The standard APWR is going through the licensing process in Japan and two (of 1538 MWe) are being constructed at the Tsuruga plant.
The next APWR+ will be of a 1700 MWe power and have full Mox core abilities.

have full Mox core abilities

Вероятнее всего

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

Advanced Pressurized Water Reactor APWR & APWR+

• Mitsubishi & Japanese utilities
• 2x1540 MWe APWRs planned by JAPC at Tsuruga-3 & -4
• Advanced neutron reflector (SS rings) improves fuel utilization
and reduces vessel fluence
• 1700 MWe “US APWR” in Design Certification by the U.S.NRC
• Evolutionary, 4-loop, design relying on a combination of active and passive safety systems
• Full MOX cores
• 39% thermal efficiency
• Selected by TXU for Comanche Peak
• 1700 MWe “EU-APWR” to be evaluated by EUR

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

однако, на странице 16:

А вот по РФ я не понимаю. Ещё в 1995 году, когда я был на Балаковке, ждали опытную партию в 6 МОХ-кассет. И никакой информации с тех пор.

Не могу найти подходящей ссылки, верь на слово. Это была совместная со Штатами программа. Велась как запасной вариант для утилизации 34 тонн. Соответственно, кончилась. Следы можно найти в старых годовых отчётах ТВЭЛа.

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

декларируется возможность работы APWR+ на полной МОХ-зоне.
Многим ли странам нужна такая специфическая возможность?
Кажется мне, что после Фукусимы японцы еще долго не рискнут переходить на значительное долевое использование МОХ-топлива на новых проектах.

Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?

Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Вероятнее всего

результат некорректного перевода, возможно, рекламный шаг. Мне кажется, что переводили нечто типа: "изначально готов к подпитке МОХ", об доле МОХ в подпитке могли и не уточнять.

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором, которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности О” К % (абс.) при обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в течении всей кампании.

Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.

Основное отличие в доле запаздывающих нейтронов: у Pu-239 и U-233 в три раза меньше чем даёт U-235, у которого 0,72%.
ВВЭР-1000 в конце топливной кампании получает от деления плутония мощности больше, чем от остаточного U-235 и принципиально задача решаема.
Если же в реакторе на некоторых режимах есть положительные коэффициенты реактивности по температуре или мощности (связанные с плотностью воды например), вероятность разгона цепной реакции на мгновенных нейтронах на плутониевом топливе увеличивается.

Полученные результаты подтверждают, что использование МОХ топлива приводит по сравнению с чисто урановым UOX топливом к изменениям в характеристиках активной зоны, имеющим отношение к безопасности, таким как:
уменьшение эффективности органов регулирования СУЗ, борной кислоты и выгорающих поглотителей;
наличие более отрицательного коэффициента реактивности по температуре топлива;
увеличение количества нейтронов деления;
уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.
АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000.

Полистал статью и еще "увидел":
1) по табл.2 - диаметр центрального отверстия твэл/твэг -1,51 мм.
Я встречал только 1,4 и 1,2 (и "теперь" 0,0, очень давно было 2,3 мм). Может кто даст наводку на другие данные (не путать с "на водку")
2) расчетная плотность топлива (стр.8) - 9,4 -9, 7 г/см3 .
Во "всех" источниках указана плотность топлива 10,4 - 10,7 г/см3. Иногда пользуются 10,2 г/см3.
Вопросов к исходным данным статьи уже наверно многовато

Спасибо за ссылку. Полезная информация.
Наконец то наши хоть вслух открыто говорят, чтот даже при учете всех интегральных ресурсов урана, дефицит топлива для АЭС к 2060 году вырисовывается однозначно.

По расчетам проведенным товарищи пришли к выводу, что оптимальная доля МОХ-топлива в топливе подпитки для ВВЭР-1000 (1-блок Ростовской АЭС) около 12%, а для третьего блока с ВВЭР-1000 (1050 МВт) уже 11%. Т.е. видим, что большая доля МОХ-топлива и больший экономический эффект будет характерна для загрузок ВВЭР-1000 с меньшим содержанием урана-235 в урановом топливе и для его меньших уровней выгорания. Соответственно, повышение обогащения уран-оксидного топлива и больший уровень его выгорания приводят к меньшей экономичности использования МОХ-топлива (из рецикла такого ОЯТ) для подпитки таких зон.
Важный вывод, что при подпитки МОХ-топливом содержание бора в первичном теплоносителе меньше можно иметь и твэгов меньше надо в твс с МОХом. Т.е. меньше нейтронов будет теряться в ходе контроля реактивности на выгорание поглотителей, что явный плюс.
Рассчитанные составы отработанного МОХ-топлива оптимима не дают, что по сути значит пока экономическую бессмысленность переработки отработанного МОХ-топлива высоких уровней выгорания от ВВЭРов.

