Отдельная тема по ВВЭР-С, т.к. это не СКД.

Для затравки интервью Мохова.
http://atominfo.ru/newse/l0453.htm

Не совсем понятно в цитированном фрагменте следующее: казалось бы, сдвиг спектра либо засчёт СКД, либо вытеснителями. Если СКД, то зачем вытеснители? Цитата:

ВВЭР-С - эволюционный СУПЕР-ВВЭР с повышенным коэффициентом воспроизводства, что позволяет существенно экономить топливо. А также, если удастся его выполнить, проект со сверхкритическим давлением, где будут решены вопросы уже прямого участия в замкнутом топливном цикле.

ВВЭР-С - это реактор со спектральным регулированием?
Да, это ВВЭР со спектральным регулированием реактивности активной зоны за счёт изменения водно-уранового соотношения активной зоны в процессе выгорания топлива.
В нём впрямую будут экономиться нейтроны, топливо будет выжигаться более эффективно, а повышенный КВ позволит иметь в ОЯТ большую часть той составляющей, которая, после переработки, может быть использована снова в реакторах.
Про спектральное регулирование говорят с прошлого века, но до сих пор большого живого аппарата нигде нет. Насколько концепция проработана?
Действительно, идея родилась достаточно давно. В этом я лишний раз убедился, когда был на Александровских чтениях.
Сейчас мы смотрим конструктивно, каким образом это реализовать. Подошло именно то время, когда подобные конструкции будут востребованы и актуальны.
Конечно, задача сложная. Но мы исходим из следующего обстоятельства. Претерпят изменения активная зона и тепловыделяющая сборка, а также появятся вытеснители, которые с помощью приводов будут менять водно-урановое соотношение. Всё остальное, а именно, конструктив исполнения корпуса реактора, постараемся сохранить. В том числе, мы намерены сохранить ВКУ, они будут аналогичны предыдущим решениям.
Поэтому основная конструкторская задача для ВВЭР-С сосредоточена в активной зоне и органах управления. Повторю, что органы управления будут отвечать и за перемещение вытеснителей в активной зоне тоже.

Обратим также внимание на цитату соседней публикации:
http://atominfo.ru/newse/l0411.htm
(ЦНИИ КМ "Прометей"). В ответ на прямой вопрос он ответил также прямо - сталь на 600°C на столь большой сосуд, который требуется, на сегодняшний день не сделает, пожалуй, никто.

Получается картина такая.

Температура критической точки H2O 374 цельсия, сверху ограничение предположим как в БН 520 цельсия имеющимися сортами стали, Т должно быть ниже температуры полного отпуска закалки сталей. Получается типичный рабочий диапазон температур в тепловом цикле первого контура между 400 и 520 цельсия. Меньше чем хотелось бы, тем не менее перепад температур в четыре раза выше чем у обычного ВВЭР, что позволяет снизить массовый расход теплоносителя и более чем достаточно компенсирует его меньшую плотность.

Спектральное регулирование лучше всего делать на СКД. При изменении Т на несколько десятков градусов, плотность воды около псевдокритической точки меняется в два раза. Изначально считалось, что спектральное регулирование должно использовать именно этот эффект.

Какой смысл спектрального регулирования без СКД, вытеснителями? Разве что сохранение существующего "докритического" корпуса на 160 атмосфер и теплового цикла с циркониевым материаловедением. Однако сохранение одно, а совсем другое - шаг вперёд с переходом к стальным или титано-ванадиевым оболочкам ТВЭЛов, которых допускает быстрорезонансный спектр, получаемый в свою очередь низкой плотностью H2O.

Простая замена борного регулирования на спектральное не такой большой шаг вперёд, как хотелось бы. Надёжные подвижные вытеснители сделать может оказаться непростой задачей.

Таким образом, ВВЭР-С означает использовать спектральное регулирование вытеснителями вместо борного, всё остальное оставив как есть: параметры пара, плотность воды в АЗ, материалы (цирконий), корпус (менее 225 Атм). Возможный плюс - участие ВВЭР-С в суточных регулированиях, а не только базовый режим нагрузки.
Это считается близко осуществимым, а СКД отнесено к далёкой перспективе ("если удастся его выполнить") причём к замкнутому топливному циклу.
Такая постановка вопроса логична если смотреть с позиций паросилового оборудования.

Теперь посмотрим со стороны результатов расчёта воспроизводящих свойств урановой и плутониевой загрузок ВВЭР СКД.
В журнале "Атомная Энергия" за сентябрь 2012, стр.134 - 137, результаты расчёта бридера СКД на PuO2.
Быстрый реактор ПСКД-600, наработка плутония в год:
активная зона -84 кг, центральная зона воспроизводства +48 кг, торцевые экраны +42 кг, боковой экран +48 кг, итого +54 кг в год.
При этом загрузка, тонн тяж.мет.:
активная зона 32.3 тонны, центральная зона 5.9 тонны, торцевые экраны 7.6 тонн, боковой экран 18.6 тонн.
Концентрация (аналог обогащения) плутония в АЗ, в целях профилирования варьируется от 14.5 до 20%.

В активной зоне около 6 тонн плутония, пропорция 9 тонн плутония на 1 ГВт(эл).
БН-600 при том же содержании плутония в АЗ даёт пропорцию 2.5 тонны плутония на 1 ГВт(эл): по теплоотводящим свойствам водяной пар это не жидкий металл. Если случайно поплавится АЗ ПСКД-600, потери плутония будут соответствовать наработке за 100 лет.

