Интересные японские цифры по стоимости MOX-топлива.
http://atominfo.ru/newsk/r0328.htm

1 MOX-кассета стоит 7,8 млн долларов.
1 UO2-кассета стоит 0,865 млн долларов.

Разница в 9 раз.

Поэтому и надо убирать по максимуму переработку.
Тем не менее, мое предложение о жидкосолевом бланкете для "прорыва" у сирожиных деток вызвало шквал негатива и сплетен в мой адрес, хотя это снижение стоимости ТВС с вторичным топливом в 2-3 раза.

Довольно уж большая разница в стоимости топлива выходит.
В статьях разных при обсуждении МОХ-топлива для легководников обычно оперировали стоимостью МОХа на уровне 280-350% от уранового.
А тут в девять раз разница в цене. С такой экономикой для легководников с МОХом вообще смысла нет возиться.
А японского происхождения регенерат урановый от переработки их ОЯТ куда девают?

Выделение отдельной плутониевой фракции для создания топлива подпитки легководников действительно не имеет смысла.
REMIX-вариант более предпочтителен получается, однако постоянное добавление урана-235 17%-го обогащения к переработанному ремиксу тоже экономически не сильно хорошо. Если этот уран-235 есть регерат от ОЯТ исследовательских или транспортных реакторов или с БН-600, то схема REMIX приемлемый вариант, но если этот уран-235 17%-го обогащения отдельно производить надо, то это бредовая схема получается.

По сути имеем, что смесь U+Pu, которая может быть выделена из ОЯТ ВВЭР-1000 или РБМК обладает недостатком делящегося материала. В REMIX варианте этот недостаток предлагают компенсировать добавление урана-235 17%-го обогащения.
Но ведь можно делать и проще, добавив к смеси оятэшного U+Pu необходимое количество плутония из ОЯТ БНов. Тогда можно это смесевое топливо успешно прогнать через ВВЭР в качестве топлива подпитки и отложить на переработку. В таком ОЯТ после двух топливных компаний уран-235 почти весь повыгорит и его содержание будет на уровне около 0,25-0,3%, т.е. как в хвостах центрифужного производства. Плутоний из этого ОЯТ будет иметь долю нечетных изотопов около 55-60% и ему одна дорога - в БРЕСТ в смеси с нептунием и америцием ранее наработанным. Далее выжигание по максимуму и в хранилище на 40-50 лет.
Не видется особого смысла в многократном прокручивании REMIXа в ВВЭРах с постоянной подпиткой ураном-235 17%-го обогащения.

В принципе, плутоний из ОЯТ высокого выгорания от ВВЭР-1000/1200 будет иметь только половинчатое содержание нечетных изотопов, а половину четных изотопов, которые скорее выгорающий поглотитель, чем топливо для легководного спектра нейтронов.
IMHO, такому высокофоновому и низкокачественному плутонию три дороги есть.

Первая - в БРЕСТе с минорами выгорать по максимуму, попутно в жидкосолевом бланкете из тория нарабатывая уран-233. Схема интересная, но завязывается на успехе создания устойчиво работающего свинцового быстровика большой мощности.

Вторая - вместе с торием в ЖСРе палиться.
Вариант утилизации высокофонового и низкокачественного плутония в ЖСР устраняет весь массив проблем и возни с производством самого МОХ/REMIX-топлива, заполнения им ТВС и последующей утилизации такого ОЯТ. Плюс на выходе пригодных для лгководников уран-233 наработанный с помощью некачественного плутония иметь будем. Для выжигания высокофонового плутония с наработкой урана-233 не нужен ЖСР сверхмегамощности. Пять-шесть аппаратов тепловой мощностью по 1000-1500 МВт с генерацией высокотемпературного тепла для снабжения цеха электропирорепроцессинга и энергомощностью по 250-450 МВт. По сути промышленный завод для глубокой переработки сильновыгоревшего ОЯТ с утилизацией плутония и миноров на месте выделения и наработкой урана-233 в качестве товарного продукта.

пока что никуда, но есть вот такие планы:
"Рассматриваются также возможности возобновления экспортных поставок для нужд французской компании Г‰lectricitГ© de France (EDF) и начало работы с регенерированным ураном японских компаний"
ссылка

Переработанное топливо действительно примерно в 20 раз дороже.
3 кратное у японцев было в качестве прикидки переработки колдерхола, который они хотели использовать на природном уране с последующей добавкой рециклированного плутония.

