Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 31.03.2015 16:48:02Я бы сказал, что главная причина неполной загрузки смешанным топливом не в этом.
А в том, что у нас инженерная школа традиционная.
Ни один нормальный инженер полностью экспериментальным топливом АЗ утыкивать не станет (чай не хохлы), если есть возможность провести эксперимент на части АЗ.
*пожал плечами...
ИМХО, даже эти 90 МОКС сборок - многовато для первого раза.

Вы не правы.
Первоначальная смешанная загрузка БН-800 случилась именно по организационным причинам.
Опытная эксплуатация МОХ-ТВС проводилась в БН-600, которая показала их работоспособность и позволила уточнить ядерно-физические константы топлива.
Проектирование БН-800 изначально было заточено на МОХ-топливо.
Конструкция БН-600 и БН-800 сильно не отличается. Параметры активной зоны то же.
Не забывайте, что это опытно-промышленный реактор, от него не требуется сразу коммерческой успешности. Поэтому нагружать его будут не спеша, с большой программой по исследованиям и уточнениям всяческих констант.

Читать внимательно!

http://nuclear-subma…u/node/683

руководитель института
Александр Жиганов:

Региональный Центр моделирования ядерных технологий,
- в том числе для российского атомного проекта Прорыв,
- создается в Томской области на базе Северского
- технологического института - СТИ
- Национального исследовательского ядерного университета МИФИ.
Проект Прорыв реализуется на площадке предприятия госкорпорации Росатом
- Сибирского химического комбината - СХК в ЗАТО Северск - Томская область.
Он предполагает отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла,
- которые необходимы для атомной энергетики будущего.
Центры моделирования процессов ядерных технологий
- существуют в различных вузах,
- но в томском Центре будут задействованы
- сразу три крупнейших университетских площадки.
В создании центра мы нашли
- поддержку на СХК.
Мы создали на площадке СХК базовую кафедру по радиохимии,
- которая будет готовить специалистов по компетенциям,
- необходимым для проекта Прорыв.
В СТИ возможно создание филиала кафедры
- технологии замкнутого ядерно-топливного цикла - ЗЯТЦ МИФИ.
Северск входит в число лидеров
- по подготовке специалистов для атомной отрасли.
У нас нет других вариантов, кроме как готовить специалистов
- нового поколения для высокотехнологичных производств
- госкорпорации Росатом.

сообщение
Энергоатома:

Представители российской топливной компании ТВЭЛ
- и руководство украинского Энергоатома
- в ходе совместной встречи в Киеве
- подтвердили выполнение взаимных обязательств
- в рамках сотрудничества между компаниями,
- а также наметили направления совместной деятельности.
Встреча прошла в Киеве.
Российская сторона сообщила о состоянии эксплуатации
- модернизированного ядерного топлива ТВСА-12
- на российской Калининской АЭС
- и ходе его внедрения на болгарской АЭС Козлодуй
- для оценки перспектив внедрения топлива
- этой модификации на одном из блоков украинских АЭС.
Стороны подтвердили выполнение взаимных обязательств
- в рамках сотрудничества между компаниями,
- а также наметили направления совместной деятельности
- с учетом новых требований времени.
ТВЭЛ является основным поставщиком
- ядерного топлива для украинских АЭС.
Поставки российского ядерного топлива на Украину
- выполняются в полном объеме
- и в соответствии с графиком,
украинская сторона полностью
- и своевременно их оплачивает.

Минфин
РФ:

Фонд национального благосостояния - ФНБ
- в марте перечислил первый транш
- в размере 57,5 миллиарда рублей на проект
по строительству с участием РФ в Финляндии АЭС Ханхикиви-1.
Средства размещены в привилегированные акции
- входящего в госкорпорацию Росатом АО Атомэнергопром
- в количестве 57,5 миллиона штук
- с номинальной стоимостью одной акции одна тысяча рублей.
АЭС Ханхикиви-1 будет построена с российским реактором ВВЭР-1200
- по проекту АЭС-2006 и начнет производство электроэнергии в 2024 году.
Станция разместится на мысе Ханхикиви в районе Пюхяйоки.
Fennovoima намерена в 2015 году подать заявку
- на получение лицензии на строительство этой станции.

