Опытные тепловыделяющие сборки смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива установлены в периферийной зоне реактора БН-600 для испытаний. Разработчики планируют завершить производственную часть программы обоснования работоспособности СНУП-топлива уже в 2016 году. Параллельно предприятия госкорпорации продолжают работу над модулем фабрикации СНУП-топлива, который строится на СХК.
Экспериментальные ТВС за номерами 12 и 13 были доставлены на площадку третьего энергоблока Белоярской АЭС в конце апреля. К 3 мая они уже были загружены в реактор БН‑600 и блок начал набор мощности. Эти ЭТВС, полномасштабные с точки зрения количества твэлов с нитридным смешанным топливом сборки, являются прототипными для перспективных реакторных установок БРЕСТ-ОД‑300 и БН‑1200, поясняется в сообщении ТВЭЛа.
Сборки разработало АО «ОКБМ Африкантов», а изготовлены они на Сибирском химическом комбинате, где продолжается строительство модуля фабрикации в рамках проекта «Прорыв». На предприятии уже начинают набор персонала для этого модуля, которому предстоит обеспечить монтаж и пуско-наладку оборудования.
Основу трудового коллектива модуля фабрикации составит персонал химико-металлургического завода СХК, сообщил генеральный директор комбината Сергей Точилин.
Между тем АО «СвердНИИхиммаш» завершило изготовление и приемо-сдаточные испытания участка подготовки исходных материалов автоматизированного комплекса по производству СНУП- топлива для проекта «Прорыв». Участок состоит из боксов перегрузки, транспортера контейнера, бокса ревизии контейнера диоксида плутония, бокса перегрузки диоксида урана, а также бокса растаривания и сушки углерода. «Мы закончили первый этап изготовления оборудования. В течение 2016 года мы планируем завершить комплекс работ по изготовлению и испытанию оборудования более 10 участков с локальными системами управления линий карботермического синтеза и изготовления таблеток СНУП-топлива», — сообщил Павел Шкурин из «СвердНИИхиммаша», главный инженер этого проекта.
Комментарии
1. Чем отличаются и чем грозят данные значения?
2. Могут ли делать сегодня специфические ТВС с компаниями вплоть до срока службы реактора, для обычных реакторов на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах?
Не впечатляют текущие результаты(фейл и метод тыка, а внезапное увеличение реактивности там не возникало?).
Бридеры (как очень дорогие кап. затратам и эксплуатации реакторы) нужны для эффективного размножения топлива.
3. Достигается ли базовая задача в современных и перспективных бридерах?
4. Когда по срокам отработают технологию и пустят в массовое производство или никогда(не предназначено для третьих стран т. к. нарабатываемое топливо легко применить в бомбах)?
5. Почему все страны кроме Индии? свернули работы по бридерам максимум работа идет в сторону увеличения срока компаний.
6. На фоне демпингово дешевого уранового топлива (поставляемого из колоний и стран третьего мира) - похоже Россию используют для НИОКРа в данном направлении за счет госбюджета(вместо складирования резанной за ископаемое топливо как в аравии)? Потом американцы(не говоря уже о китайцах) украдут все наработки и будут поставлять свои сборки и реакторы?
Есть ли где-либо прямые ответы на подобные вопросы?
Китай уже построил быстрый реактор мощностью 60 МВт, практически всю технологию взяв у нас. При этом они не постеснялись запатентовать то, что мы запатентовать поленились. (Вроде было на АШ. Это точно фейл. Патентовать надо чтобы другие не смогли запатентовать.). На стадии пуска АЭС с БР мощностью 500 МВт в Индии.
Видно комрад промазал смотрите развернутый ответ чуть ниже или по ссылке
https://aftershock.news/?q=comment/2655286#comment-2655286
от себя добавлю
Не Китай построил , а РФ Китаю и мощность там 25Мвт(ЭЛ)
http://www.atomic-energy.ru/technology/53288
Китайцы патентовали еще не отработанную технологию, а наши хотели ее довести. Если все опытные патентовать, денег не хватит. А китайский патент можно опротестовать, т.к. конечные результаты значительно отличаются.
