?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry

КАНАДСКАЯ ВЕТВЬ

Наиболее распространенная и коммерчески успешная ветвь тяжеловодных технологий зародилась в Канаде с некоторым участием технической мысли США, где в 1963 году был пущен небольшой реактор похожей конструкции. Сегодня подобные реакторы используются в семи странах мира: самой Канаде, а также в Индии, Аргентине, Румынии, Пакистане, Китае, Южной Корее.
Исследовательские реакторы, созданные в 1940–1950-х годах в Канаде, были непохожи на современные энергетические реакторы этого типа. Настоящим родоначальником таких конструкций можно считать последний, радикально переделанный вариант проекта реактора NPD, построенного и пущенного в 1962 году на АЭС «Ролфтон», провинция Онтарио. Проект реализовали совместно несколько компаний: федеральная Atomic Energy of Canada Limited (AECL), энергокомпания провинции Онтарио — Ontario Hydro и инжиниринговая компания Canadian General Electric.
Реакторная установка АЭС «Ролфтон» обладала фамильными чертами большинства последующих представителей линейки канадских энергетических реакторов, известных под собирательной аббревиатурой CANDU (сокращенно от Canada Deuterium Uranium — канадский дейтериевый урановый), а также «отпочковавшейся» от них индийской ветви реакторов PHWR
.
В реакторах с каналами давления и тяжеловодным теплоносителем последний используется в первом контуре, а во втором применяется легкая вода. В противоположность корпусным тяжеловодным реакторам, в CANDU замедлитель и теплоноситель физически полностью разграничены уже в первом контуре, а в отличие от тяжеловодных реакторов с легководным охлаждением, вода первого контура никогда не используется в качестве рабочего тела турбины. В этих реакторах первый контур состоит из множества труб давления, пронизывающих каландр с замедлителем. За пределами каландра, со стороны входа и выхода из него, каналы объединяются и в конечном итоге собираются у впускных и выпускных труб первого контура парогенераторов. В каландре трубы вставлены в технологические каналы, образующие в поперечном разрезе квадратную решетку (со стороной 286 мм для современных действующих CANDU). Между трубами и каналами каландра поддерживается минимальный зазор, заполняемый газом (в современных моделях — углекислым).
Помимо циркуляции теплоносителя двух изотопных составов в двух контурах и разных агрегатных состояниях, в таких реакторах также организован отдельный контур охлаждения замедлителя. Его циркуляция преследует цель поддержания относительно низких, по сравнению с теплоносителем, температур (ниже 100 °С) и давления замедлителя (несколько атмосфер).
В конструкциях этого рода технологические каналы и трубы — горизонтальные. Это облегчает загрузку и выгрузку топлива из отдельных каналов, которая осуществляется в процессе работы реактора, одновременно с двух торцевых сторон каландра. В таких реакторах применяются короткие тепловыделяющие сборки, вставляемые в каналы последовательно. Такая архитектура сродни компоновке первых уран-графитовых реакторов-наработчиков, построенных в 1940 – 1950‑х годах в Хэнфорде (США) и Виндскейле (Великобритания). Ее использование позволяло обеспечить непрерывность загрузки-выгрузки облучаемых рабочих блоков, то есть оптимизировать наработку оружейных материалов. Канадская ядерная программа, выросшая из совместных с США и Великобританией ядерно-оружейных НИОКР, очевидно, учла этот полезный опыт.
В противоположность канадской модели, в вертикальных корпусных тяжеловодных реакторах перегрузка на мощности сопряжена с дополнительными сложностями. Для их преодоления могут применяться изощренные устройства механической перегрузки, наподобие упомянутых внутрикорпусного перегрузочного устройства в шведском реакторе или внешней перегрузочной машины — в немецких тяжеловодных конструкциях. Однако они осуществляют последовательную выгрузку-загрузку топлива. Другой пример — гидротранспортная система для облучаемых рабочих блоков, которая в свое время была впервые создана в Озерске под российским тяжеловодным реактором-наработчиком типа ОК. В последнем случае потребовалось строительство сложных коммуникаций в подземном пространстве под реактором. При этом система работала со сбоями.
Горизонтальное расположение топливных каналов также позволяет пространственно развести их патрубки на выходе из каландра и приводы стержней СУЗ: последние вставляются вертикально сверху вниз, то есть перпендикулярно технологическим каналам. В противном случае их совместная компоновка в торцевой части каландра потребовала бы очень сложных технических решений, в том числе учитывающих соображения безопасности (как отмечалось, в немецкой концепции корпусного реактора для решения этой проблемы каналы СУЗ направлены в активную зону под углом). Помимо этого, при такой компоновке надежность срабатывания СУЗ в случае аварии повышается за счет гравитации, как в реакторах PWR и ВВЭР.
Наряду с компенсирующими и аварийными стержнями из кобальта и кадмия в системе безопасности CANDU предусмотрено искусственное «отравление» реактора, в частности, введение под давлением в замедлитель раствора — поглотителя нейтронов. В современных моделях канадской линейки для этой цели используется не борный раствор, а нитрат гадолиния.
К основным средствам регулирования реактивности в ходе нормальной работы реактора относятся трубные камеры, расположенные в активной зоне и заполняемые естественной водой для снижения реактивности в случае необходимости. В реакторе проекта CANDU 6 имеется 14 таких камер.

