Ядерная и углеводородная энергетики
4,043,982
11,958
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 29 янв 2019 10:03:26 |
В будущее без пароциркониевой реакции
новая дискуссия Статья 770
Блоки Фукусимы разнеслм взрывы гремучего газа, а водород в товарных количествах пришел из пароциркониевой реакции: при температурах за тыщу градусов цирконий становится активнее водорода, забирает кислород у воды, а водород отправляется в путешествие по залам блока, работает чтобы устроить бум-бум!
Так что творческая мысль сейчас над т.н. толерантным топливом, в которой пароциркониевая реакция исключена или полным отказом от циркония, или же цирконий попробуют "замазать" чем-нибудь паростойким. ТВЭЛ в эту гонку вступил с заметным опозданием, нго цыплят по осени считают.
В Росатоме начались испытания толерантного топлива для российских и зарубежных легководных реакторов
Первые экспериментальные тепловыделяющие сборки (ТВС) российского производства на базе толерантного ядерного топлива загружены в водяные петли исследовательского реактора МИР в ГНЦ НИИАР (г. Димитровград, Ульяновская область) для проведения испытаний.
Проект выполняется в рамках проекта Топливной компании Росатома "ТВЭЛ" по созданию и выводу на рынок российского толерантного ядерного топлива, устойчивого к тяжёлым авариям.
Две экспериментальные ТВС, изготовленные на Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО "НЗХК", входит в Топливную компанию Росатома "ТВЭЛ"), состоят из твэлов типоразмеров ВВЭР и PWR с четырьмя различными сочетаниями материалов оболочки и топливной матрицы.
Топливные таблетки изготовлены как из традиционного диоксида урана, так и уран-молибденового сплава с повышенной плотностью и теплопроводностью.
В качестве материалов оболочек твэлов использованы либо циркониевый сплав с хромовым покрытием, либо хром-никелевый сплав.
Каждая ТВС содержит по 24 твэла с различными сочетаниями материалов.
В реакторе МИР для топливных кассет будут создаваться условия, максимально приближённые к условиям эксплуатации и параметрам теплоносителей энергетических реакторов ВВЭР и PWR.
Конструкция исследовательского реактора позволяет одновременно проводить исследования в отдельных петлевых установках, что особенно важно с учётом синхронного испытания топлива для реакторов российского и зарубежного дизайна.
"Изготовлению экспериментального толерантного топлива предшествовала масштабная работа учёных и конструкторов топливного дивизиона Росатома. Проводились глубокие материаловедческие исследования, отрабатывались новые технологии нанесения покрытий и контактно-стыковой сварки, успешно прошли лабораторные испытания образцов".
"Выбор конкретных материалов обусловлен не только исследованиями, но и многолетним опытом российской атомной отрасли, поскольку некоторые из них успешно используются в конструкциях топлива для исследовательских реакторов, а также в активных зонах энергетических и транспортных реакторов", - отметил вице-президент по научно-технической деятельности АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов.
Первая фаза реакторных испытаний и послереакторных исследований толерантного топлива завершится в 2019 году.
На основании полученных данных предстоит определить оптимальное сочетание материалов оболочки, а также выполнить расчёты и обоснования нейтронно-физических характеристик активных зон водо-водяных реакторов.
Следующим важным этапом станет загрузка в энергетический реактор одной из российских АЭС опытных тепловыделяющих сборок с отдельными твэлами в толерантном исполнении".
Так что творческая мысль сейчас над т.н. толерантным топливом, в которой пароциркониевая реакция исключена или полным отказом от циркония, или же цирконий попробуют "замазать" чем-нибудь паростойким. ТВЭЛ в эту гонку вступил с заметным опозданием, нго цыплят по осени считают.
В Росатоме начались испытания толерантного топлива для российских и зарубежных легководных реакторов
ТВЭЛ, ОПУБЛИКОВАНО 28.01.2019
Первые экспериментальные тепловыделяющие сборки (ТВС) российского производства на базе толерантного ядерного топлива загружены в водяные петли исследовательского реактора МИР в ГНЦ НИИАР (г. Димитровград, Ульяновская область) для проведения испытаний.
