легкодоступные запасы природного урана оптимистически оцениваются в 40 миллионов тонн.

Может отработать одно поколение легководников общей мощностью 4000 ГВт, восьмикратный резерв роста по сравнению с уже построенным мировым парком. Если с 0,5 до 0,8 увеличить КВ, цифра вырастет до 10.000 ГВт, порядка 1 кВт на человека. В дальнейшие десятилетия основную часть парка должны составлять быстрые реакторы, а легководные на плутонии (КВ 0,8 - 0,9) могут занять нишу транспортных корабельных реакторов.

Целесообразность поддерживать в замкнутом топливном цикле будущего отдельный, легководный, тип реактора для переработки урана-235 в плутоний не очевидна, так как легководный и быстрый натриевый реактор при работе на уране-235 примерно эквивалентны.

Таким образом, целесообразность строительства ВВЭРов есть в самые ближайшие два-три десятилетия. Если КВ удастся поднять до 0,8 - 0,9 то может быть и чуть дальше. К тому же, у нашей страны наверняка много недоразведанных урановых руд, есть и возможность крутить отвальный уран, имеющийся в количестве до 600 тысяч тонн. Это даёт определённую уверенность. Целый ряд других стран, конечно, в этом вопросе более ограничены.

В текущий момент времени имеем для ВВЭР-1000 величину КВ на уровне 0.52-0.54, при работе на (уран-235)-торий-оксидном топливе для ВВЭР-1000 реален КВ около 0.61-0.63 без изменения структуры активной зоны при увеличении обогащения топлива по урану-235 до уровня 7.0-7.5%. При переходе на (уран-233)-торий-оксидное топливо для ВВЭР-1000 при 4.0-4.5% по урану-233 будем иметь КВ около 0.7. При компоновке активной зоны ВВЭР-1000 в варианте ВВЭР-Т от Курчатника (выделение размножающей и бланкетной зоны с оксидным топливом на 235НОУ+ThO2) будем иметь также КВ около 0.69-0.7. Этот вариант при переходе на 233НОУ+ThO2 может позволить прийти к КВ на уровне 0.76-0.78.
Сейчас же в качестве перспектив роста КВ для ВВЭР-1000/1200 за счет спектрального регулирования обещают подобраться к КВ около 0.64-0.65. И когда-нибудь (!!!) может быть будет достигнут КВ около 0.8 в «СУПЕР-ВВЭР, который неизвестно вообще когда может появиться в металле. Ну а ВВЭР-СКД с декларируемыми характеристиками КВ под единицу - это по возможности реального появления что-то типа БРЕСТ-1200 на нитридном топливе с КВ=1.2.

Речь о том, что когда через 12-15 лет встанет вопрос недостатка "дешевого" урана-235 для ВВЭРов, то "эффективные менеджеры" кинутся хвататься за использование плутониевого МОХа для них. Однако использованием Pu-МОХ для ВВЭРов мы только растянем их агонию в ЯТЦ. Хотя уже видно, что роль их в будущем ЯТЦ довольно сомнительная, по сути для будущего страны ВВЭР1000/1200 бессмысленные прожиратели урана-235, который с большей эффективностью (КВ 0.5 против 0.9) можно перевести в более лучшего качества плутоний в БНах.
Допустим, сейчас мы имеем около 215 тонн гражданского энергетического плутония во всех формах. Из него мы можем получить 2700-2800 тонн Pu-МОХ-топлива для ВВЭР-1000/1200. При ежегодном расходе на их подпитку в 21-24 тонн, мы имеет топливообеспечение около 115-130 реакторо-лет. Это соответствует обеспечению нынешних 11 единиц имеющихся ВВЭР-1000 на протяжении 11-13 лет. И все, дальше имеем испоганенный отработанный МОХ, который еще нужно умудриться переработать в Pu-РЕМОХ, обладающий гораздо худшими топливными свойствами. При это стоит учесть, что наработка америция и кюрия при работе ВВЭР на Pu-МОХ возрастет в грубо в 6-7 и 9-10 раз соответственно, что создаст еще больший гемор с вопросами их утилизации.
Т.е. несмотря на то, что ВВЭР-1000/1200 один из наихудших вариантов работы на уран(235)-ториевом МОХе, однако этот вариант по ряду причин (значительно меньшая наработка минорных актинидов, немного больший/равный КВ, переход в итоге на уран(233)-ториевый МОХе с улучшенными топливными характеристиками, экономия запаса энергетического плутония для заправки новых единиц в необходимом парке быстрых реакторов) все таки лучше работы ВВЭР-1000/1200 на Pu-МОХ.