Из этих соображений можно сделать вывод, что ВВЭР СКД в варианте плутониевого бридера с КВ~1.1 не конкурентоспособен по сравнению с быстрыми натриевыми реакторами.
Картина с точки зрения физики: хотя вода может и почти не поглощать нейтроны (минимальные зазоры между ТВЭЛами, быстрый спектр и выбор плотности пара 140 кг на кубометр), однако высокое давление СКД (250 атмосфер) требует оболочек ТВЭЛов с большим отношением толщины к диаметру. Это разбавляет состав АЗ сталью сильнее чем уже достигнуто в БН-600, и воспроизводящие свойства на оксидном топливе едва превышают единицу.
При этом, для бридера обогащение плутонием должно быть как в БН-800, на уровне 20%. При этом теплоотвод водяным паром менее эффективен чем жидким металлом. В результате имеем характеристики, делающие не очевидной экономическую и техническую целесообразность сооружения такого типа реакторов.

Поэтому рассмотрим концепцию где СКД реактор в замкнутом цикле играет роль в качестве конвертора на урановом топливе.

В своё время проводились расчётные работы по реактору-размножителю БГР-300 на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем. Там давление тоже высокое, оболочки ТВЭЛов тоже толстые и АЗ разбавлена сталью. Поэтому сравнение корректное.
Была сооружена и исследована критсборка КБР-8, близкая к реактору БГР-300 не только по составу активной зоны, но и по геометрическим размерам.
Высота активной зоны
ЗМО 97.1 см
ЗБО 97.1 см
Радиус ЗМО 46.9 см
Толщина ЗБО 19.4 см
Толщина радиального отражателя 44.6 см
Толщина верхнего и нижнего торцевых отражателей 28.5 см
Загрузка U235:
ЗМО 444 кг
ЗБО 539.4 кг
Полная загрузка U235 983.4 кг.
В сборке КБР-8 спектр нейтронов достаточно жёсткий: доля делений при энергии более 100 Кэв составляет 65%.
Коэффициент воспроизводства расчётный: для трёх вариантов компоновки 0.93; 1.01; 1.02;
Экспериментально измеренна величина 1.04(+-)0.04, то есть от 1.00 до 1.08

В случае водяного теплоносителя, из-за замедления и поглощения нейтронов водородом, КВ на U235 окажется заметно ниже единицы, порядка 0.8.

Поскольку КВ всё равно ниже единицы, можно сделать выбор в пользу третьего варианта компоновки: на уране-235 имеет смысл делать конвертер не на обогащении уровня 20%, когда быстрый спектр. После добычи природный уран обогащается до 3% (в 6 раз меньше чем плутония в предыдущем варианте) и поступает в ВВЭР СКД, из его ОЯТ рециклированный плутоний - в БН-1200.

На обогащении порядка 3% с малым количеством воды, основная часть нейтронов вступает в реакцию деления при энергии вблизи нижнего резонанса 0.3 электрон-вольта. При этом eta U235 около 1.7 что ниже чем в холодном ВВЭР-1000, однако можно выиграть за счёт большего размножения нейтронов в уране-238 (плотное размещение ТВЭЛов в АЗ) и меньшего поглощения водородом воды (на СКД со спектральным регулированием вдвое-втрое меньше плотность чем обычная 0.7).

К слову, плутониевый бридер СКД скорее всего не может иметь спектрального регулирования: чтобы превысить КВ=1, он должен работать при постоянной плотности воды не более 140 килограмм на кубометр. Можно конечно её уменьшать, тогда слишком мал секундный расход массы чтобы выносить из АЗ достаточно тепла.

С позиций оптимизации топливного воспроизводства просматривается такая ниша будущему ВВЭР СКД:
* свежее топливо U235 обогащения 3%, наработка плутония с КВ~0.8 для загрузки вновь вводимых БН-1200. Именно в этом будет выражаться (цитата) "прямое участие в замкнутом цикле".
* СКД нужно для снижения средней плотности воды, для спектрального регулирования плотностью воды запаса реактивности на выгорание, оценочно в диапазоне от 0.25 до 0.5 её нормальной плотности (и вовсе не для превышение КВ=1), а также для увеличения рабочего температурного перепада в первом контуре между входом и выходом реактора, по сравнению с 30 градусами классического ВВЭР.

Для запуска ВВЭР СКД потребуется, скорее всего, дополнительный источник тепла и решётка не вытеснителей а поглотителей по образцу АПЛ, с весом p>beta (в рабочем режиме она должна быть поднята из реактора после перехода на малую плотность воды), что одновременно позволит участвовать в суточном регулировании мощности.

Какая то казуистика в отношении связи перспективы повышенного коэффициента воспроизводства и экономии топлива для СУПЕР-ВВЭРа.
Подразумевается, что СУПЕР-ВВЭР будет работать чисто на МОХ-зоне? И много водо-водяных реакторов работают полностью на МОХ-зонах?
Если же зона гибридной на уран-оксиде и МОХ-топливе подразумевается, то экономии топлива особой от повышенного КВ при конверсии урана-235 высокого выгорания в кучу плутониев нет, поскольку критическим компонентом будет являться уран-235, стоимость которого непрерывно будет возрастать. Или же подразумевается, что отоношение загружаемых топлив в СУПЕР-ВВЭР может сильно вариьроваться? Типа не хватает уран-оксида -- грузим МОХом.
Плутония для загрузки ВВЭРов и сейчас у нас навалом накоплено. Поэтому варианты экономии плутония в ВВЭРе при переходе от КВ=0.4 к КВ=0.8 (в далекой перспективе) смысла особого не имеют, поскольку этот же плутоний с гораздо большей пользой можно использовать в достраиваемом БН-800 и проектируемых его последователях, при меньшем требуемом коээфициенте загрузки на ГВт(эл) и с ощутимо большим КВ при заметно лучшем качестве нарабатываемого плутония.