ПРОДОЛЖЕНИЕ ПОСЛЕ ФОТО
Фото ТВЭЛ
Проект выполняется в рамках проекта Топливной компании Росатома "ТВЭЛ" по созданию и выводу на рынок российского толерантного ядерного топлива, устойчивого к тяжёлым авариям.
Две экспериментальные ТВС, изготовленные на Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО "НЗХК", входит в Топливную компанию Росатома "ТВЭЛ"), состоят из твэлов типоразмеров ВВЭР и PWR с четырьмя различными сочетаниями материалов оболочки и топливной матрицы.
Топливные таблетки изготовлены как из традиционного диоксида урана, так и уран-молибденового сплава с повышенной плотностью и теплопроводностью.
В качестве материалов оболочек твэлов использованы либо циркониевый сплав с хромовым покрытием, либо хром-никелевый сплав.
Каждая ТВС содержит по 24 твэла с различными сочетаниями материалов.
В реакторе МИР для топливных кассет будут создаваться условия, максимально приближённые к условиям эксплуатации и параметрам теплоносителей энергетических реакторов ВВЭР и PWR.
Конструкция исследовательского реактора позволяет одновременно проводить исследования в отдельных петлевых установках, что особенно важно с учётом синхронного испытания топлива для реакторов российского и зарубежного дизайна.
"Изготовлению экспериментального толерантного топлива предшествовала масштабная работа учёных и конструкторов топливного дивизиона Росатома. Проводились глубокие материаловедческие исследования, отрабатывались новые технологии нанесения покрытий и контактно-стыковой сварки, успешно прошли лабораторные испытания образцов".
"Выбор конкретных материалов обусловлен не только исследованиями, но и многолетним опытом российской атомной отрасли, поскольку некоторые из них успешно используются в конструкциях топлива для исследовательских реакторов, а также в активных зонах энергетических и транспортных реакторов", - отметил вице-президент по научно-технической деятельности АО "ТВЭЛ" Александр Угрюмов.
Первая фаза реакторных испытаний и послереакторных исследований толерантного топлива завершится в 2019 году.
На основании полученных данных предстоит определить оптимальное сочетание материалов оболочки, а также выполнить расчёты и обоснования нейтронно-физических характеристик активных зон водо-водяных реакторов.
Следующим важным этапом станет загрузка в энергетический реактор одной из российских АЭС опытных тепловыделяющих сборок с отдельными твэлами в толерантном исполнении".
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
ОТВЕТЫ (32)
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 29 янв 2019 10:20:55 |
Цитата: Dobryаk от 29.01.2019 10:03:26
Цирконий используется в качестве материала для оболочек из-за
малого сечения захвата тепловых нейтронов. Теперь вот хром-никель.
Что изменилось? Почему этого раньше не делали? Или хром-никель
для реакторов на быстрых или промежуточных нейтронах?
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 29 янв 2019 11:00:24 |
Цитата: DMAN от 29.01.2019 10:20:55
Речь о топливе для ВВЭР. Поглощение в оболочке вырастает в 20 раз, но перепуганные эксплуататоры не хотят сидеть под топором пароциркониевой реакции.
|
|
Alexandr_A ( Слушатель ) |
| 02 фев 2019 09:05:25 |
Цитата: Dobryаk от 29.01.2019 11:00:24
А в чем проблема, не хватит нейтронов и топливо не так эффективно выгорать будет?
