MAX
Подпишись
стань автором. присоединяйся к сообществу!
Есть метка на карте 22 ноября 43
121
leon_777 Перспективные разработки, НИОКРы, изобретения

Успех испытаний нитридного топлива для реакторов проекта «Прорыв», есть 6% выгорания!

  • Верхняя строчка - и есть та ТВС, которая успешно была облучена в реакторе до 6% выгорания, потом "отлежалась" (ВРХ) и прошла послереакторные испытания (ПРИ).
  • Верхняя строчка - и есть та ТВС, которая успешно была облучена в реакторе до 6% выгорания, потом "отлежалась" (ВРХ) и прошла послереакторные испытания (ПРИ).

Вчера появилась новость (http://agnc.ru/news/7083)

Главный технолог проекта «Прорыв» Владимир Троянов сообщил о результатах послереакторных исследований первой комбинированной экспериментальной тепловыделяющей сборки (КЭТВС-1) со смешанным нитридным топливом.

Первые послереакторные исследования, проведенные в Государственном научном центре — НИИ атомных реакторов (ГНЦ-НИИАР), с точки зрения ученых дали феноменальные результаты.

«Не обнаружены нарушения в целостности топливного столба, очень порадовала низкая деформация оболочек», — сообщил Владимир Троянов.

Совокупность полученных экспериментальных данных показывает, что состояние твэлов с нитридным топливом удовлетворительное и их ресурс далеко не исчерпан.

Три года назад ГНЦ-НИИАР изготовил комбинированную экспериментальную ТВС, в состав которой вошли четыре экспериментальных твэла с нитридным топливом производства АО «ВНИИНМ им. академика А.А.Бочвара». Сборка была загружена в реактор БН-600 на Белоярской АЭС. После того, как она отработала заданный ресурс, ее извлекли из реактора и на полгода поместили во внутриреакторное хранилище для снижения тепловыделения до допустимого уровня. Затем эта экспериментальная ТВС была возвращена в НИИАР для проведения послереакторных исследований. Первый цикл исследований был завершен в конце октября 2015 года. В целом, программа всех послереакторных исследований первой экспериментальной тепловыделяющей сборки со смешанным нитридным топливом рассчитана до середины 2016 года. Она предусматривает различные, в том числе разрушающие исследования.

В настоящий момент шесть полностью изготовленных в АО «СХК» экспериментальных тепловыделяющих сборок со смешанным нитридным топливом находятся на испытании в реакторе БН-600. Кроме того, специалисты СХК приняли участие в изготовлении четырех комбинированных экспериментальных сборок.

Полученные результаты исследований лягут в основу лицензирования обоснования работоспособности нитридного топлива в быстрых реакторах. Результаты работ будут использованы при реализации проекта создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и пристанционных модулей по производству плотного топлива и переработке облученного плотного топлива на площадке АО «СХК».

------------------------------------------------------

Далее комментарий ув. инженера-электронщика tnenergy, зачем все это нужно:

Для начала надо напомнить, что одно из ключевых слов здесь — «нитридное»: вместо стандартного диоксида урана UO2 тут планируется использовать нидрид урана UN и плутония PuN. Оксиды известны вдоль и поперек, наработав миллионы ТВС-лет в реакторе. Нитриды известны гораздо хуже, причем со всех сторон — как сделать порошок нитрида, топливную таблетку, как она ведет себя в реакторе, как взаимодействует с конструкционными материалами и теплоносителем и т. п. Почему они используются в «Прорыве»? Нитриды урана-плутония имеют большую плотность, а значит бОльшее удельное содержание делящихся материалов в активной зоне, меньше потери нейтронов и больший коэффициент воспроизводства плутония. С помощью нитридов Кв >1 можно получить для зоны без воспроизводящих экранов, что заметно упрощает эксплуатацию. Злые языки говорят кроме того, что нитриды выбраны потому, что оксиды всплывают в свинцовом теплоносителе, что не айс при разрушении твэла :)

Подробности далее: tnenergy.livejournal.com/28558.html

Кстати, а вы знали, что на «Сделано у нас» статьи публикуют посетители, такие же как и вы? И никакой премодерации, согласований и разрешений! Любой может добавить новость. А лучшие попадут в наш Телеграм @sdelanounas_ru. Подробнее о том как работает наш сайт здесь👈

Источник: tnenergy.livejournal.com

Комментарии 0

Для комментирования необходимо войти на сайт

  • 8
    Нет аватара luboy22.11.15 16:56:58

    Отлично, молодцы.