В данном случае "наличие на складе" совсем не эквивалентно "наличие в месторождении", поскольку оценочное количество урана с месторождения по предполагаемой стоимости еще умудриться вытащить надо. Геологам свойственно преувеличивать запасы извлекаемого урана в месторождениях, специфика такая.

KTN, вы же прекрасно понимаете, что разговоры про добычу урана из морской воды или почвы для АЭ это только разговоры и реально в энергетике скорее вернутся к использованию угля/сланцев/дров, чем к добыче урана из рассеянных источников по цене $400-600 за кило.
Считаю, что при оценке перспектив развития атомной энергетики в РФ есть смысл ориентироваться лишь на запасы около десятка отечественных урановых месторождений (из более чем почти двух сотен имеющихся, но в подавляющем большинстве малопригодных для добычи по экономике, труднодоступности и ограниченности запасов при низком содержании урана), также есть смысл учитывать оставшийся запас ВОУ и наработанного энергетического плутония, плюс возможность вытащить уран-235 с наскирдованных запасов ОГФУ.
В противном случае, можно начать учитывать урановые запасы дна Северо-Ледовитого океана, Антарктиды, потом учесть как ресурс запасы урана на Луне и астероидах.

Говоря проще, ВВЭРы имеющиеся и ожидаемые в ближайшем будущем в качестве конвертеров урана-235 в энергетический плутоний полностью уступают БНам.

Да уже сейчас целесообразность строительства ВВЭРов в РФ сомнительна. Просто куча народа разного заинтересована именно в в проектировании и строительстве ВВЭРов. Есть смысл строить в качестве прототипов по паре единиц ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД в качестве референтных блоков и продавать-строить проекты эти потом налево-направо. Но заменить все списываемые РБМК-1000 на ВВЭРы, а потом подкидываться с поисками топлива для двух десятков ВВЭРов - это уже будет недальновидной ошибкой.

СССР практически все легкодоступные и значимые урановые месторождения разведал и оконтурил. Сомнительно, чтобы могли быть обнаружены новые богатые и легкодоступные урановые месторождения.
Крутить "хвосты" до бесконечности смысла экономического нет, даже при наличии центрифуг последних поколений, поэтому ресурсов "хвостов" хватит на десяток-полтора лет, может и менее.

Приступаем к препарированию темы. Исходя из приблизительной оценки общей массы загружаемого топлива для старого и проверенного временем ВВЭР-1000 в 70 тонн (по урану) и учитывая теоретическое обогащение в 5%, легко получить, что за 60 лет будет потреблено 8750 тонн природного урана. Это составит около 146 тонн в год, смотрим в табличку от WNA, к примеру на Болгарию с двумя тысячниками, годовая потребность - 317 тонн природного урана, значит мы слегка отошли в расчётах от общепринятого процента остатков в хвостах (0,2%-0,25%). Для России указана потребность в 5090 тонн в 2013 году. Приведены значения для существующего парка АЭС внутри страны, отчёт на 01.10.2013 года.

Теперь о легкодоступном уране. Существует общепринятая градация по месторождениям по стоимости извлечения: до 40/80/130/260$ за кг. Менее 130$ на территории России запасов достаточно мало. Всего в мире по оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов стоимостью извлечения менее 260$ около 7,1 млн. тонн, предполагаемых и спекулятивных - еще 10 млн. тонн. При нынешнем уровне потребления, по оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов стоимостью до 130$ хватает на 78 лет.

Запасы тория оцениваются от 6 до 7 млн. тонн, из которых всего лишь 3% расположены на нашей территории. Насколько помню, качество урана-233 сильно зависит от примесей в исходной руде (монаците), содержащей торий 232, впрочем эта тема гораздо более знакома уважаемому VBVB.