ВВЭР с увеличенным КК и КВ конечно делать надо, поскольку нынешний КК это расточительство ценного ресурса урана-235, но если же работы по СУПЕР-ВВЭР предполагают годы НИОКРов типа бесконечной финансовой дыры, то может нахрен эти ВВЭР?
Хотя военный аспект этих работ может и покроет мегафинансы потребленные.

Ну а насчет СКД-ВВЭР кажется, что это некий аналог перспективного инерциального термояда по времени ожидания до возможной реализации...

Путаница была, потому что под одним именем СУПЕР-ВВЭР скрывалось два принципиально разных варианта - т.н. "эволюционный" и "инновационный".

Теперь эволюционный получает собственное имя ВВЭР-С, и это аппарат с вытеснителями для регулирования спектра. Обычный ВВЭР, без сверхкритики, но с регулированием доли воды в зоне. И конструктор знает, как его делать

А СКД остаётся пока на уровне бумаги.

Отвечено в докладе (не интервью!) Мохова
http://atominfo.ru/newse/l0411.htm

КВ=0,7.

В этом смысл.

Массовый переход на БН, при всей моей к ним любви, чреват. Всё-таки один БН-600 - это не опыт эксплуатации. По крайней мере, не такой, какой накоплен у ВВЭР.

Плюс тема экспорта. Быстрый реактор на экспорт в нынешних условиях не пойдёт. Ну, за исключением отдельных конкретных стран.

Поэтому ВВЭР-С - иными словами, обычный ВВЭР с улучшенной нейтронной физикой - имеет право на существование. Ну а будут ли его строить, сколько их будут строить - это вопрос следующего порядка. Сначала пусть ГП положит на стол техпроект - хотя бы в том же виде, как по ТОИ.



Между нами говоря, я не стал обижать В.А. и из текста интервью убрал из нашего вопроса сравнение ВВЭР-С с БРЕСТ. Если уж мы ВВЭР-С сравниваем с Великим и Ужасным Прорывом, то СКД в таком подходе, конечно, равен термояду.

Но есть отличие с Прорывом. В конце концов, учёные по СКД будут заниматься НИРом, и это хорошо - что-нибудь интересное обязательно найдут. Конструктор будет заказывать НИОКР и делать свой проект, и это правильно - он должен всегда что-то делать на перспективу. И не так это дорого, и затраты эти пойдут в поддержку людям, которые участвуют в реальных работах по ВВЭР.

Самое главное - создатели СКД не предлагают выкинуть все остальные проекты на помойку и застроить всю страну тремястами гигаваттами своих аппаратов сразу после 30-ого года. Нет, у них позиция другая: "Мы намерены сделать реактор с такими-то характеристиками, пожалуйста, рассмотрите его возможное место в будущей структуре атомной отрасли России".

И это правильный подход. Безотносительно того, хорош СКД или плох.

Вот. Готов подписатся под каждым словом. Спасибо за очередное ценное интервью, уважаемый AtomInfo.Ru.

Без привязки к конкретной проектируемой модели ВВЭР, совершенно не ясно желание видеть каждый год (условно) новую модель РУ от ОКБ "Гидропресс". ВВЭР-С прорабатывался некоторое время, с каждым годом заметно некоторое уточнение проекта. СКД будет означать кардинальное изменение основного оборудования, да и идеологии в целом. В том, что касается некоторых моментов интервью, к примеру, о месте ВВЭР в пищевой цепочке, была статья О. Сараева в журнале РЭА, обсуждали, где-то рядом.

По ВВЭР-С:

Значит, это новая активная зона с другими характеристиками, топливом. Но, главное, общий подход, за исключением РУ не меняется. Это важно для производства.

Прошлая тема по новым реакторным технологиям: http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=681

Есть очевидный вариант как делать вытеснители: в виде решётки прутков из цельного циркония.
Когда металлическим цирконием из объёма вытеснена вода плотности 0.7, поглощение тепловых нейтронов уменьшится в 2 раза.



Не удивительно, что промышленность воздерживается пробовать делать корпус масштаба тысячника на 240 атмосфер вместо обычных 160.
Тогда может быть, СКД в качестве модульного средней мощности имеет смысл рассматривать? Для крейсеров, авианосцев и ледоколов нужна мощность блока 50 - 80 МВт(эл).

А в чем преимущество ВВЭР-СКД перед обычным флотским ВВЭРом в качестве ЯЭУ для надводных кораблей?
Меньший вес - навряд ли, меньшие размеры - навряд ли. Единственным плюсом кажется предполагаемая возможность экономии топлива, а хорошо ли переход к более жесткому нейтронному спектру сможет сочетаться с тенденциями перехода на максимальный срок работы активных зон с ВОУ высоких уровней обогащения?
Скорее уж наработки по ВВЭР-С пользу большую для флота надводного принести смогут.