Тем не менее все движения все равно идут в плане свинцового быстровика большой мощности.
Поэтому вообще непонятно. когда за предложения по его существенному улучшению, людей стали принуждать к увольнению.

Удивился сам. Есть предположение, что японцы погорели по цене из-за сверхдолгого теххранения. Они вывезли ОЯТ давно, но принимать топливо не спешили. Естественно, хранение они обязаны были оплатить.

Спасибо.
Интересно, почему регенерат урановый из японского ОЯТ столь долгое время лежит без дела?
Некий запас сырья на случай мутных времен?
Топливо с регенерата уранового из-за необходимости цикла смешения с НОУ и конверсии, что гораздо дороже обычного получается?

Кажется, что топливо урановое из регенерата явно дешевле МОХа будет. Однако японцы почему то охрененно дорогое МОХ пользовали в своих BWR, а топливо с регенерата видимо массово не использовали.

IMHO, МОХ из ОЯТ высокого выгорания легководниковов для питания легководников использовать это изощренный вариант саморазрушения атомной энергетики с экономической точки зрения.
МОХ-топливо для подпитки легководников или от безвыходности в условиях недопоставок уранового сырья или при затаривания складов энергетического плутония от переработки ОЯТ. Причем если первичный МОХ это дорогой и радиотоксичный продукт, но то при переработки такого ОЯТ появляется РЕМОХ еще более дорогой по стоимости, более низкокачественный и высокорадиотоксичный из-за большей доли Pu-240 и Pu-242.
В добавок сжигание МОХа и РЕМОХа в легководниках - генерация в еще больших количествах высокорадиотоксичного америция и кюрия. И рост проблемы из-за необходимости утилизации америция и кюрия (выжигание/хранение долговременное).

IMHO, высокофоновый плутоний из ОЯТ современных и строящихся легководников с высокоми характеристиками выгораниями должен использоваться лишь однократно без повторной переработки. Причем в наиболее простом и удешевленном варианте производства топлива из такого плутония.
Варианты использования высокофонового плутония.
1) в тяжеловодниках в виде REMIX смеси из ОЯТ в виде вибротоплива;
2) в БНах в виде вибротоплива на основе инертной матрицы типа ZrO2 в ТВС с увеличенной бланкетной зоной из обедненного урана или тория. Причем конструкция ТВС должна позволять легко извлекать бланкетные стержни для переработки;
3) в СВБР или БРЕСТе в виде смешанного топлива с минорами;
4) в ЖСР в качестве утилизируемого топливного компонента в смесях типа PuF3-ThF4-NaF-LiF и PuCl3-ThCl4-NaCl(LiCl)-KCl-MgCl2(AlCl3). Рециклинг фторидной топливной смеси газофторидный через летучие MeF6. Для хлоридных топливных смесей рециклинг пироэлектрохимический.

Это вот сейчас про ядерные реакторы было, да?

Яркий пример взаимосвязанности тем с примером перетекания из одной в другую

Речь о том, что на чужих ошибках имеет смысл учиться, а не пытаться повторять.

Те же ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ" и НИЦ «Курчатовский институт» усиленно пропиаривают "сверхперспективный" вариант "легководника будущего" в виде ВВЭР-СКД.
http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/SCWR.php
http://www.atominfo.ru/newsd/k0230.htm
http://www.atominfo.ru/newse/l0411.htm
http://www.atominfo.ru/news9/i0464.htm
http://atomicexpert.com/content/%D1%81%D1%...%B4%D0%B0%D1%87
http://www.atomic-energy.ru/papers/29795

Дескать у этой сверхинновационной ЯРУ и кпд выше будет до 42-45%, и эффективность топливоиспользования больше на 10-20%, выгорание топлива увеличенное до 75 МВт*сут/кг U, прогнозируемый КВ почти в два раза увеличится до КВ=0,8 (даже КВ под 1 уже озвучивали) и топливо на треть активной зоны МОХ будет. Только вот доводить этот реактор до ума предполагается не менее 20-30 лет. Т.е.увидеть его в виде строящейся серии не ранее 2040 года предполагается. Однако очевидно, что к 2045-2050 году имеющиеся легководники уже столкнутся с дефицитом "дешевого и доступного" урана-235. Но типа для ВВЭР-СКД спасением частичное использование МОХа будет, что поможет продлить агонию легководного направления энергетических ЯРУ.

