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
    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,