Напоследок, работа о различных необычных ВВЭР с МНТК-2011:
Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД– основной претендент в «Супер-ВВЭР»
Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, П.Л. Кириллов, А.В. Клушин.
Государственный Научный Центр Российской Федерации– Физико-Энергетический Институт, г. Обнинск.

P.S. Ремикс, выделение изотопов плутония из ОТВС не учитывалось.

Разве 6 кг, а не 4,5-5 ?

Это как? Атомщики не умеют торий чистить. Не верю!

В последнее время в разных отечественных статьях при обсуждении ЯТЦ ВВЭРов пишут "Хотв=0.1%".
По-видимому, новое поколение (девятое?) центрифуг позволяет вытаскивать уран-235 из природного до столь низкого остаточного уровня.

Дело не в чистоте ториевого сырья, в его генезисе. Т.е. на качество урана-233 производимого из тория сильно влияет изотопный состав тория из месторождения.
Помимо основного изотопа тория-232 в его рудах почти всегда на уровне миллионных долей присутствует изотоп торий-230 (период полураспада 75400 лет), появляющийся в основном в ходе альфа-распада изотопа урана-234.

Изотоп тория-230 в ходе захвата нейтронов производит Pa-231 и U-232. Нарабатывающийся изотоп U-232 гадкий по своим радиологическим характеристикам из-за излучаемого жесткого рентгена продуктами его распада. Т.е. при повышенном содержании тория-230 в облучаемом ториевом сырье увеличенный выход U-232 будем заметно осложнять производство топлива из наработанного урана-233.
В монацитовых песках океанских россыпей содержание изотопа тория-230 может составлять 2-3 ppm от тория-232, тогда как в ториевых концентратах из урановых месторождений содержание нежелательного тория-230 может достигать 80-140 ppm от тория-232.

Если же торий получен полностью из уранового концентрата, то доля тория-230 в нем может достигать до 1000 ppm. Очевидно, что такого качества сырьевой материал для ядерной энергетики явно не привлекателен

Концентрация урана-235 в хвостах зависит от настройки каскада. Настройка выбирается из экономических соображений, в зависимости от того что в среднесрочном будущем более дефицитный ресурс: природный уран, или разделительные мощности и стоимость кВт*часа.
Численный пример.
Выделяем 3.6 килограмма урана-235 из тонны природного, половину от начальных 7.2 кг/т. На килограмм пятипроцентного урана надо 6.5 ЕРР, на килограмм девяностапроцентного 178 ЕРР.
Выделяем 5.2 кг U235 из тонны, на кг пятипроцентного 8.8 ЕРР, на кг девяностапроцентного 227 ЕРР.
Выделяем 6.2 кг U235 оставляя в хвостах 0.1%, на кг пятипроцентного 12 ЕРР, на кг девяностапроцентного 292 ЕРР.

Между крайними вариантами удельный расход природного урана и работы центрифуг различаются, соответственно, в 1.7 раза. Считается, в 1960-1980 годы выделяли порядка 3 килограмм на тонну, 4 кг/т оставляли в отвалах. В связи с этим и появилась возможность повторной их прокрутки.

В оценках максимального масштаба одного поколения ВВЭРов 4000 ГВт (эл), предполагалось однократное сжигание урана-235. После которого 99% добытого природного урана, U238, остаётся для бридеров, мощность которых может 100-кратно превышать легководную генерацию на уране-5.

Для обеспечения бридерами (с полным сжиганием урана-238) нужд 20 миллиардов потребителей где-то в 2100 году, при обеспеченности уровня нашей нынешней 1600 Вт(эл) на человека, потребуется добыча природного урана порядка нынешних 60 тысяч тонн в год. К тому времени добывать надо будет из бедных руд или морской воды. Исходя из этого, основной для легководников станет ниша модульных корабельных реакторов ВВЭР СКД на плутонии, мощностью уровня 100 МВт(эл). Не всегда же корабли будут на сжигани мазута плавать. КВ будет порядка 0.8, чтобы не ухудшать манёвренные, иные корабельные свойства необходимостью превышения единицы и надобностью возить по морю жидкий натрий. Для их обеспечения плутонием, стационарная энергетика на БН должна будет работать в режиме максимального КВ.