МИРОВЫЕ ВАРИАЦИИ

Ряд концепций тяжеловодных реакторов не дожили до сегодняшнего дня в виде действующих конструкций. Однако заложенные в некоторых из них идеи нашли воплощение в современных разработках в тяжеловодной нише, и не исключено, что в дальнейшем они могут возродиться в ином качестве.
Историческое первенство в этом ряду принадлежит газоохлаждаемым тяжеловодным реакторам. К ним относится, во‑первых, разработанный в Советском Союзе (ИТЭФ им. А. И. Алиханова) реактор типа КС. Строительство двух энергоблоков с таким реактором мощностью 200 МВт каждый на Урале было предусмотрено первой программой развития атомной энергетики, одобренной правительством СССР в 1956 году. Однако лишь план сооружения Белоярской АЭС с графитовыми реакторами, предусмотренный этой программой, был реализован. Впрочем, проект АЭС с газоохлаждаемым реактором нашел иное воплощение: реактор КС-150 мощностью свыше 127 МВт был построен в период с 1958 по 1972 год в Чехословакии, как основа атомной станции А1 в Богунице. Это был первый инициированный в мире проект сооружения атомной электростанции на основе тяжеловодной конструкции, хотя впоследствии само строительство затянулось, в том числе из-за известных политических событий 1968 года в Чехословакии. Энергоблок был окончательно остановлен в 1977 году после двух аварий, наиболее серьезная из которых была вызвана незначительными ошибками персонала, приведшими к эскалации неблагоприятных событий.
Другими реализованными концепциями с газовым теплоносителем стали: реактор EL 4 электрической мощностью 75 МВт, построенный во французском Бренилисе и функционировавший в 1972 –1981 годах; разработанный Siemens реактор мощностью 100 МВт, построенный недалеко от Мюнхена, в Нидерайхбахе, и проработавший лишь полтора года, в 1973 –1974 годах; реактор мощностью 8 МВт, пущенный в 1968 году в швейцарском Люсенсе, между Лозанной и Берном, и закрытый спустя несколько месяцев в результате серьезной аварии.
Во всех перечисленных концепциях применялся углекислый газ в качестве теплоносителя, в остальном конструкции отличались по форме исполнения. Применение газа в качестве теплоносителя позволяло существенно увеличить температуру и давало принципиальную возможность в дальнейшем использовать прямой турбинный цикл и повысить термический КПД. Однако более высокие температуры в активной зоне требовали применения иных конструкционных материалов, а также повышали риски. Не случайно на этих проектах произошло несколько довольно серьезных аварий. В общем, это направление по факту оказалось не особенно успешным и не получило дальнейшего продолжения именно с тяжеловодным замедлителем.