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 02 фев 2019 10:53:55 |
Проблемы с работающей активной зоной не будут. Но и цена нехилая: обогащение топлива при той же мощности надо поднимать примерно на 1%. Без этого, как Вы и написали, нейтронов будет маловато.
|
Senya ( Слушатель ) |
| 02 фев 2019 10:55:00 |
Попробую сходу высказать предположение неспециалиста
Для поддержания той же плотности нейтронного поля что раньше соответствовала номинальной мощности реактора и на которую он расчитан (да не побьют меня тапками, если я придумал дурацкий термин) нужно больше исходных делений, потому что часть нейтронов поглощается. А это большее тепловыделение и другие режимы работы всего оборудования, от стенок ТВЭЛов до насосов и турбин. Насколько сложно будет перестроить реактор - тут я пас
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 07:21:47 |
Цитата: Senya от 02.02.2019 10:55:00
От реактора требуется в основном тепло (в случае потребности в нейтронах вряд ли будут использовать это топливо). При сохранении итоговой мощности режим работы насосов и турбин не изменится. Стенки ТВЭЛов суммарно будут греться больше ровно на ту величину, на которую будет греться меньше корпус и защита реактора (то есть КПД даже имеет шанс капельку подрасти). ИМХО.
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 03 фев 2019 18:00:00 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 07:21:47
КПД не подрастет. Вы забыли о необходимости поддерживать цепную реакцию. Один бездарно сожранный нейтрон энергией меньше 1 МэВ не оправдал надежд на инициирование деления ядра урана с выделением энергии в почти 200 МэВ. Этот крах надежд приходится восполнять обогащая топливо вместо 4% до 5% урана-235 (я округлил, что непринципиально)
|
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 18:19:02 |
Цитата: Dobryаk от 03.02.2019 18:00:00
Но реактор-то продолжает работать на прежней мощности. При работе мЕньшее число нейтронов бегает между ТВЭЛами и бОльшее - внутри них, относительно исходного варианта. Прерванных цепочек реакций ровно столько же (определяется возможностями теплосъема) - иначе реактор либо заглохнет, либо взорвется. Для примера крайний случай тенденции - один-единственный ТВЭЛ в реакторе.
Вы засовываете в реактор более обогащенное топливо и извлекаете из него ОЯТ тоже обогащенным.
Это ж не ядрена бомба, где материал или прореагирует сейчас, или никогда (условное никогда) и прерванная цепочка ЦР - потеря КПД.
С КПД все-таки да, надо считать - не будет ли ОЯТ при выдержке до переработки терять больше энергии, чем раньше, из-за возможной большей начальной активности и/или требования более длинной выдержки.
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 03 фев 2019 18:41:13 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 18:19:02
Повторяю в третий раз: нужно топливо более высокого обогащения.
|
|
Senya ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 18:52:41 |
Цитата: Dobryаk от 03.02.2019 18:41:13
Мне хочется понять и я стараюсь внимательно вчитываться. По моему Luddit пишет то же самое. Загружается более обогащённое топливо и извлекаться должно более обогащённое. Но если выгорело ровно столько же урана, то активность ОЯТ должна быть такая же, и отличий в выдержке и хранении быть не должно.
|
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 19:54:54 |
Цитата: Dobryаk от 03.02.2019 18:41:13
Зайдем с другой стороны: вот в топливе есть энергия. Куда она денется?
Я вижу три варианта:
1. Перейдет в тепло внутри реактора. Мощность прежняя, со сроком эксплуатации вопрос. Это полезная энергия.
2. Перейдет в РАО, распадающиеся с итоговым переходом энергии в тепло после извлечения ТВЭЛа из реактора или вывода реактора из эксплуатации. Это бесполезная и даже вредная энергия. Если этих РАО будет заметно больше, чем со старым топливом - то будет вопрос, а надо оно, такое новое топливо? Действительно ли оно безопаснее в итоге?
3. Останется в непрореагировавшем горючем и может быть извлечена в следующем цикле.
|
|
Senya ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 20:06:42 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 19:54:54
Это одно и то же. Каждый килоджоуль тепла, переданного в теплоноситель, должен порождать то же самое количество осколков деления.
Цитата: Luddit от 03.02.2019 19:54:54
Часть да. Только вопрос: если в норме скажем выгорание с 4% до 1%, а с новым корпусом с 5% до 2%, не меняется вообще ничего, кроме большего количества U235 в отходах.