Добыча из морской воды абсолютно реальна, в советское время технология создана. Большой интерес к ней проявляли японцы, и вобщем все пришли к мнению, что лишь экономическая нецелесообразность в условиях легководной АЭ сдерживает строительство заводов /или кораблей/ по добыче урана из морской воды. Для бридеров с полным сжиганием урана-238 стоимость точно приемлемая.

Главные запасы в Канаде и Австралии, мы же теперь часть капиталистического мира. Доступ к урану в Африке тоже возможен, хоть и менее стабилен.

Если сравнивать улучшенные ВВЭРы, СКД, на уране-235, в обоих случаях КВ порядка 0.8
Единственное, что БН могут основную часть плутония давать в виде оружейного изотопно чистого, когда ВВЭР даёт 60% Pu239.

Запас урана-235 в отвалах достаточен на 20 ГВт(эл) современных ВВЭР. Текущий расход в основном покрывается добычей. Таким образом, оптимальная стратегия: строительство головных блоков ВВЭР у себя и их максимальный экспорт. Сомнения в целесообразности лишь в том, что при ограниченных промышленных масштабах надо делать ставку на развёртывание БН с постепенным замыканием товливного цикла. Сначала замыкание через 50-летнее хранение ОЯТ, затем переход на автоматизрованные заводы свежего топлива и постепенное снижение выдержки до менее 1 года.
С вводом БН-800 и БН-1200 быстрая тематика избавится от имиджа маломощной экзотики: будут ВВЭР-1200 и БН-1200. Во втором капитальная составляющая затрат выше из-за трёхконтурности трубопроводов, однако и КПД 40% вместо 30%. На оксидном топливе КВ цикла порядка 1.2 с перспективой роста до 1.5 переходом на металлическое топливо, есть расходы на радиохимический завод зато в 100 раз меньше компонента расходов на урановые рудники. Будет что сравнивать.
Можно согласиться, что внимание промышленности должно быть в основном на быстром направлении сосредоточено.

То же самое с 1950-х говорят про исчерпание нефтяных месторождений. Чтобы оно не произошло, в каждом десятилетии появлялся новый довод: вынос мест добычи сначала в другие страны, а затем на морской шельф. Также и с ураном: появилась и считается сейчас основной технология подземного выщелачивания.
Современное буровое оборудование позволяет нефть и газ с 11-километровой глубины добывать. Для сравнения, толщина земной коры (до расплавленной магмы) под океаном 6 километров и 35 километров под континентами, а запасы угля у нас в большинстве мест учтены до глубины 600 метров. Увеличение глубин добычи может обеспечить многократный прирост запасов по урану.

Можно, в принципе, еще добавить про поколения центрифуг. а вот по количеству ЕРР, не совсем понятно. К примеру, ровно полгода тому назад (+/- 1 день) в сообщении №134 темы АР-1000 Вы писали:


Так в каком сообщении указано правильное значение?

Неверно сравнивать ЯТЦ отсутствующих в металле улучшенных ВВЭРы типа СКД с прогнозируемым КВ около 0.8 с существующим и отработанным ЯТЦ того же БН-600.
У этих типов реакторов уж очень слишком отличающийся плутоний по ценности на выходе получается.

На выходе из БН-600 с урановой загрузкой имеем в топливной части активной зоны плутоний с содержанием Pu-239 около 90-92%, а в бланкетах около 95-97%. Из этого плутония относительно технически несложно изготовить топливную таблетку.
Затем можно прогнать МОХ этот в БНе и на выходе все еще будем иметь отработанный плутоний неплохого топливного качества с содержанием Pu-239 на уровне 88-89%. Потом его в РЕМОХ можно опять превратить и вновь прогнать в БНе.
Или же МОХ с плутония в БН наработанного можно прогнать в ВВЭРе с содержанием плутония в топливе около 5% и иметь на выходе отработанный МОХ с суммарным уровнем плутония-239 и плутония-241 в нем около 60-65%.