КВа - коэффициент воспроизводства активной зоны, без бланкетов. Без бланкетов ЗЯТЦ технологически чуть проще и дешевле, но на самую малость.
Нет, топливоиспользование и экономика будет на порядок-полтора хуже. Такое вообразимо только на лодочных реакторах, где мощность относительно невелика, КИУМ совсем не велик, а деньги не так важны.
А кто сегодня проектирует бридеры? Быстрые реакторы и ЗЯТЦ сейчас направлен на решение проблемы ОЯТ.
В неядерные державы это нельзя продавать. Когда понадобится заказчикам - тогда и отработают технологию.
Все страны, кроме России, Индии, Китая, Франции, Южной Кореи. А теперь внимание, вопрос - какие еще страны собираются развивать ядерную энергетику?
Не успеют - нападут жидорептилойды и всех съедят.
Речь об осколках деления (основные проблемные ОЯТ по идее) или наработанном реакторном плутонии / уране (которые как МОХ топливо могут сжигать и в обычных реакторах)?
Если речь об высокорадиоактивных осколках, то ИМХО крайне не технологично и дорого формировать "ТВС". Будет ли в новых реакторах предусмотрена возможность медленно "прогонять" в непрерывном "конвейере" через активную зону ОЯТ (в достаточном объеме за раз) осколков по трубам в "матрице" к примеру жидкого натрия. Т. е. совмещение переработки разделения облучения ОЯТ быстрыми нейтронами для сокращения издержек и необходимости выполнения сложных операций формирования и перезагрузки стержней(ТВС)?
Или данный подход слишком новаторский и его еще нет в планах? И его можно добавить в копилку "диванных изобретений" под №10?
Минорные актиноиды, они же осколки деления америций и нептуний. Кюрий решили за пару веков сам отфонится и весь развалится. Уран идет в плутоний и на рецикл, плутоний тоже на рецикл.
В чистый натрий ни чего добавлять не будут, пока планируют весь мусор добавлять в ТВС спецальные отдельные сборки, а не топливо.
Это не осколки деления, это продукты нейтроннозахватной трансмутации 238U и 236U (нептуний). У осколков деления нейтроноизбыточность меньше, радиоактивные ряды короче, и среди них нет нуклидов с такими погаными периодами полураспада (десятки-сотни лет - и активность приличная, и не дождешься распада нуклида)
У кюрия проблема в основном в том, что сечения захвата больше, чем сечения деления, т.е. пытаться его дожигать, как другие МА не получится, он будет дальше превращаться в калифорний, потом альфа-распадаться в америций или плутоний. Ну и у него есть применение, на самом деле.
спасибо не знал, не знал да забыл))) ,почему то всегда думал что МА=осколки делений, наверно все таки "пару" лекций я давненько то прогулял.
Да, насчет осколков деления я немного упростил - там есть по моему всемирно известные 90Sr и 137Cs, которые как раз обладают омерзительным периодом деления в 30 лет (т.е. надо ждать 300 лет, что бы активность упала в 1000 раз), при это удельная активность на 3 порядка выше того же Технеция. Но хотя бы понятно, что через 1000 лет от них останется стабильный пепел (Барий и Иттирий, если правильно помню).
А еще в ОЯТ содержится палладий, родий в концентрациях выше любых руд. К сожалению, 107Pd тоже имеет приличный период полураспада, но проекты по его извлечению периодически появляются.