Вопрос имеется - зачем тратить огромные деньги, ресурсы и время на проектирование гипотетической энергетической установки, которая по всем перспективным параметрам не сильно превзойдет, а частично будет уступать уже имеющемуся БН-800?
Понятно, что легководное лобби очень сильно в отечественном атомпроме, и легководники пока кажутся более предпочтительными для экспорта. Однако, ключевые недостатки ВВЭРов, а именно невысокую эффективность топливопотребления и низкий коэффициент воспроизводства делящихся материалов очень трудно устранить, не ухудшая экономико-технические характеристики и не усложняя конструкцию использованием легководного теплоносителя сверхкритического давления .

IMHO, закладывать новые энергоблоки с ВВЭР на территории РФ нужно прекращать. Строить ВВЭРы только на экспорт по максимуму возможностей отечественной промышленности.
Все основные усилия и финансы бросить на:
1) завершение проекта БН-1200 с полностью МОХ зоной со строительством серии из не менее 4-6 единиц;
2) доведение до ума проекта БРЕСТ-1200 с отработкой на БРЕСТ-300ОД основных аспектов свинцовой технологии теплоносителя и пристанционного ЯТЦ, рассмотреть и опробовать варианты промышленной наработки урана-233 из тория в свинцовых реакторах;
3) разработать на основе имеющихся наработок Курчатника среднемощный жидкосолевой реактор для утилизации высокофонового энергетического плутония и наработки урана-233, построить прототип и отработать особенности ЯТЦ жидкосолевика;
4) на основе этого ЖСР создать подкритическую жидкосолевую ЯРУ для утилизации разной высокорадиотоксичной дряни типа америция, кюрия и рециклированного высокофонового энергетического плутония.

Это, без всякого сомнения, верно. Чьи ошибки Вы имеете в виду?


Так уж сложилось, что уран в ТВС для экспортных контрактов поставляет Россия. Опять же, весьма желателен референтный опыт по проектам. Сугубо с моей точки зрения, как раз излишняя ориентация на строительство за границей не совсем верна. Стоит расширять внутрероссийский "парк" блоков, иначе, скоро, доля АЭС резко уменьшится (в генерации электроэнергии).


Боюсь, банально не хватит плутония на всё. Останемся без вводов новых блоков в принципе.

P.S. Содержательную часть попробую прокомментировать позже.

Учитывая, что речь идет о горизонте 30-го года (это при самом оптимистичном варианте развития событий), то вполне хватит. Ведь помимо Маяка (согласно открытой информации, уже сейчас более 50 т энергетического плутония накоплено), на полную мощность к 20-му году должен заработать ОДЦ, который будет перерабатывать 250 т ОЯТ ВВЭР-1000 в год. При содержании плутония в нем на уровне 1%, имеем на выходе 2,5 т/год.

Вы сами помните на чем такие расчеты основывались - средина 70х, нефть под 40$/бар (по покупной стоимости как сейчас 200-250$), везде визг про истощение нефти-газа к концу 80х...

Ошибки европейцев и японцев, предполагавших что МОХ альтернативная замена урановому топливу для легководников.
Так можно было предполагать сорок лет назад, когда те же зарубежные PWR имели выгорание топлива 22-26 ГВт·сут/т U и отечественные ВВЭР-440 выгорание 20-22 ГВт·сут/т U. В плутонии из ОЯТ с такими уровнями выгорания содержание изотопа Pu-239 около 67-69% и Pu-241 около 8-9%. Т.е. доля мусорных для легководного нейтронного спектра четных изотопов плутония около 22-25%.

В текущих условиях и в ближайшем будущем выгорание топлива в ВВЭРах составляет/составит около 50-60 ГВт·сут/т U. В плутонии из такого ОЯТ содержание изотопа Pu-239 около 53-46% и Pu-241 около 14-17%. Т.е. доля мусорных для четных изотопов плутония около 33-39%. И плутоний такой из ОЯТ выделять быстро надо, иначе при хранении сильновыгоревшего ОЯТ непрерывно теряется ценный Pu-241.
Ценность такого плутония для легководников, с учетом его высокофоновой радиотоксичности и более трети содержания четных изотопов сомнительна, а с экономической точки зрения очень низкая. Ежели предполагается еще из этого плутония МОХ делать для легководников, а потом еще МОХ-ОЯТ перерабатывать, то в один раз выгоревшем таком МОХе доля нечетных изотопов будет уже более 42-45%. Т.е. по сути куча балласта трансмутируемого.