    #715470 ↑
  • 0
    Нет аватара Stas 8623.11.15 02:55:41

    Что значит 6% выгорания?

    То есть твэл с таблетками 5% 235-го при выработки электроэнергии сгорает только на 6% от всего твэла?

    Что лучше 6% или 50% выгорания?

    #715611 ↑
    • 3
      Нет аватара guest23.11.15 05:35:46

      Конечно, лучше 50%, но только если у кого-нибудь вдруг окажутся такие показатели, то все остальные производители моментально обанкротятся.     Чего стоит одно только радоновое распирание «таблетки», с неизбежным растрескиванием собственно делящегося вещества и раздуванием её циркониевой оболочки — при том, что нейтронное охрупчение никуда не девалось… И чем выше выгорание — тем сильнее этот и другие эффекты. Поэтому рекорд на сейчас — ЕМНИМС, что-то около 10%, больше просто начинают лопаться «таблетки», рваться оболочки ТВЭЛов и радиоактивная дрянь начинает лезть наружу.

      #715623 ↑
      • 0
        Нет аватара Stas 8623.11.15 12:01:44

        То есть, при 50% выгорания будет больше выработано киловатт чем у 6% выгорания?

        В 8 раз больше?

        Отредактировано: Stas 86~13:30 23.11.15
        #715756 ↑
        • 0
          Нет аватара tnenergy23.11.15 19:57:36

          Да, именно так. Только в обычном реакторе делящийся материал — U235 или плутоний, а его обычно больше 5% в топливо не кладут, по разным причинам. За счет воспроизводства плутония, теоретически можно получить ~8% выгорания, на практике — 6. Это, напомню, речь про реакторы с водой под давлением, для быстрых реакторов расклад совсем другой.

          #715978 ↑
          • 0
            Нет аватара Stas 8623.11.15 20:14:02

            Спасибо.

            Значит надо сделать 96% выгорание, и энергия станет в 16 раз дешевле так как её станет в 16 раз больше.

            #715980 ↑
        • 1
          MagiRus MagiRus26.11.15 22:07:41

          То есть, при 50% выгорания будет больше выработано киловатт чем у 6% выгорания?

          В 8 раз больше?

          Да, но эффект тут не в получении большего количества энергии в единицу времени, ибо оно одно и то же, а в том, что ТВЭЛы нужно будет менять реже.

          #716879 ↑
          • 0
            Нет аватара Stas 8627.11.15 20:24:58

            Скажите, остаточное топливо в твэлах (не выгоревшее на 94%), можно использовать повторно или сразу в отходы отправляют?

            #717166 ↑
            • 0
              MagiRus MagiRus28.11.15 11:04:19

              Можно и нужно использовать его повторно и для этого как раз и создается ЗЯТЦ (замкнутый ядерный топливный цикл), но в текущих условиях ОЯТ (то самое Отработавшее ядерное топливо) от ВВЭР-1000 практически только накапливают в пристанционных хранилищах на АЭС, т.к. более оптимально из него делать МОКС-топливо (и потом его загружать обратно в ВВЭРы), но экономически более выгодно на текущий момент использовать для изготовления нового топлива свежедобытый и обогащенный уран.

              не выгоревшее на 94%

              Единственно поправлю, что 94% это выгорание, которое получилось на нитридном топливе в быстром реакторе в результате испытаний. В реакторах ВВЭР при текущей эксплуатации выгорание тяжелых атомов составляет менее 5%.

              #717295 ↑
              • 0
                Нет аватара Stas 8628.11.15 11:55:22

                Почему не выгодно перерабатывать не выгоревшее топливо?

                На сколько я знаю на обогащение цена одна, примерно 70% от цены природного урана.

                Тем более процентная доля урана 235-го больше в не выгоревшем чем в природном уране.