Речь естественно не о чистом натрии - теплоносителе. А о заранее проложенном в реакторе (на стадии проектирования (но геометрически это может плохо выглядеть или быть далеко от активной зоны)) дополнительном контуре (контурах) через активную зону для ОЯТ в натрии. Их можно было бы и в водном растворе гонять под давлением, но только не в реакторе с теплоносителем в виде натрия. Поэтому растворение в натрии или его заменителе - предпочтительно. Использование отдельных "ТВС" для наиболее опасных осколков(о чем Вы сказали) - это то что напрашивается в первую очередь. Но даже тот же массовый стронций - вполне возможно прогнать в расплаве через разомкнутый выделенный "контур"- змеевик в активной зоне (а специфика быстрых нейтронов - превращать любые радиоактивные элементы в стабильные) и чем плохо? Данная операция практически не потребует никаких дополнительных телодвижений от персонала т.к. обеззараживание "ЖРО" понижение радиоактивности будет происходить в полуавтоматическом режиме ИМХО. Проблема видимо в малом сечении захвата легких ядер(вероятно там не прямая связь) - слишком долго придется выдерживать ОЯТ в активной зоне. Даже для тяжелых ядер проще использовать пассивные "ТВС".
С точностью наоборот. Выводы по остальной технологической схеме делайте сами :)
P.S. В случае минорных актиноидов "выжигание" заключается в вынужденном делении потоком быстрых нейтронов. Но так могут нуклиды от 233U и тяжелее, но не осколки деления.
ТВС в целом родились как необходимость (упрощая) а) иметь хорошую теплоотдачу топлива теплоносителю б) при этом иметь приемлемое гидравлическое сопротивление активной зоны в) не иметь выноса высокоактивных продуктов деления в контур (что катастрофически усложняет эксплуатацию) г) как следствие в - иметь герметичные оболочки вокруг топлива, не подверженные коррозии, что очень непросто для 4-5 летнего срока службы, рабочих температур в 400-700 С, наличия половины таблицы Менделеева (в т.ч. йода) в топливе, и очень высоких радиационных полей (гуглим радицационно-индуцированная коррозия). При этом среднюю концентрацию делящихся материалов в АЗ необходимо предсказуемо соблюдать кратковременно с точностью 0,005%, а долговременно - 0,1%.
Все эти "нельзя ли попроще" имеют один ответ - нет, нельзя, то что есть - самое простое.
Речь идет про то, что ОЯТ надо хранить сотни тысяч лет до того момента, как оно перестанет быть радиотоксичным. Если его переработать, отделить осколки деления, конструктивные элементы, плутоний и минорные актиниды, то для каждого из них можно сильно сократить время контролируемого хранения, и в целом уменьшить объемы захоронения в 4 раза. При этом БН-1200 будет выступать местом, где будет сжигаться полутоний и МА из ОЯТ.
В целом я не понимаю что это, и работать это точно не будет, хотя видимо если бы вы понимали, как работает реактор то это была бы идея жидкосолевого реактора, загуглите. И желательно сразу - почему до сих пор такие реакторы не реализованы.
На самом деле все "новаторские изобретения" в области атомной техники потом внезапно оказываются кем-то уже придуманными в 50х.
Если дело на текущий момент только в этом зачем проектировать и выделять финансирование под другие реакторы на быстрых нейтронах, когда у России есть БН-800?
БН-1200 или "Прорыв" коммерческий? Тогда строить за счет частных инвестиций и то под сомнением(убытки все равно повесят на государство).
БН-800 под СУОП, энергетический плутоний туда пока никто не собирается загружать, бланкетов нет.
БН-1200 по себестоимости капвложений в электричестве должен сравняться с ВВЭР-1200. Концерну он интересен в схеме "блок стоимостью, как ВВЭР-1200, решающий проблемы хранения ОЯТ". Может быть даже 2 или 3 таких блока вместо 2-3 ВВЭР-1200 построят.
Какие частные, что вы несете. Атом - государственная задача.
Нашел табличку радиоактивности ОЯТ и обоснования их переработки с линией "среза" в качестве допустимых отходов:
Но где Вы столько актиноидов и плутония возьмете для загрузки реакторов? Вы планируете собрать со всего мира ОЯТ для загрузки мощностей и вам немного доплатят за то что вы запустите их в производственный цикл? Своих актиноидов и плутония на мощности трех четырех АЭС по 2 реактора - естественно не хватит.