Цитата: DmasiK от 03.04.2015 22:10:36http://cont.ws/post/80887

действительно прорыв или журналисты преувеличивают?

Прорыв пока на бумаге. Нынешний редактор "Литературной газеты" Юрий Поляков написал в конце 80-х "Козленок в молоке" --- вполне злободневную и провидческую повесть, читается вполне и сегодня. Одному из героев полагалось обходиться одиннадцатью словечек и выражений --- круче, чем Эллочке-Людоедочке --- и одним из них было  "Скорее нет, чем да."

Цитата: DmasiK от 03.04.2015 22:10:36http://cont.ws/post/80887

действительно прорыв или журналисты преувеличивают?

Разбирать статью смысла нет, т.к. количество ляпов зашкаливает.
Позабавило, внизу статьи: "Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза."

По "БРЕСТ"у рекомендую почитать НИКИЭТовскую статью БРЕСТ   и презентацию Проект БРЕСТ-ОД-300 где внятно написано, что это такое и что уже сделано по проекту.

Председатель правительства
РФ Дмитрий Медведев

поздравил коллектив всероссийского научно-исследовательского
- института - ВНИИ технической физики
- с 60-летием со дня образования.
Трудно переоценить ваш вклад в создание ядерного щита России
- гаранта нашей национальной безопасности.
Более половины ядерного арсенала страны
- состоит из ваших разработок.
Институт стал всемирно известным ядерно-оружейным центром
- и сегодня вместе с выросшим рядом городом Снежинском
- составляет важнейшую часть отечественной атомной отрасли.
Оригинальные технические идеи института
- успешно применяются и в других отраслях,
- в том числе в энергетике, нефтегазовой промышленности,
- радиомедицине.
Уверен, что вы и впредь будете эффективно решать поставленные задачи,
- своевременно и качественно выполнять задания
- в рамках гособоронзаказа.

Товарищи ученые, доценты с кандидатами (c), просто умные люди, имеющие какие либо познания и/или практический опыт в технологиях больших мощностей. Имееются два вопроса


1. Вопрос конкретный...Разрабатывается некая технология, в процессе которой выделяется сотни мегаватт тепловой мощности (не одна и не две). Тепло низкопотенциальное (очень закисленный водный флюид с температурой 200-230, кроме того в реакторе существует значительное количество газов - водяной пар, обедненный кислородом воздух, при той же температуре и давлении до 30-50 бар)...Как можно утилизировать эти энергоресурсы...В процессе существует потребность тоже на сотни мегаватт в механической мощности - питание компрессоров ( по предварительным оценкам на 300 Мвт), и/или питание кислородной стнации (с тем же порядком мощности)...Есть у кого какие соображения по возможной тепловой схеме(остальные подробности в личке)

2. Вопрос теоретический - смежный

На АЭС рабочим телом является вода. Для генерации пара между первым и вторым контуром ставят парогенератор. Параметры парогенератора достточно низкие. Давление пара на выходе 62,7 бар, температура 278К. Для сравнения параметры котлов-утилизаторов современных ПГУ давление 125-135 бар, температура 550-570 градусов. Вопрос почему нельзя пристыковать к АЭС  ПГУ и в котле-утилизаторе перегревать пар парагенератора ядерного блока до более высоких параметров, тем самым увеличивая достаточно КПД самого ядерного реактора....Соображения безопасности?  