А если выгорание с 5% до 1.25%, тогда больше распухание топлива и больше дефектов от нейтронного облучения. Активность отходов тоже больше.
|
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 20:14:48 |
Цитата: Senya от 03.02.2019 20:06:42
Не.
В первом случае он отдается в теплоноситель, идущий в турбину.
Во втором случае он отдается в бассейн выдержки или в хранилище РАО и требует мер по соблюдению их температурного режима. Эта энергия уже бесполезна - за исключением экзотических вариантов типа размещения хранилищ РАО в акваториях северных портов.
|
|
Senya ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 20:32:36 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 20:14:48
Килотонна это 4*10^12 джоулей. Если в реакторе выделилось 80 000 гигаджоулей тепла, там образовался килограмм осколков деления. Независимо от типа, конструкции и степени обогащения.
Но, как я понял, интересно прикинуть - осколки годовой давности отдали практически всю энергию дальнейших распадов теплоносителю (а дальше турбине и в сеть), а свеженькие хранят всё в себе и отдадут тепло в бассейн выдержки. Сколько мы на этом теряем?
Свежезаглушенный реактор имеет тепловыделение примерно 7% от номинала. Дальше оно должно спадать по принципу ядерного взрыва, через 7 часов в 10 раз, через 7 дней в 100. Но извлекаемый ТВЭЛ уже выделяет мощность в разы меньше средней, так как в нем концентрация U235 самая низкая. За всё оставшееся время выделится тепла как минут за 15 нормальной работы. Если кампания год, то 15 минут это 0.003% Не принципиально на мой взгляд.
|
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 20:42:54 |
Цитата: Senya от 03.02.2019 20:32:36
Не. Там тлеет не уран, а его осколки, у которых период полураспада считанными годами измеряется. Вот первое что нашел поиском про состав ОЯТ и его изменение во времени: http://profbeckman.n…s/26_4.pdf
|
|
Senya ( Слушатель ) |
| 04 фев 2019 06:29:53 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 20:42:54
Вся суммарная энергия осколков мизер по сравнению с нормальной работой в реакторе, и выделяется в основном в первые часы-дни. Потом много лет ОЯТ остаётся опасным, но энергии в нём пшик.
Я несколько другое имел ввиду той фразой. У нас есть стержни разного срока работы и с разными концентрациями U235. Если поле тепловых нейтронов по сечению реактора почти одинаковое, число делений будет пропорционально концентрации невыгоревшего урана. Самое большое в свежих стержнях, самое маленькое в старых. Соответственно и свежих горячих осколков в старых стержнях будет в разы меньше. А если поддерживается разная плотность нейтронов, например в середине реактора, куда к концу кампании перекочёвывают выгоревшие стержни, побольше, а к переферии, куда сначала устанавливаются свежие, поменьше, тогда разница будет сглажена. Но я не знаю, как на практике реализовано.
|
|
ленивый черепах ( Слушатель ) |
| 08 фев 2019 20:30:02 |
Цитата: Senya от 04.02.2019 06:29:53
Так и реализовано. Во время перезагрузки меняется примерно треть твэл-ов. Самые старые вынимаются из середины активной зоны, на их место ставятся из периферии, а новые - на периферию. Какие и куда - определяется предварительным расчетом.
|
|
mse ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 22:33:56 |
Цитата: Senya от 03.02.2019 20:32:36
ИМХО, тепловыделение использованного ТВЭЛ уже не обеспечивается У235. Бо нет нейтронного потока для его эффективного деления. А собственной радиоактивности 235 для цепной реакции в ТВЭЛ, в принципе, недостаточно. Когда они, новые, висят по стенам, никакой опасности не представляют. Даже при уровне обогащения для реакторов АПЛ.
Ташта там делятся горячие осколки. Ну и 235, тоже, конечно, если зохавает подходящего неутрона. Но это всё не то...