Извините,конечно.Но ,кажется ,что общая беда в знаниях,которые по определению ,конечно,-рождают печали.Нас "разбаловали".Был очень большой задел по проработке ,обоснованиям и подходам.Были сформулированы темы и направления.Теперь пытаемся доработать ,вывести на новый уровень "старые заначки".А,для того ,чтобы поиметь финансирование под доработку,-пытаются "старые решения" унифицировать.И туда,и сюда.И деньги найти на "доработать".Ну и как впрячь -"коня и трепетную лань"? Да,и с результатом?
Очень,очень хотелось бы ошибиться.

Или так:

Из материалов МНТК-2011, циркониевый сплав предлагается в качестве материала штанги.
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/pro...ntk2011-107.pdf


Можно сделать РУ под такие параметры, необходимо двигатся вперед. Однако, при этом, надо заботится об эксплуатации существующих АЭС и старом опыте в изготовлениии РУ . Про использование выгорающих поглотителей на основании обедненного или природного по обогащению урана в некоторых иностранных проектах реакторов писал, однако, там не предполагается какое-либо изменение между ППР.

P.S. Думаю, надо подождать, что будет доступно публично по итогам МНТК-2013.

После прочтения доклада Мохова, Субботина и Ко проект ВВЭР-С кажется реализуемым в среднесрочной перспективе. Однако есть ряд вопросов по узким местам:
1) вес "дурищи" для спектрального регулирования великоват. Что с адекватностью вызову по приводам (это к самому ОКБ ГП)?
2) по герметичности ураносодержащих вытеснителей при их активной "езде" в контакте с дистрешётками есть ряд вопросов (не говорю уже о случаях, когда их начнёт "бананить" и "крутить", там вообще капец может наблюдаться) с точки зрения предсказуемости движение цилиндрических ПС СУЗ в цилиндрической трубке в разы предсказуемее и на порядки проще в обосновании.
3) нужны спектральные коды, от "станционных" типа КАСКАДа, до интегрированных в СБ/СВБ - поведение АКНП при спектральном высотном регулировании совсем не линейно, про СВРК с онлайн-восстановлением поля (и офигенной переходной функцией от тока ДПЗ к энерговыделению) я вообще молчу. Я таких кодов инженерного уровня не знаю.
4) СУЗы. Видимо, СУЗы должны выглядеть как-то похоже со спектральными регуляторами (и висеть на таких же приводах из-за похожих массогабаритов), иначе имеем хреново проектируемую активную зону из-за невозможности перестановки кассеты из-под спектрального регулятора под СУЗ. В ВВЭР-440 всё-таки ситуация попроще из-за существенно меньшей доли кассет АРК в общем количестве кассет в зоне (37 из 349, т.е. примерно 11%, здесь соотношение совсем не оптимистичное - от 1/3).

Это как бы для продолжения дискуссии, если редакции удастся позадавать вопросы авторам.

американские кресты как-то же елозят и не кашляют

есть ещё более очевидный вариант - полости, постепенно заполняемые водой

и двигать ничего не надо

всмысле заполненные воздухомпаром?

если пустотелая и с тонкими стенками, то должна обладать неплохой плавучестью, разве нет?

а вообще не лучше ли просто заполнять пустотелый вытеснитель водой?

и дивгать ничего не надо



да, приводы хорошо бы иметь универсальными

Насколько я понял докладчиков (Супер-ВВЭР-Субботин-1 (28-31).05.13.ppt), как основной вариант рассматривается "семёрка" (если смотреть на текущую ТВС, то НК + 6 окружающих твэлов), заполненная ураном:

Причина такого решения тоже очевидна (правда, при модификации кассеты в сторону более мелких твэлов):


А в новой сборке канал под СВРК вообще "уезжает на периферию", как при этом поле контролировать, если он попадает в прострел сразу от 2 кассет, мне очень боязно представить (это помимо сильно нелинейной переходной функции - там Kc не отделаешься - меняется спектр).

Спасибо, Александр. Пропустил, вероятно, по причине обилия в начале графиков по запасам урана. Сравнил работы нынешние и 2-х летней давности, картинки сеченея ТВС совпадают. Канал под инструментальные измермения перенесем чуть ли не впротную к границе ТВС. Освежил в памяти текущие ТВС, везде канал по центру, даже для квадратных ТВС (если не прав, прошу поправить). И это проблема.

Интересно , нашел ли уважаемый AtomInfo.Ru ответ на свой вопрос в матиалах нового МНТК?
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...ost&p=38437

Далеко не везде. На НВАЭС-5 он смещён. На новых блоках - тоже. Причина - в увеличенном количестве (по сравнению с В-320) ОР СУЗ - в этом случае в ЦТ КНИ установить нельзя. Но смещён он всё-таки не в 1-2 ряд твелов от периферии, а в пространство между звёздочкой пэлов вместо одного из твэлов, т.е. можно говорить об измерении практически "чистого" поля этой сборки. Переходному коэффициенту мешает "кривое" поле в месте расположения датчика, но это не самый сложный момент для учёта...

да, это, наверно, лучший вариант, но становится непонятно, можно ли всё это экспортировать

вытеснители из обедненного урана с малой экспозицией, выдвигаемые приводом - реактор "мечта Ахмединежада"

кстати, я правильно понимаю, что энергонапряженность зоны слегка упадет? И что в массо-габаритах ВВЭР-1200/1300 получится максимум ВВЭР-1000?