Цена же МОХ топлива для легководников с производственной точки практически близка к цене МОХ-топлива для БНов. Но при этом, БНы по сравнению с ВВЭР не так сильно поганят состав плутония в МОХ-ОЯТ, имеют в два раза больший КВ и эффективно делят четные изотопы. Плюс переработка МОХ-ОЯТ БНов экономически более целесообразна, чем МОХ-ОЯТ от ВВЭРов.
Поганить среднефоновый плутоний из ОЯТ первых топливных кампаний ВВЭР-440 в ВВЭР-1000/1200 будет явной ошибкой.

Ничто не мешает строить двухблочные АЭС в качестве референтных блоков. Например один блок ВВЭР-ТОИ, а второй какой нибудь ВВЭР-1300-СУПЕР.

Понятно уже, что темпы строительства/ввода замешаюших энергоблоков низкие. И далее хуже только может быть.
Но к чему сейчас строить ВВЭР с ожидаемым сроком эксплуатации в 60 лет, если ожидаемо две трети срока эксплуатации эти реакторы будут иметь проблемы с постоянно дорожающим топливом и сложности с его поставками.

Оценим имеющееся в РФ количество наличное плутония в 50 тонн энергетического+34 тонны ненужного военного. Т.е. не менее 84 тонн.

БН-800 в пересчете на плутоний имеет начальную загрузку около 3 тонны плутония и 1,8 тонны для ежегодной подпитки.
Ориентиовочно шкалируя, БН-1200 будет иметь начальную загрузку около 4.5 тонны и ежегодно требовать 2.7 тонны топлива подпитки.
Допустим, что ОЯТ БН-1200 будет выдерживаться 4.5 лет и далее перерабатываться в течении полугода. Тогда на пять лет работы БН-1200 с учетом первоначальной загрузки потребное количество плутония 15,3 тонны.

Имея сейчас в наличии около 85 тонн плутония, можно сейчас смело планировать строительство в ближайшие 15-18 лет 4-5 единиц БН-1200 и одного БРЕСТ-1200.

Далее же запасы выделяемого плутония РФ будут постоянно увеличиваться из-за переработки ОЯТ ВВЭР-440, БН-600, БН-800 и ввода в строй линии переработки ОЯТ ВВЭР-1000.

ну может быть идет рассчет запитать ВВЭРы ураном - 233 который предполагается генерировать в ториевых экранах быстрых реакторов?

Везде где идет речь о будущем ВВЭР-С всегда говорится, что этот реактор будет работать на смесях уранового и МОХ топлива, способен работать на чистом МОХ и будет в ближайшие 70-80 лет основной рабочей лошадкой российской атомной энергетики.

Складывается ощущение, что насчет перспектив использования в ВВЭРах тория согласованного мнения так и не выработано. Скорее выраженное отрицательное отношение.
Хотя может вариант подпитки ВВЭРов торий-содержащим топливом и рассматривается как некоторая возможная опция для перспективных иностранных заказчиков новых версий ВВЭР типа Индии, Турции или Аргентины.

Складывается ощущение, что промышленная наработка урана-233 для нужд российской АЭ пока всерьез не рассматривается. Логика проста - типа зачем заморачиваться с ториевым топливом и получением урана-233 если на складе делящихся материалов есть халявный (бесплатный для Росатома) плутоний, выделенный на заводе РТ-1.

http://atominfo.ru/newsl/s0731.htm

Даже если грубо принять, что из этого количества только около 200 тысяч тонн составляет ОЯТ от легководников и среднее содержание плутония в таком ОЯТ около 7-9 кг на тонну, то общее количество плутония в этом ОЯТ около 14-18 тысяч тонн!!!

Если этот плутоний выделить, то из него можно наделать почти 200-250 тысяч тонн топлива для легководников.
Этого количества могло бы хватить, что бы в течении 60 лет подпитывать по трети а.з. в 460-570 легководных реакторов мощностью по 1000 МВт(эл.).

И после этих чисел как можно говорить о том, что ОЯТ не нужно перерабатывать.

Смешно не это. Ненужность переработки ОЯТ легко обосновать а) наличием дешёвого природного урана; б) грязностью процесса.

А вот тяга к сверхвысоким КВ у быстрых реакторов - да, таки становится анекдотичной.
Возникает совершенно естественный вопрос: нафига нарабатывать больше (больше, ещё больше!) "реакторного" плутония, если уже имеющийся сейчас уже рассматривается даже не как бесплатный материал, а как мусор с отрицательной стоимостью?

