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).

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.

читать полностью

Источник: http://tnenergy.livejournal.com/28558.html

Вступай в наши группы и добавляй нас в друзья :)

Поделись позитивом в своих соцсетях

Другие публикации по теме

НИИАР, нитридное топливо, Прорыв, АЭС, наука, энергетика

все комментарии

0
Stas 86
28.11.1511:55:22

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
28.11.1512:13:02

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
Stas 86
28.11.1512:34:52

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
28.11.1522:41:04

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
Stas 86
29.11.1510:28:09

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
29.11.1513:14:45

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
Stas 86
29.11.1514:30:02

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
29.11.1522:24:58

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
Stas 86
30.11.1513:34:29

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
30.11.1517:52:17

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
Stas 86
30.11.1519:02:11

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
01.12.1513:20:18
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 ↑

Написать комментарий

Отмена

Для комментирования вам необходимо зарегистрироваться и войти на сайт,