Если же имеем реакторный плутоний с ВВЭРов с высоким уровнем выгорания топлива, то в нем всего суммарное содержание хорошо делящихся плутония-239 и плутония-241 около 67-70%. Топливные таблетки масcово делать с такого высокорадиотоксичного материала технически большой гемор.
Как топливный материал для БНа такой реакторный плутоний плох, но использовать его можно при почти двукратном расходе по сравнению с бланкетным плутонием от БНа.
В качестве основы МОХа для ВВЭРов потребуется уже содержание такого реакторного плутония в топливе около 8.5% вместо 5%, т.е. опять перерасход делящегося материала в 1.7 раза. На выходе при длительном выгорании такого МОХ-топлива будем иметь плутоний с остаточным содержанием хорошо делящихся изотопов плутония-239 и плутония-241 около 45-50%. Такого качества отработанный МОХ от ВВЭРа для приготовления РЕМОХ довольно сложно перерабатывать и выдерживать придется на пару-тройку лет более отработанного МОХа от ВВЭР из БН-наработанного плутония.

Таким образом, никакой ВВЭР-СКД даже при величине КВ=0.8 не может по конверсионным возможностям урана-235 в плутоний приблизится к БН-600/БН-800. Поскольку КВ реакторов-конвертеров правильнее рассматривать именно по воспроизводству хорошо делящихся нечетных изотопов плутония, а не по всем изотопам плутония.
Во всяком случае, для практического использования плутония в МОХ-топливе для в ВВЭРов важен не КВ реактора-наработчика, а изотопный состав получающегося плутония. Для БНов этот аспект менее важен, но также должен учитываться при рассмотрении альтернативных вариантов ЯТЦ.

В обоих сообщениях правильные.
Упрощённо, на килограмм 90-процентного надо 20 кг пятипроцентного, ~20*12 = 240 ЕРР. Остальные ~52 ЕРР на дообогащение с 5% до 90%.
В какой области физики специализируетесь??

К сожалению, долго вспоминал где видел данные значения. Если бы Вы указали выход ОУП, было бы проще. А так, да, согласен по величинам ЕРР , которые в точности совпадают с выдачей UxC Fuel Quantity & Cost Calculator, рекомендованным в свое время одним уважаемым участником. Видимо, про 2/3 Вы были правы, если принять их формулы за точные.

82:18 по процентам однако, давайте не будем упрощать.

У нас это когда-то называлось математическая физика, более конкретно, вычислительные методы решения ряда задач/уравнений. Достаточно?

Коллеги, мы с Александром посоветовались и приняли решение опубликовать для истории часть характеристик ВВЭР-1800:

Основные характеристики реактора ВВЭР-1800

Тепловая мощность 5800 МВт
Электрическая мощность 1800 МВт
Делящееся топливо U235, Pu239
Коэффициент воспроизводства 0,5
Средняя плотность воды 700 кг/м3
Температура теплоносителя на входе в активную зону 294 С
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны 330 С
Расход теплоносителя 37,3 м3/сек
Давление теплоносителя 15,7 Мпа
Потеря напора теплоносителя в реакторе 0,37 Мпа
Потеря напора теплоносителя во всём контуре 0,8 Мпа
Размеры корпуса реактора (наружный диаметр цилиндрической части / высота) 5,67/11,8 метра
Материал отражателя …….*.
Толщина отражателей: бокового 0,86 метра; торцевого 0,2-0,9м

Параметры активной зоны:

диаметр/высота 3,94/3,56 метра
Топливо UO2
Обогащение топлива подпитки по делящемуся материалу 3,6%
Загрузка топливом 101,2 тонны (ТМ)
Плотность топлива в таблетке 10,4 – 10,8 г/см3
Количество ТВС 253
Размер ТВС под ключ ………*.
Наружный диаметр ТВЭЛа 9,1 мм
Число ТВЭЛов в ТВС 312
Шаг треугольной решётки 12,75 мм
Материал оболочки ТВЭЛов: сплав циркония с …%…*.
Толщина оболочки ТВЭЛов 0,68 мм
Масса оболочки/ масса топлива (UO2) 35 тонн/114,8 тонн
Средняя плотность энерговыделения 133 МВт/м3
Максимальная температура в центре ТВЭЛа 1600 С
Максимальная температура оболочки ТВЭЛа:
на внутренней поверхности 400 С
на наружной поверхности 350 С
Средняя линейная тепловая нагрузка на ТВЭЛ 207 Вт/см
Коэффициент воспроизводства в равновесном режиме 0,5
Коэффициент неравномерности энерговыделения (физический)
По высоте 1,48
По радиусу 1,35
Длительность кампании топлива 3 (4) года
Число перегрузок топлива за кампанию 3(4)
Средняя глубина выгорания топлива 42 ГВт*сутки/тонна урана
Максимальный флюенс нейтронов (E>0,5 Mev):
в топливе 1е22 нейтр/см2
в оболочках ТВЭЛов 1е22 нейтр/см2
в корпусе реактора 1е19 нейтр/см2