КВа БРЕСТа чуть-чуть более 1.

Так что о сверхвысоких КВ уже забывают.

Чуток ошиблись, вроде как на порядок поменьше.

А разве это не в АЗ?
Вроде этим обосновывают этот "прорыв".

КВа.

То есть, это именно в активной зоне.

Да, недосмотрел, просто фраза что не гонятся за высокими КВ, несколько не то, ведь в БН сейчас КВа~0,7-0,8, и даже с МОХ ожидаемый не дотянет до 1.

9кг на тонну это ~1%

от 200тт один процент это 2тт

Вы правы, порядок потерялся. Кто не ошибается...

Ну допустим, будем иметь в ОЯТ имеющимся от легководников около 1800 тонн плутония.

Если принять, что МОХ концентрацию для новых проектов может иметь на уровне 7.5-8.0% по плутонию, то получается, что из плутония энергетического можно произвести 22500-24000 тонн МОХ топлива.
Если гигаватник в год потребляет 21 тонну топлива и МОХа в зоне толькот треть, то 22500-24000 тонн МОХ топлива способно обеспечить 3215-3430 ГВт*реакторо-лет. Или соответственно 60 лет работы 53-57 единиц гигаватных легководников.
Но при работе реактора ведь снова в а.з. плутоний будет нарабатываться, и если консервативно принять для будущих легководников КВ=0.5, то при гибридном МОХ-цикле имеем удвоение количества МОХ-топлива (1+0.5+0.25+...=2). Кроме того плутоний в МОХе выгорает неполностью и его остается в ОЯТ около трети от первоначального. Если МОХ рециклировать, то получаем возврат плутония в ЯТЦ на уровне 30%.

Тогда получается, что 1800 тонн плутония из имеющегося ОЯТ может обеспечить в течении 60 лет работу 123-131 единицы гигаватной мощности легководников.
Ну или такое количество плутония способно поддерживать парк из около 250 БНов мощностью по 900-1000 МВт.

Как не считай, а все равно получается, что игнорировать ресурсный плутоний в ОЯТ, относя ОЯТ к отходам , ошибочная позиция многих стран.

Если пристально посмотреть на развитие быстрой программы во Франции, США, Великобритании и СССР, то складывается впечатление, что быстрые реакторы в первую очередь интересовали ЯОК этих стран как высокоэффективные наработчики высокочистого оружейного плутония в бланкетах из обедненного урана. Эксплуатация быстровиков тестовых почти совпала с принятием на вооружение этих стран крылатых ракет с ЯГЧ, хранимых в торпедном отсеке.
Такой плутоний высокочистый по уровню 239-изотопа - низкофоновый и позволяет заметно дозы снизить для экипажа лодок. Как только наработали достаточное количество такого плутония, так быстрые программы и прикрыли.

Один только СССР по инерции тянул БН-600 как реактор двойного назначения и РФ ввязалась в дальнейшее продолжение быстрой программы в виде БН-800.
Те же индусы БН свой строят в первую очередь как высокоэффективный наработчик высокочистого плутония для нужд ЯОК, а уж потом его рассматривают как экспериментальный энергетический реактор.

В принципе, для БНов на текущем этапе развития совсем не обязательно полностью работать на МОХ-топливе и иметь КВ более 1.
Вполне кажется приемлемым, если бы на современных БНах для энергетики 65-75% зоны было на МОХе и КВа был бы более 0.8. Гнаться за суперпараметрами бессмысленно, а умеренные проектные характеристики позволили бы проще такие БНы строить и эксплуатировать.

Всяко лучше бы было легководников и тяжеловодников ныне используемых в энергетике. Да и плутоний из ОЯТ бы без дела не валялся.

Все это понятно, но пока главная проблема в стоимости переработки, и в дополнение уже миноры.
Все же, как ни крути, а придется жидкосолевики рано или поздно начать делать.

Следуя этой логике можно обвинять, например, Японию?


Но собственно у меня несколько другой, может быть даже слегка странный вопрос.
Отличаются ли конструктивно, с точки зрения геометрии, MOX сборки?
Если нет, то возможно ли изменяя геометрию и воздействуя тем самым на спектр нейтронов повысить "расход" плутониев? В какую сторону это может изменить "минорную" составляющую в ОЯТ MOX?

Совершенно согласен.