А почему теоретически нельзя экспортировать? Обогащение, конечно, указывается до 7% в перспективе на U-Er топливе, но об этом говорилось и ранее для неких планируемых моделей ТВС под внутренний рынок. И не уверен, что для кассет ВВЭР-С.
Что касается "мечты Ахмадинежада", это Вы красиво. Каким образом это можно проворачивать на обычных PWR u PHWR, не однократно обсуждалось.
Вот про энергонапряженность, лучше у умных людей уточнить. Но заявлена линейка до 1300, если не путаю, далее надо смотреть.

Значит опять поторопился с обобщением. Всех данных, конечно, у меня нет, но правда Ваша. Посмотрел и на западные квадраты, тоже все не просто. Сначала указывают канал по центру, но, под реальное профилирование активной зоны он может быть занят. Не везет мне с топливом, увы.

Ради интереса посмотрел на старые доклады, 3 года тому назад. Интересна некоторая эволюция ТВС, особенно в сравнении с твэл меньшего диаметра. Доклад Рыжова С.Б., страница 29.
И про вытеснители есть, но не так детально.

В старом отчёте 1979 года наткнулся на ремарки о совершенствовании ВВЭР:

"Экономика ВВЭР может быть значительно улучшена в случае уменьшения потерь нейтронов. Проведённый анализ баланса нейтронов в активной зоне ВВЭР позволяет выявить причины потерь и наметить возможные пути их уменьшения.

Уменьшение потерь нейтронов в воде и конструкционных материалах связано с необходимостью серьёзных конструктивных изменений активной зоны. Водород воды - не только хороший замедлитель нейтронов, но и достаточно сильный поглотитель. В связи с этим определённые потери в воде неизбежны. Однако эти потери возрастают, если уран-водная решётка неоптимальна и в ней содержится избыточный объём воды.

В топливной решётке ВВЭР-440 отношение объёма воды к объёму UO2 равно 1,67 что в пересчёте на уран составляет 3,47 то есть воды в решётке ВВЭР значительно больше, чем в оптимальной, для которой водно-урановое отношение равно 2. На первый взгляд кажется, что наиболее простой способ уменьшения этих потерь - уплотнение ТВЭЛов и уменьшение водяных зазоров. Однако последнее связано с увеличением гидравлического сопротивления активной зоны. Кроме того, уменьшение водяных зазоров может увеличить опасность нарушения герметичности оболочки ТВЭЛов. Наиболее оптимальным в смысле физики реактора было бы увеличение плотности топлива, в частности замена двуокиси урана металлическим ураном. В этом случае существующая решётка ВВЭР приближается к оптимальной, и при сохранении её существующих геометрических размеров можно в ~1,8 раза увеличить количество загружаемого урана, а также снизить степень обогащения по U235."


Обсуждение выявило следующие тезисы:
1) Все варианты плотного топлива, в т.ч. металлическое, нитрид урана и карбид урана, химически взаимодействуют с водой.
2) В случае топлива UO2 и прежней решётки, существует вариант уменьшить в два раза плотность воды: с 0,7 кг/литр до 0,3 - 0,35 кг/литр, перейдя на однофазный теплоноситель. Водяной пар с температурой выше 374 цельсия. При прежней скорости прокачки через АЗ, для сохранения секундного расхода воды потребуется увеличить температурный перепад при проходе водой активной зоны: с 30 градусов цельсия в ВВЭР-1000 до предположим 60 цельсия в новом реакторе, между 450 и 510 цельсия. Нижняя граница приемлема по плотности воды и имеет запас от критической точки, верхняя - приемлема по сохранению прочностных свойств имеющимися сортами нержавейки (оболочки ТВЭЛ и весь первый контур).
3) Учитывая необходимость рабочего давления в первом контуре 250 - 300 атмосфер, проще всего данную концепцию опробовать на корабельном реакторе.

Какие видны сложности в данной концепции?
Высказывалась мысль, что высокий перепад температуры пара при проходе АЗ противоречит идее спектрального регулирования реактивности.

если не секрет, за счет чего такое мнение?

в начале этой ветки


только за счет наличия дополнительных стержней?

Весьма занятная статья (видимо, по тексту доклада).

ВВЭР-С-1250

http://www.atominfo.ru/newsh/o0996.htm

Думаю, можно выделить для размышления две нижеследующие цитаты:


и


Наверное, можно выделить также и переход на корпус и количество кассет, которое указано в проекте ВВЭР-1500,
инструментальный канал, по традиции, смещен далеко на периферию ТВС.

Да, именно по тексту доклада. Материал свежий, с апрельской конференции. Поэтому и сделали свою публикацию по нему.

А где это почитать? Поподробнее. Это то, чем я занимаюсь и выводы примерно те же самые.

Интересно, можно ли осуществлять спектральное регулирование в ВВЭР добавлением в 1-й контур просто тяжёлой воды (с постепенным переходом на лёгкую в процессе выгорания)?

Тогда вся теплотехника остаётся той же самой, что и на классическом ВВЭР. Нет нужды в увеличении размеров корпуса реактора на ту же мощность (соотвественно, не растут капзатраты).

И поскольку при старте системы доля тяжёлой воды не должна быть высока (соотвественно - меньше работы по разделению изотопов), стоимость заправки первого контура тоже не должна быть совсем уж безумной.