Эффекты реактивности:

запас реактивности при номинальном режиме в начале кампании 8%
в конце кампании 0%
Температурные коэффициенты реактивности:
По температуре топлива – (0,2-0,25)*10-2 %/градус цельсия
По температуре теплоносителя – (1-8) )*10-2 %/градус цельсия
Мощностной коэффициент реактивности -2,5*10-4 (delta P/ %N)
Пустотный (паровой) коэффициент реактивности +(5-30)*10-4 (delta p/ %fi)
Изменение реактивности при полной потере теплоносителя в активной зоне -22%
Максимальное число стержней СУЗ (АЗ и АР) 199
Вес одного стержня СУЗ (АЗ + АР), средний 0,05%

Характеристики топливных циклов ВВЭР-1800
Первая топливная загрузка
Масса топлива 101,2 тонны
Загружаемое топливо:
U235 25,3 кг/т
U238 974,7 кг/т
Средняя глубина выгорания 24,5 ГВт*сутки/тонна ТМ
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 7,6
U236: 1,9
U238: 962,5
Pu238: ……*.
Pu239: 4,1
Pu240: 1,7
Pu241: 0,7
Pu242: 0,2
Np237: 0,1

Стационарный режим работы: ВВЭР-1800, открытый цикл
Масса топлива 101,2 тонны
Загружаемое топливо:
U235 36,0 кг/т
U238 964,0 кг/т
Средняя глубина выгорания 42,0 ГВт*сутки/тонна ТМ
Ежегодный расход топлива при КИМ = 0,8 (тонн/год): 40,5
Средняя длительность работы топлива 2 года
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 9,0
U236: 4,1
U238: 935,0
Pu238: ……*.
Pu239: 6,8
Pu240: 2,1
Pu241: 2,1
Pu242: 0,8
Np237: 0,8
Средний по кампании коэффициент воспроизводства: 0,5

вот спасибо!!

Действительно, информация интересная, спасибо!

Это вариант развития В-501 (ВВЭР-1200А), но с тремя циркуляционными петлями, или что-то иное, из старого? Так же интересует различие в приведенных данных по топливу, все-таки 2 года или 3-4 в активной зоне?

Спасибо, очень интересно.

Интересно, почему данные по Pu-238 отсутствуют и со звездочкой. Что там в комментарии такого "интересного" содержится?
Исходя из составов ОЯТ зарубежных PWR с близким уровнем выгорания, можно предполагать, что в первом случае для малого уровня выгорания (24,5 ГВт*сутки/тонна ТМ) имеем количество Pu-238 около 0.08-0.10 кг на тонну ОЯТ, а в случае ОЯТ высокого выгорания (42,0 ГВт*сутки/тонна ТМ) количество Pu-238 будет около 0.19-0.23 кг на тонну ОЯТ.

Печально низкий коэффициент воспроизводства равный 0.5 делает строительство столь большого ВВЭРа сейчас заведомо бессмысленным. Однако для данного примера имеется лукавство в декларируемом КВ=0.5, поскольку реальный подсчет по всем изотопам плутония дает КВ=0.385 и КВ=0.445 для обоих рассмотренных случаев.
Все таки бессмысленно включать в зачет КВ для ВВЭРов наработку практически неделящихся в ВВЭРном спектре урана-236 и нептуния-237, поскольку они себя ведут скорее как ядра-поглотители типа урана-238.

Старый, советский проект с четыремя петлями. Прорабатывалось увеличение его мощности до 2000 МВт.



Два для первой загрузки. В стационарном режиме 3 (4) года при 3 (4) перегрузках.