Уже вполне очевидно большинству специалистов, что БНы не смогут полноценно решить все сложные аспекты плутониевого ЯТЦ. Однако, в ближайщем будущем в некотором количестве БНы все таки придут на смену легководникам. И в основном по причине более эффективного сжигания накопленного плутония с более выгодными величинами воспроизводства. Но не верю, что БНы смогут массово заменить легководники.

Однако для быстровиков не решены ни вопросы массового промышленного изготовления МОХ-топлива из высокофонового плутония, ни вопросы эффективной и недорогой переработки МОХ ОЯТ, ни вопросы повышенной генерации трансплутонидов, ни вопросы их утилизации. И есть ощущение, что на решение этих проблем могут уйти десятилетия, а времени у человечества не так много по энергоресурсам.

Жидкосолевики - наиболее реальные аппараты для высокоэффективной и упрощенной утилизации высокофонового энергетического плутония с генерацией электроэнергии и высокотемпературного промышленного или хозяйственного тепла. Однако у них есть реальная проблема в генерировании высокочистых оружейных материалов, которые можно непрерывно выводить на стадии производства и скрытно уводить из ЯТЦ. Нераспространенческий фактор - основная проблема для масштабного внедрения жидкосолевых энергетических реаторов в мировую атомную энергетику. И от этого факта никуда не деться.

Хотя вон те же японцы додумались ведь на BWR в гомогенном режиме хитро уран-233 втихоря генерить. Так что очевидно уже, те же легководники в умелых руках могут успещно для скрытной наработки делящихся материалов применяться.

Есть четкая увереность, что ни одна страна просто так не строила экспериментальный быстровик, не рассматривая его как участника оружейной программы. А та же Япония два быстровика эксплуатировала. Но типа не пойман - не вор. Хотя у большинства специалистов нет сомнений в наличии у Японии скрытого запаса делящихся материалов, устройств и носителей. Но японцы не уникальны в этом случае. Тот же Израиль более вызывающий пример, или Германия, или Бразилия.

Так может оказаться, что для ответа на этот вопрос на форуме местном может просто не оказаться соответствующего специалиста. В РФ то опыта сжигания МОХа в легководниках нет.

Общая логика такая, более жесткий нейтронный спектр - большее деление хорошо делящихся изотопов 238Pu, 239Pu, 241Pu при меньшей доле захватов нейтрона без деления. Меньшая жесткость нейтронного спектра - больший захват нейтронов фертильными в легководном нейтронном спектре изотопов 240Pu и 242Pu и подъем вверх по трасплутонидной цепочке. Чем большее выгорание МОХ-топлива в легководнике, тем гораздо больше образуется миноров. Рост наработки миноров почти идет по экспоненте при превышении выгорания топлива больше 40 ГВт*сут/тонну.

Америций-241 происходит в основном из плутония-241 при хранении ОЯТ, но в меньших количествах генерится и в реакторах при работе с МОХом. Из америция-241 генерится америций-242m. А из короткоживущего плутония-243 получается америций-243.
В ОЯТ из миноров больше всего америция-241 и америция-243.

Кюрий-242 генерится из бета-распада америция-242, а кюрий-244 и кюрий-245 из ветки захватов нейтронов америцием-243 и превращением в короткоживущий америций-244 с последующим бета-распадом.
Из кюриев в свежем ОЯТ больше всего кюрия-244, кюрия-245 и кюрия-242.

В имеющихся легководниках из-за особенностей конструкции невозможно добиться эффективной утилизации МОХ-топлива без генерирования значительного количества миноров. Перспективный ВВЭР-СКД может улучшенно утилизировать МОХ, но все равно проблему накопления миноров не решает.

Только быстровики и жидкосолевики с быстрым/промежуточным спектром могут эффективно миноры утилизировать.

ВХР соблюдать надо.

Интересно отметить, что при близких уровнях выгорания уранового и МОХ-топлива реактор типа BWR генерит в среднем в 1.5-2.5 раза больше разных изотопов америция и кюрия, чем реактор PWR-типа.

РБМК тоже оказываются хорошие наработчики миноров на высоких уровнях выгорания топлива по сравнению с ВВЭРами.

Это к вопросу о роли жесткости нейтронного спектра в выгорание разных изотопов плутония и генерацию миноров трансплутонидных в ОЯТ.