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 23:06:59 |
Цитата: mse от 03.02.2019 22:33:56
осколков там 50 кг (в том числе уже нективных), ну произойдет там 1-2 бета распад с последующим гамма, которые отнимут 5 Мэв энергии. Не о чем...
|
|
mse ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 23:17:32 |
Цитата: GrinF от 03.02.2019 23:06:59
Через какое время, после выгрузки из АЗ? Я так понимаю, речь про свежак.
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 04 фев 2019 00:00:15 |
Цитата: mse от 03.02.2019 23:17:32
да и свежак тоже... сильно нейтрон-избыточные осколки распадаются быстро, поэтому значительная часть РАО уже будет состоять из стабильных изотопов.. Сеня вон правильно привел статистику -, что сразу после прекращение ядерной реакции тепловыделение 8% но затем быстро падает
https://ru.wikipedia…0%B8%D0%B5
ЗЫ
Вот такой вопрос. Продал Росатом ТВЭЛ чехам, украине, или кому угодно. Что происходит дальше? После какого-то времени выдержки в пристанционном бассейне ОЯТ они ведь возвращают Росатому, который их везет на переработку в Маяк. Там получают РАО (осколки деления), и делящиеся материалы (хотя и загряненные четными актинидами). Кому принадлежит собственность на РАО и на делящиеся материалы?
|
|
ленивый черепах ( Слушатель ) |
| 08 фев 2019 20:23:56 |
Цитата: GrinF от 04.02.2019 00:00:15
Тепловыделение быстро падает, и однако принудительно охлаждать реактор надо не днями или неделями, а месяцами, и даже годами.
|
|
Osq ( Слушатель ) |
| 08 фев 2019 21:29:55 |
ЕМНП через уже примерно через 90 суток заглушенный РБМК "охлаждался" за счёт движения воздуха в плотно-прочных боксах.
С уважением.
Osq.
|
|
mse ( Слушатель ) |
| 08 фев 2019 22:18:28 |
Цитата: Osq от 08.02.2019 21:29:55
Тут нужно исходить из времени, которое ТВЭЛ проводит в бассейне выдержки, прежде чем его отправят в сухое хранилище. До этого тепловыделение слишком высоко, чтобы ручаться за его целостность на воздухе. А так, процессы будут идти до самой утилизации, когда радиоактивность и тепловыделение становятся приемлимыми, чтобы с ними можно было работать манипуляторами, за "метровыми стенами". А это, походу и есть годы.
|
|
Дозик ( Слушатель ) |
| 08 фев 2019 22:39:39 |
Цитата: mse от 08.02.2019 22:18:28
Товарищ OSQ говорил про другое: после останова блока, отключения ГЦН, включения насосов расхолаживания и т.д. - через какое-то время расхолаживание активной зоны не обязательно с использованием насосов. Активную зону РБМК иногда переводят в режим "кипения", с охлаждением за счет естественной циркуляции - но это временный режим. Разговоры про выгруженные ТВС - это другая опера. Формально, нужно не меньше трех лет выдержать ТВС после выгрузки из реактора в бассейне выдержки в приреакторном бассейне, чтобы отправить на ТВС на хранение хранилище ОЯТ. Хотя можно и раньше, если обосновать безопасность перевозки.
За "метровыми стенами" никто не работает. Один из основных законов радиационной защиты - это "квадрат расстояния".
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 03 фев 2019 20:17:32 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 19:54:54
Вопрос о глубине выгорания и вообще о всей активной зоне при хром-никелевой стали в оболочке — это новая отдельная тема. Скорее всего будет вариант 3. "Вторичное" топливо намного дороже свежака.
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 04 фев 2019 05:57:26 |
Цитата: Luddit от 03.02.2019 19:54:54
Тут имеется, похоже, фундаментальное заблуждение.
Действительно, в топливе, которое только что пришло на АЭС с ТВЭЛ, сидит энергия. Сидит и сидит. И просидит до скончания веков, если его не "поджечь" нейтронами.
Не просто поджечь, но правильным для заданной мощности данной активной зоны количеством нейтронов.