Однако, может со временем догадаются применять МОХ-регенераты богатые четными изотопами плутония в качестве компонентов твэлов с выгорающим поглотителем (смесь Gd2O3 и МОХ-регенерата от передела МОХ-ОЯТ глубокого уровня выгорания).

Главное, полагаю (в возможно не до конца точной работе), считаю Рис. 8 и Рис.9 (иной характер отклика обратных связей), угол наклона Вы же видите. Кроме того, ряд таблиц сдвинут по нумерации, что не является помехой. Сугубо мне так показалось, я не участвовал в данном мероприятии.

Однако и Вы в полезном файле по топливной составляющей, ранее, в ответ на мою просьбу привели не бесспорные данные. Показать там "косяки"?

иной характер отклика обратных связей - к сожалению, а точнее к счастью - я вижу одинаковый "характер" обратных связей, который определяется знаком и величиной коэффициентов реактивности - табл.8 , рис.10,11.
Отличия абсолютных значений от "известных" - указаны выше. И к этим значениям и к исходным данным моделирования - есть вопросы. Хорошо, что это КМС - значит все поправимо . . . - после апробации работы на других семинарах .
Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .

Напомните, пожалуйста, что и где я "анонсировал" по топливной составляющей. Ничего не помню . . .

Горно-химический комбинат создал первые MOX-таблетки для АЭС
http://www.atominfo.ru/newsh/o0168.htm

Это для БН-800? Под штатную АЗ?

Работа с КМС ОКБ "Гидропрессс", 2012 года. Может, немного упрощенная, но, что поделать.

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР
А.Н.Устинов, В.В.Брюхин ОКБ "Гидропресс"
Рассматривались старые и новые ВВЭР-1000. (Это пока все умные майданят).

Горно-химический комбинат создал первые MOX-таблетки для АЭС

1. Возможна ли эксплуатация В-320 с полной загрузкой МОХ-топливом без внесения каких либо изменений?

2. если нет, то какие изменения необходимо внести?

The initial oxides and carbon are mixed up in ball mill/attritor and are pressed at a pressure of 75–150 MPa. The tablets are loaded in the furnace and heated up in a flow of nitrogen for nitriding and followed by nitrogenhydrogen mixture for removal of excess carbon. Temperature of uranium nitride production is from 2020 to 2220 K, and mixed uranium-plutonium nitride is from 1820 to 1920 K. At the end of nitriding process the product is cooled in argon atmosphere to avoid formation of U₂N₃.

СвердНИИхиммаш готов испытать оборудование для завода по производству МОКС-топлива
http://www.atominfo.ru/newsh/o0304.htm
Фотография - прелесть!

Хоть какие-то сдвиги.
Ощущение правда от фотографии осталось, что оборудование лабораторно-полупромышленного уровня для производства малых тестовых партий МОХ таблеток.

На радиохимическом заводе Горно-химического комбината (предприятие Государственной корпорации «Росатом») началась целевая подготовка персонала для проведения НИР по отработке режимов спекания таблеток МОКС-топлива. Подготовка персонала ведётся по утверждённой программе на опытном стенде GERO. Предполагается обучить более ста операторов для «большого» завода.

Программа обучения включает 120 академических часов. Более половины учебного времени посвящены практическим занятиям: подготовке исходных порошков оксидов металлов, изготовлению оксидной мастер-смеси, прессованию таблеток и их последующему спеканию в ручном и в автоматическом режиме. Теоретические занятия включают в себя лекции и семинары по охране труда, радиационной и ядерной безопасности.

- Программа уже принята, утверждена как в Учебном центре ГХК, так и на радиохимическом заводе. Сейчас обучение проходят семь сотрудников, которые после сдачи экзаменов будут работать именно на опытном стенде. Это квалифицированные радиохимики, которые имеют многолетний опыт безопасного и эффективного обращения с диоксидом плутония, - комментирует начальник участка готовой продукции цеха №1 РХЗ и один из составителей учебной программы Сергей Русанов.

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома - Атомэнергомаш) разработало и изготовило реактор-растворитель, который войдет в часть технологического оборудования, предназначенного для изготовления смешанного оксидного (МОКС) топлива на ФГУП «ГХК».