Скажу, что я против, но мотивация у меня иная, чем, например, у VBVB. Геометрия топлива существующих легководников оптимизирована не только под нейтронку. Беда в том, что она - продукт компромисса нейтронки, гидравлики, термомеханики. Начнёте менять что-то одно, например, менять шаг твэлов, получите проблему в чём-то другом (теплосъёме или механической устойчивости). А проектировать новый легководный аппарат под МОХ - так это лучше вписаться в существующие программы (например ВВЭР-СКД), пока они не закостенели.

Если про легководники, то размеры сборки такие же, как урановые, т.к. MOX-топливом загружают только часть активной зоны, т.е. и урановые, и MOX постоянно находятся в зоне одновременно.

Внутренности MOX-сборок оптимизируют давно.

P.S. Влиять на спектр лучше с помощью вытеснителей. Это давняя идея, реактор с изменяемым спектром по ходу кампании. У нас это проект ВВЭР-С.
В случае вытеснителей переделки геометрии кассеты практически не требуется.

Smith в теме по германским АЭС спросил:

На волне отторжения АЭ у немцев можно за их же деньги выманить большую часть их запаса наработанного энергетического плутония в виде ОЯТ.
В сумме с нашим потенциальным запасом энергетического плутония и немецким могли бы выйти на третье место по запасам плутониевого ресурса после США и Франции, обогнав Великобританию и Японию.

Запас отечественного энергетического плутония на конец 2015 года около 151-153 тонн может составлять + еще 34 тонны списанного военного. Т.е. около 186 тонн. Вот если бы с немцев еще тонн 120-130 выманить, то вообще все хорошо было в плане топлива для АЭС в РФ.

Допустим тогда к 2025 году могли бы мы иметь отечественного плутония энергетического около 230-233 тонн, а с немецким в сумме уже 350-360 тонн. А это уже почти эквивалент 4670-4750 тонн МОХ топлива, которое можно по половине зоны в ВВЭР-СКД грузить и обеспечить работу 7-8 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет без учета рецикла МОХа.

С учетом рецикла МОХа из ВВЭР-СКД и притока плутония из ОЯТ ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, РБМК-1000 оперативный запас плутония позволил бы решить топливный вопрос для 18-22 единиц гигаватной мощности ВВЭР-СКД в течении 60 лет.

Включая урановый регенерат из ОЯТ в потребление, могли бы на запасе отечественного и немецкого плутония спокойно решить на ближайшие 60-70 лет вопросы топливообеспечения 20-25 ГВт(эл.) мощности от ВВЭР-СКД и еще иметь 4-6 ГВт(эл.) от БНов/БРЕСТОв.

Итого, при получении немецкого энергетического плутония вместе с отечественным запасом плутония, вопрос снабжения топливом 25-30 ГВт(эл) атомных мощностей в РФ на ближайшие 60-70 лет относительно просто решается.

Если освоена переработка ОЯТ от ВВЭР-1000 и РБМК, если освоено масштабное производство МОХ-топлива, если спроектированы, в достаточном количестве построены и работают АЭС с использующими МОХ-топливо реакторами и оборудованием для обращения с ним …

А есть другие более простые варианты, чем вами выше перечисленные?

В налаживании переработки ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000 нет ничего сверхестественного. Все решаемо за разумные сроки.

Масштабное производство МОХ-топлива эта также решаемая проблема с привлечением разумного количества финансов и специалистов в относительно небольшие сроки.

Проектирование ВВЭР-СКД, ориентированного на работу с МОХ-топливом идет кое-как. Будут финансы и политическое решение, так относительно быстро смогут форсировать разработку проекта и строительство прототипа. Правда пока непонятно сколько времени его до ума доводить будут и сможет ли ВВЭР-СКД срок до 60 лет эксплуатации иметь.

В качестве альтернативы технически непростому ВВЭР-СКД для сжигания МОХ-топлива на первичном этапе программы утилизации энергетического плутония в РФ может выступать проектируемый ВВЭР-Супер, который более проработан в деталях и реален к постройке в разумные короткие сроки при свовременнном и полном финансировании.

Все эти вопросы вполне решаемы. И гораздо более простыми методами и технологиями, чем которые адамовцы в варианте смешанное нитридное топливо + БРЕСТ развивают.

Они не ищут простых и недорогих путей, вспомните Александрова и историю РБМК.

если стоит задача просто утилизировать плутоний, то тут, конечно, не надо огород из быстрых РУ городить, а если все же ставим цель именно освоения ЗЯТЦ, то ВВЭРами одними сыт не будешь. это я не к тому, что "свинец - всем делу венец", а лишь для прояснения позиции.