Цитата: зарун от 26.03.2015 11:22:27ЗиО-Подольск отправил третий парогенератор для нового блока Ленинградской АЭС-2


С производственной площадки ОАО "ЗиО-Подольск" (входит в машиностроительный дивизион Росатома - Атомэнергомаш) отгружен третий из четырёх парогенераторов ПГВ-1000МКП для Ленинградской АЭС-2.

http://www.atominfo.ru/newsk/r0489.htm

ЗиО-Подольск отгрузил последний (четвертый) парогенератор для блока №2 Ленинградской АЭС-2
http://www.seogan.ru…lya-bloka-№2-leningradskoiy-aes-2.html

...Изготовленные ОАО «ЗиО-Подольск» парогенераторы ПГВ-1000МКП предназначены для работы в составе реакторной установки В-491 типа ВВЭР-1200. Их основная функция – отвод тепла от теплоносителя первого контура и генерации сухого насыщенного пара. Установленная мощность энергоблока, на котором будут работать четыре парогенератора, составит 1200 МВт. 

Статья датирована 2 апреля, а это значит, что серия отгрузки всех четырех парогенераторов произведена достаточно оперативно: первый отгружен 2 февраля, второй - 25 февраля, третий - 16 марта, и четвертый - 2 апреля.
В настоящее время все четыре парогенератора находятся в г. Серпухове, где будут погружены на баржу, и в период весенне-летней навигации будут доставлены по воде на строительную площадку ЛАЭС-2 в Сосновом Бору.  
Ранее сообщалось, что парогенератор - сверхнегабаритный груз: диаметр изделия около 4,5 м, высота – 5 с небольшим метров, длина груза с приспособлениями для погрузки – порядка 16 м, а вес с оснасткой – 460 тонн. 

Цитата: stranger1234 от 05.04.2015 14:19:14Товарищи ученые, доценты с кандидатами (c), просто умные люди, имеющие какие либо познания и/или практический опыт в технологиях больших мощностей. Имееются два вопроса


1. Вопрос конкретный...Разрабатывается некая технология, в процессе которой выделяется сотни мегаватт тепловой мощности (не одна и не две). Тепло низкопотенциальное (очень закисленный водный флюид с температурой 200-230, кроме того в реакторе существует значительное количество газов - водяной пар, обедненный кислородом воздух, при той же температуре и давлении до 30-50 бар)...Как можно утилизировать эти энергоресурсы...В процессе существует потребность тоже на сотни мегаватт в механической мощности - питание компрессоров ( по предварительным оценкам на 300 Мвт), и/или питание кислородной стнации (с тем же порядком мощности)...Есть у кого какие соображения по возможной тепловой схеме(остальные подробности в личке)

2. Вопрос теоретический - смежный

На АЭС рабочим телом является вода. Для генерации пара между первым и вторым контуром ставят парогенератор. Параметры парогенератора достточно низкие. Давление пара на выходе 62,7 бар, температура 278К. Для сравнения параметры котлов-утилизаторов современных ПГУ давление 125-135 бар, температура 550-570 градусов. Вопрос почему нельзя пристыковать к АЭС  ПГУ и в котле-утилизаторе перегревать пар парагенератора ядерного блока до более высоких параметров, тем самым увеличивая достаточно КПД самого ядерного реактора....Соображения безопасности?

1. Напрягает "очень закисленный водный флюид" - что это?
2. Температура всё таки 278^оС. Параметры парогенератора, наверное, определяются параметрами первого контура, а там, с одной стороны"  корпус реактора с толстенными стенками. Соответственно вес чайника (да и габариты) ограничивается перевозкой по железке (ВВЭР). С другой стороны давление ограничивается тонкими стенками  твэлов - трубки могут схлопнуться. Ну, и естественно, коррозионные ограничения.

А вот пристыковать к АЭС  ПГУ головная боль, у каждой системы своё, довольное опасное, хозяйство. Суммировать опасности никто не захочет. И опять разные циклы всяких ППР и других ремонтов и обслуживаний, может резко уменьшить КИУМ общей системы.
ИМХО.

В Вестях недели был репортаж с Белоярской АЭС, можно увидеть ЦЗ и БПУ 4 блока. С 1:18
[movie=400,300]http://youtu.be/8-HxohVYNSc[/movie]

 ау и ас на усмотрение модератора.

Цитата: ДядяВася от 04.04.2015 12:48:31Разбирать статью смысла нет, т.к. количество ляпов зашкаливает.
Позабавило, внизу статьи: "Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза."