НИОКР минимум.
Всё, то есть, то есть вот совсем всё то же самое, как у ВВЭР. Только - теперь банановый со спектральным регулированием.

То есть, получается аналог борному регулированию, только без бора: с химией попроще и бор не расходуется.
Вода как материал никуда не денется, после переработки и очистки её можно использовать снова и снова. То есть, это долгосрочные вложения, которые переживут срок жизни реактора.

Что с ходу подумалось.

1) Тяжёлая вода - достаточно дорогой продукт.

2) Как очищать лёгкую воду от тяжёлой? Придётся ставить рекомбинаторы, причём диких размеров. У меня в голове откуда-то вертится, что в рекомбинаторе... золото. Но не уверен, возможно, аберрация памяти. В любом случае, рекомбинаторы будут стоить денег.

3) Нужно обеспечить качественное гомогенное перемешивание двух вод перед активной зоной, иначе будут огромные нестабильности в нейтронике и локальные пережоги.

Татарин, с тяжёлой водой интересно, но, боюсь, не осуществимо - чересчур дорого, не окупится. Тем не менее, спектральное регулирование возможно уже сейчас. Теоретически, без ущерба для НФХ можно использовать 1-2 группы СУЗ. Если заменить ОР вытеснителями, то на В-320 что-то может получиться...

По мелочи. Будет D2O - возникнет проблема очистки от трития, которая в легководниках несущественна.

Самое главное. Водород - уникальное ядро. Единственное, при столкновении с которым свежерождённый нейтрон имеет вероятность потерять всю свою энергию. Поэтому лёгкой воды в реакторе нужно не так много, и кассеты могут стоять вплотную друг к другу.

Если начнёте заменять водород на дейтерий, сразу столкнётесь с тем, что для замедления потребуются намного большие объёмы воды. Кассеты придётся растаскивать друг от друга, и корпус таки увеличится в размерах.

Посмотрите, как стоит топливо в CANDU. Между топливными каналами там огромные пространства каландра, заполненные D2O.

У тебя же есть свой код Сунь туда немного D2O вместо H2O и посмотри, что получится.

Мне, хоть я и совсем не спец, подумалась такая вещь, что не выйдет так регулировать, потому как регулирование попадёт в узкий диапазон примеси протия в тяжёлой воде.
P.S. Могу оказаться совсем не прав.

Смеха ради быстро прикинул на пальцах.

Если тупо заменять в ВВЭР лёгкую воду на тяжёлую, не меняя геометрии, то будет резкая потеря размножающих свойств. Порядка 0,1 в к-беск для состава 50% H2O+50% D2O. Такой реактор проработает не год, а полгода.
Заодно это даёт некоторое представление о масштабах пертурбаций для случая, когда гомогенное размешивание двух вод будет нарушено.

Тяжёлую воду обязательно потребуется убирать из лёгкой по ходу дела. Масштаб установки (и её стоимость) для очистки всего объёма первого контура от D2O даже боюсь себе представить. Надо считать, конечно, но предполагаю, что увеличенный корпус обойдётся дешевле.

Если в ВВЭР залить D2O с примесью лёгкой, то он в лучшем случае выйдет на мощность и через недельку помрёт, когда накопятся осколки-отравители.

Разговор может идти только о смеси лёгкой и тяжёлой вод, в которой и той, и другой воды значимое количество.

Собственно, канадцы всё для себя давно решили в этом вопросе. Они разделили физически две воды. Лёгкая течёт по трубам и отводит тепло, тяжёлая обеспечивает замедление и имеет свой отдельный контур. Правда, доли вод они по ходу дела не меняют.

1. Это чистая правда. Но её не нужно много в процентном отношении, и главное - её не нужно _вообще_ (в чистом виде). Нужна её смесь с лёгкой (что куда дешевле, чем тяжёлая вода в том же количестве отдельно).
2. Точно так же, как и везде. На первом контуре, в системе поддержки ВХР должен стоять ионно-обменный обогатитель (сероводородный), который может замечательно работать от тепла самого реактора. Главное, что большая МОЩНОСТЬ разделения не нужна - мы же заменяем тяжёлую воду лёгкой медленно, в течении кампании. Это годы. На сколько-то там десятков-сотен тонн воды. Это небольшой агрегат, какая технология бы ни применялась.
3. Эээ... а какая тут ВООБЩЕ может быть проблема? Это же раствор воды в воде. Если нет такой проблемы с раствором борной кислоты(!), то какая может быть проблема с неоднородностями в растпределении того же самого вещества, с массой, отличающейся на 1/19?

Стоп.

Как я понял, весь смысл спектрального регулирования в том, чтобы в начале кампании замедлять меньше и иметь более жёсткий спектр нейтронов.
За счёт этого регулировать реактивность.
Меньше нечётного урана делится, больше чётного урана захватывает нейтрон.
Реактивность падает. Что нам и надо.

По мере выгорания топлива и уменьшения запаса реактивности мы убираем тяжёлый водород из смеси и делаем замедлитель более эффективным, а спектр более мягким - снова восстанавливая реактивность.

То есть, в начале кампании у нас лишние нейтроны жрёт не бор, а уран-238. Из-за более жёсткого спектра.
Поправьте, если я тут глючу.