Особняком стоит концепция тяжеловодного реактора с органическим теплоносителем, имеющим высокую температуру кипения. Действовала лишь одна тяжеловодная конструкция такого рода — исследовательский реактор WR-1 тепловой мощностью 60 МВт, построенный на площадке канадского ядерного центра Вайтшел, провинция Манитоба. К особенностям реактора относятся: применение вертикальных каналов, высокая температура (425 °C) и низкое давление теплоносителя, в качестве которого использовалась смесь углеводородов с высокой температурой кипения (около 400 °C); применение карбидного топлива с ураном природного изотопного состава.
Концепция, которая эволюционировала из идеи построить реакторную установку с органикой в качестве теплоносителя и замедлителя (первая подобная была пущена в США в 1957 году), оказалась технически вполне реализуемой: WR-1 проработал около 20 лет, с 1965 по 1985 год. Проект показал хорошие перспективы по целому ряду направлений: расход тяжелой воды мог сократиться примерно в пять раз, существенно повышался КПД, уменьшались риски, связанные с радиационной безопасностью, увеличивалась глубина выгорания. В то же время большая энергонапряженность, в полтора раза более высокие температуры эксплуатации каналов предъявляли новые требования к стойкости конструкционных материалов. В дальнейшем подобный дизайн не применялся.
В другой концепции — в тяжеловодных реакторах с легководным теплоносителем — была сделана попытка преодолеть недостаток канальных конструкций с тяжеловодным охлаждением: установки последнего типа имеют двухконтурную схему, поскольку использование одноконтурной компоновки, в которой тяжелая вода применялась бы одновременно в качестве рабочего тела турбины, сопряжено с техническими и экономическими проблемами, в частности, с бóльшими объемами и потерями тяжелой воды, необходимостью изменения ее водно-химического режима и так далее.
Использование легкой воды в первом контуре позволяет создать кипящий реактор, сэкономив на втором контуре и, в частности, на таких дорогостоящих элементах, как парогенераторы. Кроме того, это существенно (на 40–50 %) сокращает потребность в тяжелой воде. Привлекательностью этой идеи можно объяснить появление целого ряда конструкций такого рода, воплощенных в реальные проекты. К ним относятся: реактор SGHWR электрической мощностью около 100 МВт, который был построен в Уинтрите, Великобритания, и работал с 1967 по 1990 год; реактор CBLW мощностью 250 МВт, на основе которого в канадской провинции Квебек была построена одноблочная (в то время) АЭС «Джентили», проработавшая с этим реактором с 1972 по 1977 год; реактор CIRENE мощностью около 40 МВт, построенный в 1970-х — 1980-х годах на итальянской АЭС «Латина», но никогда не использовавшийся; реактор ATR, построенный в Фуджене, Япония, и функционировавший с 1978 по 2003 год. Каждый из этих реакторов планировался в качестве возможного родоначальника последующих, более мощных конструкций такого типа, но ни одна установка не получила развития. Несмотря на это, идея использования легководного теплоносителя жива и нашла воплощение в некоторых новых концепциях тяжеловодных реакторов.