По "БРЕСТ"у рекомендую почитать НИКИЭТовскую статью БРЕСТ и презентацию Проект БРЕСТ-ОД-300 где внятно написано, что это такое и что уже сделано по проекту.

Вот даже в презентации написано так что ниче не понятно, есть прорыв или нет... 
Мне интересно к примеру понять правда ли то, что будут использовать отработанное топливо с других реакторов? Правда ли что будет такой закрытый цикл что сможем такие установки продавать ? 
Реально ж интересно, или у нас ниче не изобретают?

Цитата: ДядяВася от 05.04.2015 18:32:271. Напрягает "очень закисленный водный флюид" - что это?



2. Температура всё таки 278^оС. Параметры парогенератора, наверное, определяются параметрами первого контура, а там, с одной стороны"  корпус реактора с толстенными стенками. Соответственно вес чайника (да и габариты) ограничивается перевозкой по железке (ВВЭР). С другой стороны давление ограничивается тонкими стенками  твэлов - трубки могут схлопнуться. Ну, и естественно, коррозионные ограничения.

А вот пристыковать к АЭС  ПГУ головная боль, у каждой системы своё, довольное опасное, хозяйство. Суммировать опасности никто не захочет. И опять разные циклы всяких ППР и других ремонтов и обслуживаний, может резко уменьшить КИУМ общей системы.
ИМХО.

1.Водный флюиды это водный раствор солей и кислотой высокой концентрации-считайте некий рассол
'2. То что 278 определяется первым конутром мне понятно....Мне не понятно, почему нельзя сделать дальнейший перегрев после парогенератора с повышена параметров пара.....Невозможность поднять давление пара? Безопасность? Относительно КИУМ поставьте одну ПГУ в запас проблема с КИУМ нет... я таки скорее поверю, что ввэр создавались во времена былинно-чернобыльские...тогда и пгу не было- и париться проектам не очем

Трудности вывода из эксплуатации японских блоков

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 06.04.2015

Вывод из эксплуатации окончательно остановленных в Японии блоков столкнётся со значительными трудностями.
Пять блоков, достигших или приблизившихся к возрасту 40 лет, были окончательно остановлены в Японии в марте 2015 года. Их владельцы сочли нецелесообразным тратить немалые средства на приведение блоков в соответствие с постфукусимскими стандартами безопасности.

Первая серьёзная проблема, которая ожидает владельцев остановленных блоков - поиск площадок для размещения радиоактивных отходов, которые будут образовываться в процессе вывода из эксплуатации. Более того, в Японии пока отсутствует законодательная база для обращения с подобными отходами.

На площадке Рокасё имеется хранилище, принимающее с 1992 года РАО с атомных станций, однако это касается только действующих энергоблоков. Следует отметить, что, как минимум, одна категория РАО при выводе из эксплуатации будет более активной, чем РАО с действующих блоков.

В компании "Japan Nuclear Fuel Ltd." - операторе Рокасё - полагают, что местные власти не дадут согласия на приём РАО от работ по выводу.

Президент компании "Kansai Electric" Макото Яги призвал эксплуатирующие организации страны объединить усилия для решения проблемы отходов от вывода. Он считает, что, возможно, потребуется строительство нового централизованного хранилища таких отходов.

Кроме вопроса об отходах, следующая проблема, подлежащая разрешению - финансирование работ по выводу. На данный момент, для вывода пяти блоков суммарно накоплено около 1,5 миллиардов долларов, однако не исключено, что реальные затраты окажутся более высокими.

Отдельно стоит вопрос о субсидиях населённым пунктам, расположенным рядом с выводимыми блоками. Местные власти надеются на продолжение субсидирования до полного завершения работ по выводу.

Профильное министерство Японии уже получило несколько запросов на продолжение субсидирования. Пока что позиция ведомства такова - практика финансовых компенсаций для населённых пунктов, расположенных рядом с выводимыми блоками, будет продолжена, однако размеры субсидий будут сокращены.