...
Что касается трития... Тритий как минимум даёт тот же бор-10 при захвате нейтрона. Если в воде первого контура есть бор, там будет и тритий.
Сечение же захвата нейтрона дейтерием на порядки (не скажу навскидку в барнах) меньше. В тяжеловодном реакторе тритий есть потому, что дейтерия там много, грубо говоря, несчастному нейтрону в чистой тяжёлой воде некуда податься. Даже небольшая добавка лёгкой воды резко уменьшит наработку трития (и, ессно, сделает бессмысленной идею тяжеловодного реактора вообще).
При наших же пропорциях нейтрон в абсолютном большинстве случаев будет захвачен обычным водородом.

Так что я б ещё сильно посмотрел бы - а не будет ли серьёзного выигрыша в "тритиевом вопросе" по сравнению с борным регулированием.

И геометрию зоны придется сильно менять с радиальной и высотной вариациями степени обогащения и вытеснителей из обедненного UO2 много надо будет.
Довольно мутная идея.
Но кажется, что если в начале первой кампании использовать добавку D2O на уровне 3-5%, то можно ощутимо уменьшить первичную концентрацию борного поглотителя и в итоге пару-тройку десятков кило урана-235 сэкономить с одной загрузки. Однако это возможная экономия вряд ли окупит затраты в виде нескольких десятков тонн тяжелой воды.
У нас в химии всегда считалось и считается 1 литр тяжелой воды эквивалент 1 тысячи долларов.

Проще наверное спектральное регулирование делать подбором обогащения по радиусу твс и высоте заполнения с максимальным использованием вытеснителей из обедненного урана. А если бы еще в стержнях с вытеснителями вместо обедненного UO2 на стэйкинг из урановой фольги в добавочной гермооболочке из SiC-композитов перейти, то экономия нейтронов и урана гораздо ощутимее будет, чем в разных вариантах тяжеловодного спектрального регулирования.

Отсюда и пойдём.

Объём первого контура 1000 я не помню на память. Но в википедии вроде приличная статья про ВВЭР. Там написано, что объём 1к 370 кубометров.

Возьмём, например, равную смесь 50%H2O + 50%D2O, чтобы увидеть сильное влияние тяжёлой воды на нейтронику зоны.

Тогда

(370 кубометров * 1000 л/м3 * 1000 $/л) * 0,5 = 185 миллионов долларов будет плавать в первом контуре. И это не считая потерь.

Небольшие добавки D2O на уровне нескольких процентов - отдельный вопрос. Но сейчас я уезжаю, что-нибудь отвечу позже.

Ещё раз: тяжелая вода не нужна. Нужна её примесь, примесь в таком количестве, чтобы реактивность со свежим топливом находилась в приемлимом для регулировки стержнями диапазоне.
А это совсем не те количества и концентрации.

Говорите, литр тяжёлой воды - 1000$?

Сколько стОит кубометр обычной воды? 1000$? или меньше? А там - именно, что где-то около литра тяжёлой. Неужели непонятна разница?

Количественно тяжёлой воды - столько же, но платят не за количество, а за концентрацию.
КоОнцентрация, нужная для спектрального регулирования, - это не та концентрация, за которую платят по 1000$/литр.
И даже если смесь 50/50, то она не стОит 500$ за литр. Она стОит дешевле.

Как только возникают сомнения, вспоминайте про стоимость куба обычной воды. Где-то там - на 1000$ тяжёлой.

Интересная постановка вопроса.
Ведь если рассматривать целевое использование слегка обогащенной тяжелой воды (на уровни пары-тройки процентов), то стоимость теплоносителя для 1 к ВВЭРа будет заметно ниже, если же теплоноситель готовить смешиванием обычного деионизата и коммерческой D2O.

Спросил у приятеля физхимика сколько может реально стоить приготовление 1 литра 1000 ppm по дейтерию деионизата. Говорит в районе 180-210 рублей (на уровне исследовательского уровня производства). Тогда получается заправка первого контура ВВЭРа-1000 такой водой это по деньгам расход в районе 66-73 млн. руб.
Однако сейчас знакомые сильно пиарят технологию тоннажного получения облегченной воды с содержанием дейтерия на уровне 30-40 ppm для медико-биологических исследований. При таком подходе остаточная вода качества бидистиллята как раз в районе 800-1000 ppm может иметь и стоимость ее практически на уровне сырья-бидистиллята, поскольку обогащенная дейтерием вода в этом техпроцессе - отходы. Т.е. у такой слегка обогащеной дейтерием воды, пригодной для теплоносителя ВВЭРа цена производственная может быть на уровне 25-30 руб/л. Следовательно на заправку 1 контура ВВЭР-1000 в 370 кубов расход теплоносителя с 1% дейтерия при хитром подходе по минимальному уровню около 95-120 млн. руб. (или грубо 3-4 млн. дол.) может составлять.

А на подпитку 1 к сколько тонн теплоносителя еще добавочно требуется?

Про подпитку - не понял.

Зачем так много?
Разве урановые вытеснители имеют такой объём?