Или Вы планируете на свободных мощностях - нарабатывать актинойды и плутоний (из грубо говоря обедненного урана), чтобы потом сжигать его как ОЯТ. "Чтобы продать что-нибудь ненужное, - надо сначала купить что-нибудь ненужное." Такую схему сложно объяснить как желание решить проблему хранения ОЯТ.
Актиноиды и плутоний относятся к самой опасной группе ОЯТ(насколько понял), требующей особо бережного обращения. Просто мощность излучения кюри - дает не полное представление о степени опасности данных ОЯТ. И все это с половины мира планируется собрать в России? Или будет идти речь о продаже технологии для переработке на месте (опять же подобная мощность ИМХО избыточна).
Согласен что "демонстраторы технологий" - очень нужны для России. Одна АЭС БР-1200 с одним двумя блоками. Чтобы хотя бы иметь возможность упреждающе патентовать новые технологии (это не очень дорого по сравнению с стоимостью проекта), чтобы ими можно было пользоваться без уплаты лицензии по закрывающим ценам. Даже "бесплатный" российский патент - делает все аналогичные иностранные патенты - бесполезными (на особо важные "закрывающие" технологии - естественно следует получать международный патент). Разумеется БР-1200 нужен для выполнения обязательств по сжиганию оружейного плутония.
Но массовое производство подобных АЭС - противоречит идее сжигания актиноидов и плутония(ОЯТ). США могут не согласиться в будущем продолжить сжигание оружейного плутония. Россия будет делать это в одностороннем порядке?. Т. е. для полноценной работы нескольких БН-1200 - придется либо нарабатывать плутоний из урана (что увеличит ОЯТ), либо стать переработчиком ОЯТ со всего мира. Что опять же резко увеличит количество особо опасных ОЯТ в "обороте" в России.
"Переработка" оружейного плутония в топливный или энергетический - также дает сомнительный результат. Т. к., если смотреть на график выше и брать сроки захоронения под 10к лет - то энергетический плутоний - фактически превратится в оружейный(судя по периодам полураспада). Только сжигание и оружейного и энергетического плутония - может гарантированно решить проблему данного вида ОЯТ ИМХО.
100% частный капитал в атоме - было бы достаточно поспешным и неразумным решением. Но Ваша горячность в этом вопросе тоже напрягает. Неужели там нет места для 25% частного капитала? И все разговоры о самоокупаемости атома - это только разговоры? Может здесь очередная скрытая "приватизация прибыли (менеджерами в т. ч. через откаты) - национализация убытков?"(в т. ч. через прощение безнадежных долгов?).
Слега удивляет постройка реакторов за огромные суммы в кредит заведомо неплатежеспособным государствам(даже Китай и США себе такого не позволяют). И эти долги частично плюсуются к внешнему долгу России. А менеджеры Росатома могут отчитываться о "высоких показателях".
Если посмотреть книги и статьи, например: С.Томас - Экономика ядерной энергетики (2005).pdf
Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики (3-е издание, 1987).djvu
http://www.greenpeace.org/russia/ru/press/reports/163305/ - данный отчет для компании, чтоб быстро и наглядно понять общую структуру расходов Росатома (без точных цифр - они явно сомнительны).
Конкурентоспособность быстрых реакторов с ЗЯТЦ http://www.innov-rosatom.ru/files/articles/387de42193b349b48299b54efd575...
То можно понять что рынка отдельных услуг(в т. ч. по переработке отходов) - по сути нет. Ценообразование непрозрачное. При всей привлекательности атома как энергоносителя - не понять его экономическую выгоду. Особенно если прислушиваться к "зеленым".
Есть еще претензия к Росатому: В то время как цены на природный уран сильно занижены в пользу золотого миллиарда - Россия является нетто продавцом НОУ(из запасов ВОУ) строго определенному покупателю США (по сути вне рынка). Это еще одна схема, готовая к коррупции.