Цитата: romull от 05.04.2015 20:48:52Вот даже в презентации написано так что ниче не понятно, есть прорыв или нет... 
Мне интересно к примеру понять правда ли то, что будут использовать отработанное топливо с других реакторов? Правда ли что будет такой закрытый цикл что сможем такие установки продавать ? 
Реально ж интересно, или у нас ниче не изобретают?

Более внятно написано в БРЕСТ (извиняюсь я её как ссылку сделал, но что либо глюкнуло, либо я накосячил, в общем исправил, теперь работает как ссылка).

По топливу с других реакторов. Конечно нет, подразумевается, что будет использован плутоний, который будет выделен с тепловых реакторов, который, впрочем можно жечь и БН.

По поводу закрытого цикла. Конечно в реакторе, какой либо цикл сделать невозможно. Закрытие цикла будет в пристанционном "свечном заводике" где будет модуль регенерации ОЯТ (очистка от осколков, без разделения урана от плутония) и модуль рефабрикации топлива (изготовление свежих твэлов и ТВС).

В общем всё правильно и здорово, однако пока это в основном на бумаге. Разумеется исследовательские работы ведутся. Но, например, пока не выбрана одна из ключевых технологий - регенерация ОЯТ. Большие вопросы по конструкционным материалам и т.д. и т.п. То есть пока говорить о прорыве ещё рановато.

А тут, сразу собираются строить довольно большой реактор - 700 МВт тепловой мощности. Отработай ты технологии на маленьком исследовательском реакторе на 50 - 60 Мвт (как собственно отрабатывалась технология БН), а затем, поняв, что к чему, строй большой чайник и вот тогда говори ПРОРЫВ.

Разумеется ИМХО.

Уважаемые форумчане, помогите, пожалуйста - мучает меня один вопрос. Почему в реакторах на быстрых нейтронах можно сжигать 238-й уран, а в медленных - нельзя? Почему в быстрых можно сжигать минорные актиниды, а в медленных - нет? Зачем проектируют реакторы на тяжелой воде? Смутно чую, что это как-то связано с потоком нейтронов. Хотелось бы почитать какую-нибудь понятную статью на эту тему.

Вот, например, читаю про БРЕСТ: http://www.atomic-en…logy/36000

Цитата: ЦитатаИзбыток нейтронов деления в БРЕСТ, как и в любом БР, позволяет конвертировать ²³⁸U в ²³⁹Pu с коэффициентом воспроизводства КВ>1.

Вопрос: что значит "избыток", избыток по сравнению с чем? Почему такой же "избыток" нельзя создать в ВВЭР?

Цитата: olegsh от 06.04.2015 18:44:58Уважаемые форумчане, помогите, пожалуйста - мучает меня один вопрос. Почему в реакторах на быстрых нейтронах можно сжигать 238-й уран, а в медленных - нельзя? Почему в быстрых можно сжигать минорные актиниды, а в медленных - нет? Зачем проектируют реакторы на тяжелой воде? Смутно чую, что это как-то связано с потоком нейтронов. Хотелось бы почитать какую-нибудь понятную статью на эту тему.

Вот, например, читаю про БРЕСТ: http://www.atomic-en…logy/36000

Вопрос: что значит "избыток", избыток по сравнению с чем? Почему такой же "избыток" нельзя создать в ВВЭР?

Более менее доступно можно почитать у Бекмана - ФИЗИКА АТОМНОГО РЕАКТОРА там есть много материала и по другим вопросам.

Если вкратце, на пальцах. U-238 и минор-актиниды это пороговые изотопы, т.е. делятся нейтронами выше пороговой энергии, для U-238 это больше 1 МэВ. Соответственно в быстрых реакторах доля нейтронов выше порогового значительно выше, причём у БРЕСТа доля выше, чем у БН за счёт более тяжёлого теплоносителя.

В тепловых реакторах, тем не менее U-238 то же "сжигается", но не посредственно, а через конверсию U-238 в Pu-239 и его последующего деления тепловыми нейтронами. Однако в быстрых реакторах этот процесс более эффективен, т.к. число нейтронов, образовавшихся при делении ядра увеличивается с энергией. Ну тут уже про КВ разговор.