Кстати, заметьте, насколько "тяжёловодный вытеснитель" всё-таки выглядит элегентнее и аккуратнее:
- в зоне не добавляется стали и/или других ненужных поглотителей,
- не добавляется никаких ассиметрий, характеристики замедлителя меняются равномерно по всему объёму,
- никаких вертикальных и прочих градиентов с вытаскиванием стержней,
- теплоотвод и полностью сохраняется на прежнем уровне,
- система обладает внутренней безопасностью: в отличии варианта со стержнями, просто вот так вытащить стержень-вытеснитель из зоны со свежим топливом не получится, нужна долгая работа машинки по разделению,
- в отличие от борной кислоты и её нейтрализаторов, тяжёлая вода - это вода, то есть, коррозионных проблем тоже меньше,
- никаких вообще дополнительных проблем по химии (типа, металлического урана, реагирующего с водой), включая вариант самой тяжёлой аварии.


...
Теперь в полной мере чувствую себя безумным изобретателем...

как раз в версии ACR у кануков есть вариант попробовать спектральное регулирование

Зарезервировать часть каналов через каландр на замедлитель, и по ходу кампании переключать их с легкой воды на тяжелую

причем делать это поканально, без проблем со смешиванием и обратным разделением

Ну почему сразу "безумным"?

Эта идея была предложена B&W и бельгийцами в 1961 году для корабельного реактора "Vulcain". Возможно, были и более ранние предложения.

B&W интерес сохранила. Пример по ссылке - краткое описание экспериментальной программы для heterogeneous reactors moderated and cooled by a variable mixture of heavy and light water.

Сразу обращу внимание на одну вещь. При дате публикации 2003 год, эксперименты касаются нейтронно-физических характеристик подобных систем, начиная с экспериментов на критику, и разработки расчётных кодов. В переводе на человеческую жизнь, это даже не детсад. И возможно, даже не ясли. Отсутствие не то, что внедрения, а хотя бы существенного продвижения намекает, что на практике не всё оказалось шоколадно.

Реакторы со спектральным регулированием (spectral shift reactor) изучаются давно, ссылок на концепции и даже проекты много, но как правило регулирование проводится стержнями. Почему? Спросить конструкторов можно, конечно, не вопрос, они ответят. От себя я всё-таки думаю так - регулирование добавками D2O потребует введения дополнительной системы обращения с D2O (подливка в контур, очистка контура, очистка D2O, равномерное размешивание во избежание стратификаций и т.д. и т.п.). Стержни такой системы не требуют. Кстати, борное регулирование, на которое Вы ссылаетесь, считается пережитком, от которого желательно избавляться - и менять один пережиток на другой аналогичный не стоит.

Ну и главное. Системный подход. Реакторы со спектральным регулированием сами по себе не самоцель. Это промежуточный ход на пути к водяным реакторам IV поколения, работающим на сверхкритических параметрах - то есть, ни на жидкости, ни на паре, а на неведомой зверушке.
Такие реакторы уже не будут тепловыми. А различия между водородом и дейтерием наиболее ярко проявляются именно в тепловой области энергий нейтронов, далее они стираются.
И сразу возникает вопрос - зачем вводить на промежуточном этапе сложную дополнительную систему обращения с D2O, от которой на следующем шаге нам придётся отказаться за её малоэффективностью или даже бесполезностью?
Наверное, поэтому всерьёз спектральное регулирование тяжёлой водой в ВВЭР/PWR никто не рассматривает.

Тема для НИР (не НИОКР! видите, в каком состоянии работы B&W?)? Почему бы и нет? Даже если для ВВЭР это никогда не потребуется, возможно, будут результаты, которые заинтересуют ториевое направление. Напрашивается кооперация с индийцами, для которых тяжёловодное направление родное. Может быть, что-то и делается, я далеко не всё знаю.

Да.



Это одна из подзадач. Главная же задача на текущий момент иная - увеличить КВ, то есть, воспроизводство делящихся материалов в легководных реакторах.

Необходимо смотреть всю систему в целом, а не один реактор. Пусть в системе одновременно работают и тепловые, и быстрые реакторы. Тепловые реакторы имеют КВ<1. Для неуменьшения количества делящихся материалов в системе, быстрые реакторы должны иметь КВ>1.
Чем меньше КВ тепловых реакторов, тем больше должен быть КВ быстрых, а это приводит к технологическим сложностям.
Соответственно, есть простой выход - давайте повысим КВ ВВЭР, тем самым, упростим задачу для конструкторов РБН. Для этого сейчас и предлагается внедрить спектральное регулирование. Причём быстро внедрить, не "во второй половине четвёртой четверти XXI века".



Да, так. У урана-238 есть гигантский резонанс захвата (нейтронов) при энергии, по памяти, 6,67 эВ (может немного варьироваться в зависимости от файла оценённых константных данных и т.п.).

В обычном ВВЭР абсолютное большинство нейтронов проскакивает эту энергию за счёт замедления, в первую очередь, на водороде. Если мы начнём убирать водород, то вероятность попадания нейтрона в область энергии первого резонанса 238U увеличится. Соответственно, возрастает захват нейтронов в 238U с образованием 239Pu. Бинго!



Угу, и даже B&W с нами согласна:




Да, всё правильно.

По этой логике нужно забить на всё и строить БН-800 пачкой, тем временем разрабатывая БН-1200.

Потому что доля "новых" ВВЭРов со спектральным регулированием будет малой, а ничтожная разница в их КВ почти никак не скажется на системе в целом.

Можно понять, почему строят ВВЭР на экспорт. И пусть строят, совершенствуют и т.д.
Но зачем они внутри страны, когда страна может (ну, типа, может же?) строить БН?
Тем паче, что ВВЭР имеет больше ограничений по производству (типа корпусов реактора).