Разумеется альтернативы атому в ближайшем будущем - нет. Как и реакторам на быстрых нейтронах. Т. к. уранового топлива банально на всех не хватит и себестоимость его добычи вырастет в 2-3 раза. Приводились цифры о запасах и годовых потребностях в комментариях к предыдущей статье: https://aftershock.news/?q=node/404577 И через мизерный по проектным(исследовательским) нормам срок - пять-десять лет - все страны обладающие ЯО и полным циклом - будут вынуждены строить реакторы на быстрых нейтронах. Т. к. для ВВЭР топливо будет дороже(хоть это и не основная составляющая цены энергии). При сроке окупаемости ВВЭР - 20 лет (эксплуатации - 60 лет) - они могут оказаться кошмаром для всех кто решил их построить(зависит от способа формирования цены на топливные сборки).
Т. е. Ваши "презентации" ИМХО - пока не репрезентативны.
Я уже похоже тут стал коллективным Росатомом... делящиеся материалы берутся в ОЯТ ВВЭР/РБМК, равновесный режим - 4-5 ВВЭР + 1 БН-1200, причем плутоний из ОЯТ БН-1200 идет в МОКС подпитку ВВЭР-1200. Можно еще лучше - 3 ВВЭР-1200 + 1 БН-1200 + ОЯТ из хранилищ. На самом деле вопрос сложный, оптимизация схемы может быть очень разная в зависимости от объема капвложений.
Вы бы разобрались в том, что такое ОЯТ, откуда берутся МА, как нарабатывается плутоний, а то вопросы вроде есть, но они настолько странные, что отвечать на них невозможно. Ну вот примеры.
МА и плутоний - не ОЯТ, а ядерные материалы.
Фраза не имеет смысла.
Для полноценной работы нескольких БН-1200 хватит ОЯТ, ежегодно выгружаемых из существующих Российских блоков.
Планирование на 10 тысяч лет вперед - это довольно смело. Посчитайте заодно зарплату охранников на 10 тысяч лет вперед.
Нет. Пример АКМЭ-инжиниринг перед глазами, когда приоритеты у частного владельца изменились, и из-за этого блок СВБР-100 не будет построен.
Долги из стран выбивать - не наша задача, причем большинство стран вполне себе кредитоспособны (Китай, Индия, Финляндия, как минимум, Иран вообще без кредитов строился). При этом деньги идут не на строительство стадионов, которыми никто не пользуется, а на высокотехнологичную отрасль.
Вполне себе есть, только узкий.
Вы здесь аргументы в их пользу собираете?
"Занижены" - это как? Россия покупает уран дороже, чем "золотой миллиард"? И да, про ВОУ-НОУ у вас устаревшая информация, последняя поставка была в 2013.
Урана 4-5 миллионов тонн только оконтуренных запасов, хватит до конца 21 века. Не надо нести ерунду вслед за неграмотной публикой.
У вас какая то каша.
если прислушиваться зеленых читайте самого зеленого министра Германии дословно "не добытая энергия самая чистая" другими словами топайте в каменный век, средневековье будет уже не достаточно чистым.
насколько помню 1 БН-1200 успешно должен сжигать ОЯТ с 4 блоков ВВЭР 1000. Окончательное концепцию готовит Курчатовский осенью будет .
Есть несколько вариантов использования БН (очень упрощенно)
1)Топливо для БН это энергетический(восстановленный) плутоний и регенерированный уран из ОЯТ,
2) Старт на любом топливе(уран235, плутноний, МОХ, СУОП) БН наработка уран 238 (которого уже добыли на 1000лет) в плутоний и работать на нем. . Тут хоть обстройся БНов главное чтоб на топливо было.
В обоих вариантах идет сжигания МА.
На данный момент Росатом не видит дефицита урана для своих контрактов. Потому БН будет несколько штук которые будут работать как "утилизатор" ОЯТ из наших реакторов.