СОВРЕМЕННАЯ СИТУАЦИЯ

Конкуренция тяжеловодных концепций на протяжении нескольких десятилетий привела к абсолютному преобладанию канадской ветви. Для этого есть несколько причин.
К достоинствам шведско-немецкой концепции относятся более умеренные требования к топливным каналам (они тонкостенные), отсутствие необходимости их объединения в сложные системы труб высокого давления. Физическая эффективность корпусных конструкций может быть также несколько выше. Например, КПД немецких реакторов АЭС «Атуча» составляет 29–32 %, что для установок, работающих на естественном уране и с низкими параметрами пара, хороший показатель. Для сравнения, КПД действующих моделей канадских и созданных на их базе индийских реакторов не превышает 30 %.
Между тем в современном мире преобладает спрос на реакторы мощностью свыше 1 ГВт, расширяется рынок реакторов производительностью порядка 1,5 ГВт. Для увеличения мощности тяжеловодного реактора, работающего на природном уране, до хотя бы сравнимых уровней необходимо пропорциональное наращивание активной зоны — большее (в расчете на единицу мощности), чем для легководных реакторов, работающих с обогащенным топливом, не говоря о быстрых или высокотемпературных конструкциях. Это особенно проблематично для шведско-немецкой тяжеловодной концепции, которая в буквальном смысле упирается в размеры корпуса реактора: увеличение объема корпуса давления сопряжено с прогрессирующим ростом сложностей его изготовления и, соответственно, стоимости. Кроме того, увеличение объема корпуса требует больших объемов дорогостоящей тяжелой воды, несмотря ни на какие ухищрения (в корпусных тяжеловодных реакторах применяется отгораживание «ненужных» выпуклостей вокруг активной зоны для экономии тяжелой воды).
Выходом из этого противоречия может стать использование обогащенного топлива, но в таком случае теряется основное преимущество тяжеловодной технологии перед остальными. В качестве компромисса в подобных реакторах (части аргентинских и современных индийских) стали использовать слабообогащенный уран, который повышает эффективность, но позволяет экономить на услугах изотопного разделения.
В общем, недаром в 1970-х годах, когда в мире начали строиться гигаваттные реакторы и получил развитие рынок конверсии и обогащения, в Швеции и Германии был сделан выбор в пользу легководных технологий. Так же поступили и некоторые другие государства: США, Франция, Швейцария, Чехословакия. К ним можно добавить СССР и Великобританию, которые прежде разрабатывали тяжеловодные конструкции и связывали с ними определенные надежды в энергетике, но потом отказались от них в пользу не только легководных, но и других технологий.
АЭС «Чернавода»
Рынок тяжеловодных реакторов сохранился, но на нем возобладала канадская концепция, которая оказалась самой гибкой и функциональной, допускала бóльшую свободу маневра. В перспективе соединение достоинств канальной архитектуры с рядом новых или хорошо забытых старых идей может дать второе дыхание тяжеловодной технологии. Именно в этом направлении пытаются идти ведущие поставщики таких технологий.
Среди подобных разработок можно назвать конструкцию AHWR, созданную индийским Центром ядерных исследований им. Х. Бабы. Это одноконтурный кипящий реактор мощностью около 300 МВт с легкой водой в качестве теплоносителя. К отличительным чертам конструкции относятся вертикальные каналы давления, использование естественной циркуляции на мощности, современных средств пассивной и активной безопасности. Реактор может быть приспособлен для работы на разном обогащенном оксидном топливе: уран-плутониевом MOX, смеси оксидов тория и урана-233, либо плутония и тория. В частности, предложен экспортный вариант этой конструкции (AHWR300-LEU), предназначенный для работы на смеси оксидов тория и урана, обогащенного до 19,75 %. По утверждению поставщика, ОЯТ такого реактора имеет сравнительно «неблагоприятный» изотопный состав с точки зрения извлечения оружейных материалов (в частности, содержание Pu-239 ~42 %, а Pu-238 ~9,5 %), но пригодно для последующей утилизации в реакторах после соответствующей переработки: повышенное, по сравнению с легководными реакторами, содержание U-232 и U-236 в ОЯТ AHWR300-LEU компенсируется высокой совокупной концентрацией U-235 и U-233 (около 8 %).