Конечно замыкание топливного цикла лучше на основе БН, чем ВВЭР. Расчитан также "ВВЭР-1800У" на плутонии, с тесной легководной решёткой. Топливо UO2-PuO2, отношение объёмов воды и топлива 0.85. Топливный цикл ВВЭР-1800У:
Масса топлива 112 тонн
Средняя концентрация изотопов в загружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 2,2
U238: 886,7
Pu239: 60,0
Pu240: 26,7
Pu241: 20,0
Pu242: 4,4

Средняя глубина выгорания 41,0 ГВт*сутки/тонна ТМ
Ежегодный расход топлива при КИМ = 0.8, тонн в год: 37.4
Средняя концентрация изотопов в выгружаемом топливе, кг/т ТМ:
U235: 1,31
U238: 852,0
Pu239: 52,7
Pu240: 24,3
Pu241: 17,3
Pu242: 6,5
Средний по кампании коэффициент конверсии: 0.81


КВ в литературе определяют по-разному, в ряде определений величина КВ не тождественна числу затраченных нейтронов. Для замкнутого цикла с равновесным составом топлива это имеет физический смысл: на входе икс килограмм плутония с высокой долей чётных изотопов, на выходе больше килограмм такого же изотопного состава.

Интересно отметить, например наличие Pu241 вносит положительный вклад в реактивность. Его критмасса на спектре БН ещё меньше, чем у 239-го. Однако когда из урана-238 захватом трёх нейтронов Pu241 производится, четвёртый нейтрон делит в осколки деления это ядро и появляются nu*eps~2.9*1.13=3.28 нейтрона, общий баланс нейтронов по этому парциальному каналу отрицательный.
Сам по себе захват нейтронов в конструкционных материалах и теплоносителе быстрого реактора может быть небольшим, а КВ вместо два с лишним, чуть выше единицы: много нейтронов поглощается самим топливом через образование высших актинидов, даже если есть их последующее деление.

Спасибо за интересную информацию.
Вот это уже более оправданный вариант супер-ВВЭР для нынешнего времени. И величина КВ вполне приличная прогнозируется.
Жаль никто сейчас и в ближайшее время такой аппарат строить и не собирается.
Всё на СКД надеятся...

Важна по возможности быстрая переработка ОЯТ для реакторов работающих на МОХ-топливе.
Например для отработанного топлива вышеописанного ВВЭР-1800У.
Содержание изотопов плутония в нем будет таким.
Pu-238 = 1.9%
Pu-239 = 51.3%
Pu-240 = 23.6%
Pu-241 = 16.9%
Pu-242 = 6.3%

Если переработка ОЯТ будет происходить через 14.5 года с момента выгрузки топлива, то ценного хорошо делящегося изотопа Pu-241 останется только половина. Тогда по сути для такого залежавшегося топлива в топливном цикле КВ равен 0.74, а не 0.81.
Если же ОЯТ пойдет в переработку через 23 года, то Pu-241 останется только треть и для такой организации топливного цикла КВ= 0.72.
Вещи очевидные, но игнорируемые в большинстве расчетов эффективности ЯТЦ.

Состав плутония в ОЯТ при его рециклинге тоже будет ухудшаться раз от раза, однако мало сказываясь на декларируемом КВ.
Первоначальный состав плутония в МОХ-топливе ВВЭР-1800У:
Pu-238 = 1.6%
Pu-239 = 53.1%
Pu-240 = 23.7%
Pu-241 = 17.7%
Pu-242 = 3.9%

Видно, что по сравнению с начальным топливом доля "мусорных" четных изотопов Pu-240 и Pu-242 в ОЯТ возросла с 27.5% до 30.0%. На каждом следующем прогоне плутония в ВВЭР-1800У доля "мусорных" нейтрон-поглощающих изотопов Pu-240 и Pu-242 будет расти на 9-10% от величины при загрузке топлива.
Итого, три-четыре прогона плутония через ВВЭР и его в захоронение отправить придется из-за сильного ухудшения топливного качества по причине изменения изотопного состава.
Замкнуть ЯТЦ на таком типе реактора как ВВЭР-1800У все равно не реально.