                Отредактировано: Stas 86~13:11 28.11.15
                #717302 ↑
                • 0
                  MagiRus MagiRus28.11.15 12:13:02

                  Понятие выгодно/не выгодно оно не абсолютное, а относительное. Для того чтоб переработать ОЯТ нужно провести массу работ, довольно затратных как по деньгам, так и по человеческим и иным ресурсам процедур. Еще раз говорю, что на текущий момент, когда цены на природный уран довольно низкие, а производительность центрифуг по обогащению довольно высока, получается что тупо дешевле брать свежий уран, чем перерабатывать старый. Кроме того, не забывайте, что в ОЯТ урана-235 не более 1% (+еще около 1% плутония нескольких изотопов, в основном 239) и просто переработкой нужной кондиции топлива (нужного обогащения) не добиться — нужно будет его дообогащать либо ураном-235 (что делали одно время, когда шла программа по «разбавлению» высокообогащенного оружейного урана), либо плутонием — по сути созданием МОКС-топлива, что намного более перспективно. А все это тоже затраты. Кроме того, мы только-только создали промышленное производство МОКС-топлива и раньше мы просто не могли в большом количестве его делать. Да и само использование МОКСа в ВВЭР хоть и вполне возможно, но один фиг нужно проходить массу процедур, для того чтоб реально начать использовать это топливо в текущей системе работы наших АЭС с реакторами ВВЭР. Когда-нибудь переработанное топливо обязательно станет выгоднее чем природное, вот тогда активно и займемся его переработкой.

                  Отредактировано: MagiRus~13:14 28.11.15
                  #717309 ↑
                  • 0
                    Нет аватара Stas 8628.11.15 12:34:52

                    Как 1% 235-го?

                    Если выгорело от общей массы сборки

                    только 6%, куда делись ещё 3.5% 235-го.

                    Получается что перерабатывать не выгоревшее топливо менее энергозатратно, то есть дешевле в 6 раз чем природный.

                    Отредактировано: Stas 86~14:09 28.11.15
                    #717317 ↑
                    • 0
                      MagiRus MagiRus28.11.15 22:41:04

                      Не совсем понимаю к чему вы клоните и откуда у вас появилась такая логика. При изначальной загрузке в реактор ВВЭР обогащение по урану-235 составляет порядка 5% (т.е. оставшаяся часть это уран-238 в количестве 95%). В результате работы (облучения) в составе ОЯТ входит 94% того же урана-238, 1% урана-235, 1% плутония-239 и 4% именно отходов. Цифры очень примерные и не учитывают, что часть урана-238 не просто превращается в плутоний-239, но и участвует в реакции деления (либо напрямую, либо через плутоний).

                      куда делись ещё 3.5% 235-го.

                      Как это куда делить? А реактор на чем должен работать, на воздухе что ли? Как раз за счет распада данного изотопа урана и работает вся атомная промышленность.

                      #717467 ↑
                      • 0
                        Нет аватара Stas 8629.11.15 10:28:09

                        Вот именно я пытаюсь разобраться с логической точки зрения.

                        Рассмотрим состав топливной таблетки — 95% это уран 238 и 5% урана 235-го.

                        Выгорание топливной таблетки достигает 6% согласно новости.

                        Вывод — в топливной таблетки выгорело 5.6% урана 238 и 0.4% урана 235.

                        Соответственно в таблетки осталось 89.4% урана 238 и 4.6% урана 235-го.

                        #717499 ↑
                        • 0
                          MagiRus MagiRus29.11.15 13:14:45

                          Рассмотрим состав топливной таблетки — 95% это уран 238 и 5% урана 235-го.

                          Данный состав характерен для ТВЭЛов, предназначенных для реакторов ВВЭР-1000. В новости же указаны ТВЭЛы, которые использовались в БН-600, т. е. в реакторе на быстрых нейтронах. Для данных реакторов характерно более высокое обогащение по урану-235, а именно до 17%. Какое было обогащение конкретно в этом случае я точно не знаю.

                          Вывод — в топливной таблетки выгорело 5.6% урана 238 и 0.4% урана 235.