Реактор в разных модификациях имеет 444–452 топливных канала, образующих в поперечном разрезе квадратную решетку со стороной 225 мм. Топливные каналы проходят вертикально через технологические каналы каландра с кольцевым зазором между ними, заполненным углекислым газом, что напоминает конструкцию с горизонтальными каландрами. Однако, в отличие от них, каждый канал AHWR заполняется одной ТВС круглого сечения с длиной активной части 3,5 метра. Каждая топливная сборка включает твэлы с различным по элементной пропорции топливом. В отличие от тяжеловодных реакторов с горизонтальными каналами, выгрузка-загрузка топлива осуществляется последовательно с одной (верхней) торцевой части реактора. Продолжительность нахождения топлива в реакторе и глубина выгорания у AHWR разной модификации значительно больше (38–64 МВт сут/кгU), чем у действующих тяжеловодных реакторов.
Параметры AHWR позволяют получать насыщенный пар с температурой 285 °C и давлением 7 МПа, что выше аналогичных параметров действующих тяжеловодных конструкций. В результате его КПД также несколько выше — 30,9 %.
Внедрение реакторов типа AHWR в Индии предполагается долгосрочной ядерной программой страны. Строительство первой станции с таким реактором предусмотрено текущим двенадцатым государственным пятилетним планом, однако площадка пока не объявлена.
Другая концепция реактора с легкой водой в качестве теплоносителя — ACR-1000 мощностью 1200 МВт — была разработана в Канаде компанией AECL до продажи в 2011 году ее реакторного бизнеса инжиниринговой компании SNC–Lavalin. В отличие от индийской конструкции, в ACR-1000 сохранены традиционная горизонтальная компоновка каландра и каналов, а также двухконтурная схема. Таким образом, речь идет не о кипящем реакторе, а об установке с легкой водой под давлением в обоих контурах и тяжеловодным замедлителем. Детальный проект так и не был разработан. Новый поставщик линейки канадских реакторов фактически заморозил его развитие, отдав приоритет готовой к внедрению модели EC6 — фактически эволюционной модификации реактора CANDU-6, действующего на ряде АЭС в разных странах.
Иного рода перспективы связаны с использованием тяжеловодных реакторов для утилизации ОЯТ других реакторных установок. Это в принципе не требует создания новых тяжеловодных конструкций, необходима лишь адаптация существующих. Такие планы серьезно рассматриваются, в частности, в Индии, Великобритании, Китае, Южной Корее.
Великобритания несколько лет изучает предложение использовать канадский реактор EC6 для утилизации накопленных в Соединенном Королевстве запасов плутония, около 100 тонн которого принадлежат самой Великобритании. Однако наряду с канадским предложением рассматриваются варианты использования для этой цели легководных реакторов или быстрых (конструкции PRISM консорциума GE-Hitachi). Выбор до сих пор не сделан.
Южная Корея, в которой имеется четыре действующих энергоблока с CANDU-6, давно исследует возможность прямого использования ОЯТ легководных реакторов в канадских тяжеловодных реакторных установках. Корейский институт KAERI совместно с канадскими компаниями разработал технологию DUPIC, которая предусматривает изготовление топлива для CANDU путем механической переработки ОЯТ легководных реакторов без химического выделения урана, плутония и прочих компонентов. Однако перспективы промышленного использования этой технологии пока не ясны.
Другие проекты продвигаются в Китае. Они заключаются в том, чтобы приспособить технологии CANDU для утилизации ОЯТ китайских легководных реакторов, а также для использования тория, которым достаточно богат Китай. С этой целью с конца 2000-х годов был заключен ряд меморандумов и рамочных соглашений. Они предусматривали, во‑первых, возможность адаптации действующих реакторов CANDU на АЭС «Циньшань» для полного перехода на топливо на базе регенерированного урана. Во-вторых, возможность совместной разработки и продвижения в Китае и за его пределами реактора AFCR — по сути модификации EC6, специально приспособленной для использования разных видов топлива, включая торий и смесь из 70 % регенерированного и 30 % обедненного урана. Тестовые сборки с твэлами, включающими продукты переработки ОЯТ, а также с торием загружались в реакторы CANDU на АЭС «Циньшань». Эти опыты подтвердили принципиальную реализуемость проекта. В конце прошлого года SNC–Lavalin и CNNC (контролирующая внедрение тяжеловодных технологий в Китае и значительную часть ЯТЦ этой страны) подписали рамочное соглашение о создании совместного предприятия для реализации проекта AFCR.
АЭС «Циньшань»
В общем, несмотря на то что некоторые ветви тяжеловодных технологий «засохли», а в Канаде наблюдается определенный застой в развитии ядерной энергетики, говорить о закате этих технологий рано. Они продолжают находить свои ниши на разных рынках, так что нельзя исключить появления в дальнейшем новых жизнеспособных конструкций с тяжелой водой.