Никто же не будет спорить, что если в работающем на полной мощности блоке сбросить поглощающие стержни СУЗ, то цепная реакция остановится и мощность реактора упадет до нуля? Не будет. Как не будет спорить против того, что если поглощающих стержней ввести только на шишечку, то цепная реакция будет продолжаться, только мощность блока упадет.
Упадет, так нейтронов по зоне бродит теперь меньше, и упало число вызываемых ими делений урана-235, а энергия берется из этих делений. Ядерный уголек никуда не делся, потенциально сидящая в нем ядерная энергиях вот она, только горит этот уголек с меньшим пламенем.
В этом смысле сталь в ТВС, которая жрет нейтроны в 20 раз больше циркония, полностью эквивалентна тому, что в зону с современным уран-циркониевыми ТВС впихнули некое число поглощающих стержней.
Мы договорились строчками выше, что мощность от этого рухнет? Договорились.
Как заставить уран-стальные (хром, никель и железо прожорливы примерно одинаково) зоны гореть с тем же энерговыделением, что и уран-циркониевые? Только и только ценой более высокого обогащения топлива.
После останова ВВЭР очень короткое время в топливе будут продолжаться бета-распады нейтроноизбыточных осколков с выбросом еще и тех самых бесценных запаздывающих нейтронов. Но уже через десяток минут о них можно забыть, а к тому времени, когда шпильки крышки активной зоны открутят и подкатят перезагрузочную машину топливо извлекать, то в отработанном топливе останется только гамма- и бета-активность.
Лишний процентик обогащения не катастрофа, но учил же нас Леонид Ильич Бровеносец: "Экономика должна быть экономной."
Пeрeчитал написанное выше и осознал, что никогда не вникал, как вынимают отработанное топливо из работающего РБМК или CANDU?
Какие меры защиты от тех запаздывающих нейтронов? Хорошо бы услышать об этом от камрада Net Ghost.
|
|
Luddit ( Слушатель ) |
| 04 фев 2019 07:12:54 |
Цитата: Dobryаk от 04.02.2019 05:57:26
Насколько понимаю, мощностей по обогащению в мире сейчас избыток и преизрядная часть мощностей - наша. У кого-то в стране население требует закрыть реактор? Успокойте их, пообещав использовать толерантное топливо. Оно конечно дороже, но чьей экономике от этого хуже?
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 04 фев 2019 07:45:16 |
Цитата: Luddit от 04.02.2019 07:12:54
С Вашей щедростью — никому не хуже. Пообещать толерантное топливо прямо вчера я не могу, так как оно до поставок потребителю еще не доработано. Если бы все были такие умные, что испытания в том же МБИР не нужны, а после этого и опытные кампании на АЭС не нужны, то жизнь была бы сплошным медом. Но, согласно известной истине, самые гениальные разработчики ядерного топлива уже устроились парикмахерами и таксистами, и с насиженного теплого места уходить не хотят. А жаль...
|
|
Alexandr_A ( Слушатель ) |
| 06 фев 2019 06:04:39 |
Цитата: Dobryаk от 04.02.2019 07:45:16
На испытаних может выясниться, что оболочки толерантного топлива теряют прочность гораздо быстрее циркониевых и придется сокращать степень выгорания топлива?
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 06 фев 2019 07:04:55 |
По хром-никелевым сталям кой-какой опыт уже имеется. А вот защитное покрытие циркония со знаком вопроса. Эксперименты важны не только отбором походящего, но и отбраковкой того, что только казалось подходящим. Так, когда-то ртуть казалась перспективным теплоносителем, но оказалась запредельно агрессивной.
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 03 фев 2019 22:55:08 |
Цитата: Dobryаk от 03.02.2019 18:41:13
Ну при современных ценах на уран - топливо не самый высокий компонент себестиомости. При обсуждении утечек хохляцкого контракта выяснилось, что это меньше 0.5 цента за квтч https://eadaily.com/…rainy...Ну смальца увеличиться работа разделения (дабы поднять концентрацию с 4 до 5% - у меня получилось 585 ЕРР а тонну) .