                          С чего вы взяли что выгорание шло именно по такой пропорции? Всегда и везде выгорает в первую очередь уран-235, т.к. он значительно менее устойчивый и может поддерживать реакцию расщепления и именно поэтому он является основной атомной энергетики и именно поэтому идет обогащение урана именно по этому изотопу. Уран-238 значительно более стойкий и сам практически не распадается в процессе облучения, но зато он способен превращаться в плутоний-239, захватывая «пролетающие мимо» нейтроны и именно на этом построена система воспроизводства топлива на быстрых реакторах (бридерах), когда количество полученного топлива (тех элементов, которые свободно распадаются) может по итогу превышать то количество, которое было загружено изначально.

                          #717539 ↑
                          • 0
                            Нет аватара Stas 8629.11.15 14:30:02

                            Понятно, спасибо за дискуссию.

                            Думаю, если бы вы знали точно, какой остаток 235-го в отработанном топливе, вы бы все ровно не сказали бы эту информацию ,так как подозреваю что это гос. тайна.

                            А дальше слушать эту лапшу нет желание.

                            Отредактировано: Stas 86~15:30 29.11.15
                            #717547 ↑
                            • 0
                              MagiRus MagiRus29.11.15 22:24:58

                                  Странный вы человек. Если бы вы озаботились точными цифрами, вы бы без проблем их нашли. Например тут. Данные эти несколько устаревшие, ибо сейчас и сами ТВЭЛы и циклы и обогащение несколько изменились, но сам порядок цифр примерно тот же самый.

                              #717614 ↑
                              • 0
                                Нет аватара Stas 8630.11.15 13:34:29

                                Спасибо за инф-ю.

                                Согласно данным, выгорает примерно равное количество 238-го и 235-го, то есть если взять 6% выгорание топлива, получается 3% выгорело 238-го и соответственно 3% 235-го.

                                Согласно данным, в отработанном топливе остаток урана 235 около 20%.

                                Концентрация урана 235-го в отработанной топливе примерно ровна концентрации природного урана, около 0.7%.

                                Вот это я и хотел от вас услышать.

                                Если увеличить выгорание топлива до 95-99%,это позволит уменьшить массу топлива в реакторе в 15-17 раз.

                                Отредактировано: Stas 86~14:57 30.11.15
                                #717747 ↑
                                • 0
                                  MagiRus MagiRus30.11.15 17:52:17

                                  то есть если взять 6%

                                  Давайте для начала определимся, почему вы берете именно 6%? Если вы опираетесь на цифру из статьи, то не забывайте, что речь тут идет о реакторе на быстрых нейтронах БН-600 и там обогащение, выгорание и состав ОЯТ сильно отличается от оных в реакторах ВВЭР, о которых я собственно вам говорил и ссылку на состав ОЯТ которых я вам дал.

                                  в отработанном топливе остаток урана 235 около 20%.

                                  Откуда вы взяли эту цифру, что в ОЯТ столько урана-235? Причем тут же вы говорите что

                                  Концентрация урана 235-го в отработанной топливе примерно ровна концентрации природного урана, около 0.7%

                                  Правильно ли я понимаю, что в первом случае вы имели в виду обогащение топлива по урану-235 при загрузке его в ТВЭЛы? Если мы говорим о реакторах БН, то да, там обогащение достигает 20%, но в реакторах ВВЭР в типовых сегодня топливо-выделяющих сборках ТВС-2М (или ТВСА-плюс) составляет 4,87% по урану-235. Концентрация же урана-235 в ОЯТ в подавляющем большинстве случаев несколько выше природного и составляет, как я уже говорил, примерно 1%. То что вы видели в таблице 0.7% это концентрация урана-235 в ОЯТ из реакторов ВВЭР-440, у которых просто напросто долгое время обогащение было заметно ниже чем в ТВЭЛах для ВВЭР-1000. В самых же современных ТВЭЛах для ВВЭР-440 обогащение ровно такое же — 4,87%.

                                  Если увеличить выгорание топлива до 95-99%,это позволит уменьшить массу топлива в реакторе в 15-17 раз.