ИНТЕРЕСНЫЕ ФАКТЫ

Под тяжелой водой в ядерной физике подразумевают лишь одну ее разновидность — диоксид дейтерия. Между тем, возможно множество различных комбинаций изотопов водорода и кислорода, некоторые из которых образуют воду тяжелее тяжелой.
Тяжелая вода (диоксид дейтерия) весит приблизительно на 10 % больше обычной, замерзает при температуре 3,8 °C, кипит при 101,4 °C при атмосферном давлении.
Стоимость тяжелой воды для заправки современного тяжеловодного реактора средней мощности равна цене 10–15 тонн золота. Впрочем, во времена создания атомного оружия тяжелая вода была в несколько раз дороже: 1 тонна стоила в среднем 1,2 млн тогдашних долларов.
Стакан тяжелой воды, выпитый по ошибке, пройдет практически незамеченным для организма. Но садиться на тяжеловодную диету не стоит.
Когда в США и СССР создавали атомную отрасль, по соображениям секретности многие понятия и объекты назывались иносказательно, часто даже во внутренней переписке. Так, в советском проекте уран назывался, среди прочего, «А-9» или просто «металл», а тяжелая вода — «гидроксилин» или «продукт 180»; у американцев ее называли «P-9». Подобные обозначения настолько прижились, что порой переходили в официальные названия. Так, построенный в Чехословакии тяжеловодный реактор KS-150 (а по-русски КС-150) расшифровывается как «котел селеновый». Селеном в советском атомном проекте именовали торий, а котлами — реакторы. Большинство советских концепций тяжеловодных реакторов того времени предусматривали, как вариант, возможность работы в ториевом цикле.
На некоторых пляжах океанских побережий, например, в Бразилии или Скандинавии, можно найти все необходимые компоненты для создания атомной бомбы или тяжеловодного реактора — в песке, скалах и морской воде. Проблема лишь в том, чтобы извлечь их в необходимой концентрации и соединить нужным образом.

Ингард Шульга

Comments

( 28 comments — Leave a comment )
bmpt
Sep. 14th, 2015 06:57 pm (UTC)
Разбавляется ли тяжелая вода в процессе работы обычно
?
tnenergy
Sep. 14th, 2015 07:03 pm (UTC)
Re: Разбавляется ли тяжелая вода в процессе работы обыч
Не очень понимаю ваш вопрос. Если специально - то нет, если "есть ли проблемы потери тяжелой воды из-за выносом легкой" - то да, есть. Одна из самых давлеющих на экономику тяжеловодников, кстати.
bmpt
Sep. 14th, 2015 07:13 pm (UTC)
И как регулируется сооношение тяжелая/легкая?
как єто сказывается на реактивности реактора?
nucon
Sep. 14th, 2015 08:17 pm (UTC)
Re: И как регулируется сооношение тяжелая/легкая?
Так устроена одна из систем безопасности. Разбавляя/сливая тяжелую воду снижаем реактивность
(Deleted comment)
tnenergy
Sep. 14th, 2015 09:00 pm (UTC)
Re: равна цене 10–15 тонн золота
Думаю, пара сотен тонн, В 600-900 мегаваттных - до 500.
rrr2
Sep. 15th, 2015 04:55 am (UTC)
Re: равна цене 10–15 тонн золота
Сейчас тонна тяжелой воды стоит примерно как 20 кило золота. А золото сейчас недорогое. 200 тонн воды - это 4 тонны золота
tnenergy
Sep. 15th, 2015 07:57 am (UTC)
Re: равна цене 10–15 тонн золота
Я в свое время искал стоимость оксида дейтерия - нашел только мерковские реактивы, по 10 баксов за грамм минимум. А где вы нашли цену на промышленные количества?
rrr2
Sep. 15th, 2015 12:10 pm (UTC)
Первая ссылка по heavy water price

best price in currently aware of for generally usable material comes from Cambridge Isotopes. They sell 1 liter (slightly more than 1kg) of material for 680USD.