Разработчиком проекта установки переочистки плутония выступило ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ», разработчиком технологического процесса - ОАО «ВНИИНМ», разработчик нестандартизированного оборудования – ОАО «СвердНИИхиммаш».

На установку диоксид плутония, долгое время находившийся на хранении, попадает в виде высокофонового порошка. Растворение диоксида плутония производится с помощью азотной кислоты и электрохимически генерируемым окислителем - двухвалентным серебром. Это первый опыт применения данного технологического решения в промышленном масштабе на российских предприятиях. Новая технология позволяет значительно сократить затраты на переочистку диоксида плутония и упростить обращение с РАО. После растворения происходит очистка раствора, и на выходе - получение диоксида плутония «керамического» сорта усредненного изотопного состава, пригодного для изготовления МОКС-топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800.

Пока это лишь опытный образец для проведения испытаний в условиях стендовой лаборатории «СвердНИИхиммаш» на воде и на имитаторе диоксида плутония с целью отработки его конструкции и экспериментальной проверки принятых конструктивных решений. В ближайшее время опытный образец реактора пройдёт ряд испытаний. Подведение их итогов намечено на конец апреля.

«Мы провели испытания на воде, на порошке, сходном по всем показателям с диоксидом плутония, теперь нам предстоит испытать технологию с использованием самого диоксида плутония. В двадцатых числах апреля к нам в очередной раз приедут представители ФГУП «ГХК», Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», ВНИИНМ для анализа и принятия решения о применении аппарата. Опытный образец даёт возможность увидеть, какие коррективы необходимо внести в конструкцию для дальнейшего изготовления уже промышленного аппарата», - рассказал руководитель разработки Аркадий Фотеев.

17-18 июля на Горно-химическом комбинате (предприятие Госкорпорации «Росатом») прошло 39-е совещание рабочей группы по вопросам создания на ФГУП ФЯО «ГХК» промышленного производства МОКС-топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800.

Как-то про диоксид плутония "керамического" сорта усредненного изотопного состава, при неуказанном изотопном составе плутония на входе, слегка, мягко говоря, непонятно. Если это разбавление WGPu, это одно, если с переработки ОТВС, это другое.

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатом – Атомэнергомаш) после успешного завершения испытаний отгрузило на ФГУП «Горно-химический комбинат» (ГХК) установку входного контроля качества таблеток.

Установка станет частью комплекса по производству таблеток МОКС-топлива, разработанного и изготовленного СвердНИИхиммашем для строящегося завода в Железногорске. Установка входного контроля качества таблеток – завершающий этап производства. Установки оснащены лазерами, которые считывают форму и массу каждой таблетки. Если в ходе проверки выявляются несоответствия параметрам, то изделие поступает в камеру хранения бракованных таблеток. Вся система установки работает автоматизировано, контроль над качеством происходит при помощи специальной компьютерной программы, которую также разработали специалисты СвердНИИхиммаша. Последние шесть месяцев сотрудники института проверяли работу установки, отрабатывая процессы контроля качества таблеток на специальных имитаторах.

В ближайшем месяце установка будет смонтирована на месте эксплуатации, и, после завершения пуско-наладочных работ, запущена.

ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома - Атомэнергомаш) завершило предварительные стендовые испытания комплекса спекания таблеток. Испытания оборудования проходили на территории ОАО «Воткинский завод» с участием специалистов института и представителей заказчика – ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск, Красноярский край, предприятие Госкорпорации «Росатом»). Договор с ОАО «Воткинский завод» на изготовление и поставку оборудования был подписан на основании проведённых конкурсных процедур осенью прошлого года.

В комплекс входят модульные установки со вспомогательным оборудованием и системой транспорта для печей спекания таблеток. Печь, а также боксы с транспортно-перегрузочным и газоочистным оборудованием, – части технологического модуля спекания таблеток, которые будут в него интегрированы.

Комплекс спекания таблеток - составная часть оборудования, поставляемого «СвердНИИхиммаш» для строящегося на ФГУП « ГХК» завода по производству МОКС - топлива. В ближайшее время планируется отгрузка готового оборудования заказчику. Далее последует стадия монтажа и приемочные испытания уже всего комплекса в целом.

Интересно, однако, как лазером считывают массу таблетки.

Ничего фантастического, вполне технически реальная возможность частично использовать МОХ-топливо для подпитки отечественных ВВЭР-1000.

По нейтронно-физическим расчётам ничего экстраординарного и не будет. См. опять же французский опыт.