                                  Это невозможно в текущих условиях даже теоретически. Уровень выгорания в настоящее время ограничен прочностью самого ТВЭЛа, т.к. при распаде новые атомы начинают занимать практически в 2-3 раза больше объема, чем ранее занимал один атом урана, что распирает и в итоге просто приводит в негодность ТВЭЛ. При этом можно вспомнить реакторы для подводных лодок, где обогащение достигает 45%, но при этом условия эксплуатации там существенно лучше, т.к. нет необходимости добиваться максимально высоких температур, а следовательно максимально высокого КПД самого реактора. При прочих равных — КПД куда важнее уровня выгорания. При этом, вполне реализуемый уровень выгорания это 20% и достичь его планируют на промышленных быстрых реакторах типа БН-1200. Напомню, что сейчас рекорд по выгоранию это 11.8%

                                  Отредактировано: MagiRus~18:53 30.11.15
                                  #717833 ↑
                                  • 0
                                    Нет аватара Stas 8630.11.15 19:02:11

                                    Ладно, допустим вы правы.

                                    Тогда почему засекречены данные на себестоимость киловатта на АЭС?

                                    Я лично писал запрос в Минэнерго на себестоимость киловатта для АЭС, и мне от писались что данные эти засекречены.

                                    Так что мне очень сложно верится в не официальные ТХК, так как зная цену себестоимости киловатта можно высчитать ТХК топлива для разных АЭС.

                                    #717882 ↑
                                    • 0
                                      MagiRus MagiRus01.12.15 13:20:18

                                      Тогда почему засекречены данные на себестоимость киловатта на АЭС?

                                      А почему засекречена себестоимость производства автомобиля Лада Веста? Вообще-то электроэнергия это такой же коммерческий продукт, на который никто не даст точных данных о себестоимости, ибо это часть внутрикорпоративной информации. При этом на разных АЭС данная себестоимость разная в зависимости от типа реактора — на БН она дороже, на ВВЭР-1000 дешевле. На Билибинской АЭС она по понятным причинам самая дорогая. Могу лишь сказать, что примерная себестоимость на типовых блоках составляет примерно 90-100 коп/КВт*ч при условии, что капитальные затраты на строительство этих блоков еще не окупились, т. е. по сути идет речь о тех АЭС, блоки на которых введены после развала СССР, ибо по большинству остальных блоков (постройки времен СССР) амортизировать особо нечего и в себестоимость заложены лишь затраты на модернизацию, продление эксплуатации, ремонт, а также последующий вывод блока из эксплуатации. Если же рассматривать себестоимость без капитальных затрат на постройку АЭС, а именно они составляют львиную долю в себестоимости, что наглядно показывают эти данные.

                                      То себестоимость на относительно старых старых, но вполне современных блоках составит примерно 45-50 коп/КВт*ч.

                                      Так что мне очень сложно верится в не официальные ТХК, так как зная цену себестоимости киловатта можно высчитать ТХК топлива для разных АЭС.

                                      Не совсем понимаю что вы имеете в виду и что вообще такое «ТХК». Скажу лишь что в структуре себестоимости затраты на топливо составляют порядка 10-12%, что явно совсем немного.

                                      Отредактировано: MagiRus~14:24 01.12.15
                                      #718124 ↑
      • 0
        MagiRus MagiRus26.11.15 22:06:06

        рекорд на сейчас — ЕМНИМС, что-то около 10%

        11,3% для оксидного топлива на реакторе БН-600

        #716878 ↑
    • 0
      MagiRus MagiRus26.11.15 22:04:22

      Нет, это вы говорите о термине «степень выгорания». В данном же случае говорится о выгорании так называемых «тяжелых атомов» (т.а. на схеме), т. е. по сути сколько процентов топлива, состоящего из разных изотопов урана (процент обогащения по урану-235 не имеет значения) в итоге превратится в энергию и распадется на другие элементы. Либо упрощенно можно трактовать это так, что 6% топлива в ТВЭЛе в результате облучения превратилось в отходы. Современное оксидное топливо в реакторах ВВЭР выгорает менее чем на 5%, а в реакторах БН выгорание достигает 11,3% (рекорд). Конечно же чем сильнее выгорание, тем лучше.

      #716877 ↑
  • 0
    SergeySeverny SergeySeverny23.11.15 04:54:12

    это точно будет прорыв!!!

    Stas 86, а вы где 50% выгорания видели? это сразу 100500 нобелевских…

    #715617 ↑
    • 0
      Нет аватара Stas 8623.11.15 12:17:12

      Вряд ли, в лучшем случае пристрелили бы сразу…

      #715760 ↑