стань автором. присоединяйся к сообществу!
Добавить новость можно всем, без премодерации, только регистрация
Лого Сделано у нас
leon_777 22 ноября 2015, 17:38 33 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.

читать полностью
Источник: tnenergy.livejournal.com
НИИАР, нитридное топливо, Прорыв, АЭС, наука, энергетика
все комментарии
  • 0
    Нет аватара 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 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
        Нет аватара 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 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
            Нет аватара 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 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
                Нет аватара 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 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
                    Нет аватара 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 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 ↑
Для комментирования вам необходимо зарегистрироваться и войти на сайт,