 Однако нельзя забывать, что хоть у теплового, хоть у быстрого реактора должна быть "достаточная концентрация" делящего изотопа U-235 или  Pu-239, иначе никакой цепной ядерной реакции не пойдёт. А то частенько пишут, что реактор может работать на чистом U-238 или  Th-232. Это глупости.

Ну и т.д. и т.п. в общем, читайте Бекмана.

Цитата: ДядяВася от 06.04.2015 20:31:13Более менее доступно можно почитать у Бекмана - ФИЗИКА АТОМНОГО РЕАКТОРА там есть много материала и по другим вопросам.

Спасибо, действительно, очень доступно и интересно. Жаль, только, не разобраны отличия между тепловым и быстрым реактором.

Цитата: DmasiK от 03.04.2015 22:10:36http://cont.ws/post/80887

действительно прорыв или журналисты преувеличивают?

Вот мнение главы Росатома (в пересказе А.Канарейкина):
«Прорыв» обеспечит лидерство России в мировой энергетике

http://www.eprussia.ru/epr/243/15930.htm
 Антон КАНАРЕЙКИН
Проект «Прорыв» позволит российским атомщикам закрепить мировое лидерство в ядерной энергетике, заявил глава Рос­атома Сергей Кириенко на конференции по новой технологической платформе атомной энергетики.
«Проект «Прорыв» – абсолютно практический бизнес-проект, результатом которого является создание конкурентоспособного продукта, который должен обеспечить лидерство России в мировой ядерной энергетике, да и в целом в глобальной энергосистеме на горизонте в тридцать – сорок – пятьдесят лет. На сегодня мы являемся таким лидером мировой атомной энергетики, и спасибо за это должны сказать Минсредмашу, тому заделу, который был у нас благодаря колоссальной работе, проделанной еще в советские годы, и точному выбору момента для поддержки атомной энергетики, которую осуществило руководство нашей страны», – отметил глава Росатома.

Стоимость серийного энергоблока с инновационным реактором, разрабатываемым в рамках проекта «Прорыв», не должна превышать 3 тысяч долларов США за киловатт установленной мощности, сказал господин Кириенко.

Напомним, что проект «Прорыв» реализуется в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010‑2015 годов и на перспективу до 2020 года» и включает в себя два проекта атомной станции: на основе реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-300) и реактора с натриевым теплоносителем (БН-1200). Опытно-демонстрационный энергокомплекс с реактором БРЕСТ-300 планируется построить на Сибирском химическом комбинате и ввести в эксплуатацию в 2020 году. Строительство энергоблока с реактором БН-1200 на площадке Белоярской АЭС может быть завершено к 2025 году.

Проектное направление «Прорыв», предусматривающее создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, реализуется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010−2015 годов и на перспективу до 2020 года». В российском проекте нового реактора «Прорыв» был выбран свинец как жидкометаллический теплоноситель.

Физический пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 планируется на 2019 год, энергетический пуск – на 2020 год. В 2015‑2018 годах должны быть определены ресурсные характеристики элементов РУ, скорректирован технический проект для получения лицензии на эксплуатацию. Разработка рабочей документации и изготовление оборудования запланированы на 2016‑2019 годы.

По проекту в 2013 году уже утверждены технические задания на тепловыделяющие элементы и тепловыделяющую сборку (ТВС), создан макет днища корпуса РУ, начаты экспериментальные работы.

Что касается технического проекта реакторной установки нового реактора на быстрых нейтронах БН-1200, то он должен быть готов в декабре этого года. Доработанный по результатам НИОКР технический проект планируется представить в декабре 2016 года.

В 2014 году основными задачами по проекту названы выпуск технического проекта РУ, проведение экспериментальных и расчетных работ, проведение НИОКР по обоснованию безопасности. БН-1200 является самым подходящим реактором для замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) до 2030 года. Перевод атомной энергетики на замкнутый топливный цикл является одной из главных задач Росатома.