И всё же надо начинать пробовать жечь плутоний в существующих ВВЭРах, - это даст и толчок к развитию производства MOX, и сократит "технологическое отставание" от тех же французов в области конкуренции на экспортных рынках (иметь апробированную возможность, пусть и не выгодную, всё равно плюс).

Абсолютно согласен.

По-любому МОХ-придется сжигать и ВВЭРах. Им через несколько десятилетий может просто не хватить доступного природного урана.

Поставка ВВЭР за рубеж должна сопровождаться официальной гарантией, что в течении срока службы реактора (50-60 лет) РФ обязуется при желании владельца полностью снабжать его топливом, в том числе и МОХ.
Тогда многие заказчики будут полностью уверены, что пока РФ будет существовать, то проблем у них с топливом для реактров российского ппроизводства не будет, поскольку запасы плутония в РФ физические и существенные, в отличии от гипотетических перспективных месторождений недобытого урана.

Одним сжиганием плутония в ВВЭРах судьбу АЭ в РФ не решить, поскольку ВВЭРы банально больше расходуют и поганят плутония чем производят.

Поэтому быстрые реакторы, особенно те которые способны в варианте режима повышенной наработки производить плутония больше чем производят, явно нужны и эти проекты должны финансироваться и развиваться.

А вот какие это быстрые реакторы будут - БНы, БРЕСТы или какой-нибудь ВТГР время покажет.

Ну тогда правильно сначала вспомнить те трудности, о которых говорилось в середине нулевых, когда такой вариант был реален.
По порядку вспоминания, не по значению.

1) У MOX-сборок в LWR более высокая коррозия (разгерметизация!)
2) Кардинальное изменение системы СУЗ (так как бета плутония-239 много меньше беты урана-235) - возможно ли добавить новые стержни? возможно ли перейти на обогащённый бор в сузах?
3) Свежее MOX-топливо нельзя долго хранить на складе
4) Транспортировка MOX более дорогая
5) Обогащение по делящимся в MOX для LWR выше => меньше 238U, хуже температурный и проч. эффекты реактивности, важные для безопасности
6) Переработку ОЯТ MOX долго и с огромным трудом осваивают (и справляются) французы; у нас опыта такого нет, придётся либо тратить время и деньги (и того, и того помногу), либо обращаться к французам за помощью (дорого и Мистраль).

Это то, что вспомнил.

VBVB, добавлю ещё одно замечание: контракты на поставку топлива для тех блоков, которые строят по нашим проектам в последние годы, ТВЭЛ и так предлагает на весь срок службы (те же Х-2, Р-4 тому примером, да и Пакш изначально был отнюдь не 10-летним). Причина проста - чем длиннее контракт, тем проще прогнозировать загрузку мощностей, больше можно выделять на НИОКР и т.д. (несмотря на более низкую стоимость топлива для потребителя в этом случае). Но ведь далеко не все идут на это...

1, 2 - именно для преодоления этих трудностей нужно начинать, дорогу осилит идущий.
3 - пока (не) дойдёт до реального экспорта, это не трудность.
4 - экономические показатели вообще не в пользу MOX, пока...
5 - эту задачу надо решать и видимо в комплексе с 2.
6 - пожалуй самая большая проблема, она не решится сама по себе. Предложил бы ассоциацию: "Пить, курить - вредно, а здоровым помирать - жалко.", оно ж нас не останавливает
Что же касается французов, то "тема мистралей" тут не показательна, придут другие политики, может всё развернётся (а может и нет).
P.S. Собственно и в расчёте на опытную эксплуатацию MOX, можно б было не медлить с вводом новых мощностей (время простоев при "опытах" явно выше).

LAV48,

я не к тому, что MOX в легководнике - нечто нерешаемое. Французы же решили.

Но к тому, что перед тем, как подходить к снаряду, стоит вспомнить опыт предыдущего подхода.
А мысли про MOX в ВВЭР в России были, и проработки велись. Есть смысл их вспомнить, какие были найдены трудности.

Собственно, ту же плавучую АЭС в своё время ругмя ругали за то, что они делали вид, что самые первые, и что никакого Стёржиса не было. Не говоря уж о неатомных попытках сделать плавучие станции. Такой подход неправильный.

Поэтому и записал в ветке то, что помню с предыдущей попытки по MOX в ВВЭР.