Первая ссылка на магазин реактивов http://www.sigmaaldrich.com/catalog/product/aldrich/151882?lang=en®ion=US - прямо сейчас можно купить литр за 1130
tnenergy
Sep. 15th, 2015 03:37 pm (UTC)
Да, получается меньше, чем 10-15 тонн. Видимо оценка взята из какого-нибудь текста 2000 года, когда золото было по 250 долларов за унцию.
Александр Мещерский
Sep. 14th, 2015 07:55 pm (UTC)
Объясните дилетанту!
Все очень подробно изложено, спасибо. Но может это профессионалам и так понятно, но вот я никак не понимаю, почему тяжеловодные реакторы такие большие? Вроде цепная реакция может довести мощность хоть до ядерного взрыва! Так почему мощность просто не поднять?
И еще более загадочный- Почему на обычной АЭС нельзя в качестве топлива использовать Плутоний и Уран 233 , а вот в быстрых реакторах и медленных, но тяжеловодных можно. Загадочно как то. Или секрет какой есть?
tnenergy
Sep. 14th, 2015 09:08 pm (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
>Но может это профессионалам и так понятно, но вот я никак не понимаю, почему тяжеловодные реакторы такие большие?

Низкое содержание U235 в топливе обуславливает большую критмассу. Плюс, как я понимаю, гетерогенная схема замедления а-ля графитовые реакторы и чуть большая длина термализации нейтрона в раздувает размер.

>Почему на обычной АЭС нельзя в качестве топлива использовать Плутоний и Уран 233

Использовать можно, более того используют (Pu239) - от его горения получается до 25% электроэнергии АЭС. А вот нарабатывать не получается - не хватает нейтронов, слишком много их поглощается в легкой воде, идет на расщепление атомов в цепной реакции и утекает из АЗ. Тяжелая вода помогает тем, что она поглощает гораздо меньше нейтронов.



Александр Мещерский
Sep. 14th, 2015 09:33 pm (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Да , но почему тогда не добавить в природный уран оружейный плутоний и обойтись без обогащения. Откуда взялась проблема утилизации оружейного плутония?
И как насчет первого вопроса про мощность тяжеловодных реакторов?
(Deleted comment)
Александр Мещерский
Sep. 14th, 2015 09:47 pm (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Там написано
"MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространённого типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах. Однако более эффективное использование МОКС топлива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах[1]. "
Только как дополнительное! Почему?
(Deleted comment)
tnenergy
Sep. 15th, 2015 07:07 am (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
В существующие конструкции - только как дополнительное. Для полностью плутониевого реактора с водой под давлением нужна другая конструкция АЗ, вот и все. Если бы плутоний был подешевле, давно бы уже в мире работали реакторы чисто на плутонии.
Александр Мещерский
Sep. 14th, 2015 09:42 pm (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Как я понял - большая длинна термализации нейтрона это расстояние на котором быстрый нейтрон превращается в тепловой.
Но что ограничивает мощность? Ведь мощность это количество этих нейтронов. Уж если расстояние достаточное для начала цепной реакции, то то тормознуть ее можно на любом уровне мощности?
(Deleted comment)
nucon
Sep. 15th, 2015 03:49 am (UTC)
Re: Но что ограничивает мощность?
Это ближе
Александр Мещерский
Sep. 15th, 2015 04:44 am (UTC)
Re: Но что ограничивает мощность?
Так , а в чем разница между тяжеловодными и графитовыми реакторами? В смысле предельной мощности.
tnenergy
Sep. 15th, 2015 07:05 am (UTC)
Re: Но что ограничивает мощность?
Ни в чем.
tnenergy
Sep. 15th, 2015 07:03 am (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Мощность ограничивают экономические факторы - размер корпуса реактора/каландра и количество тяжелой воды в нем.

Edited at 2015-09-15 07:03 am (UTC)
kcp_frm
Nov. 10th, 2016 05:19 am (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Чем больше активная зона реактора, тем тяжелее ею управлять-же. Насколько я помню, хорошая управляемость маленьких активных зон обеспечивается утечками нейтронов через поверхность, что опосредованно выравнивает тепловыделение и выгорание и тому подобное.
nucon
Sep. 15th, 2015 03:49 am (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Есть еще одна проблема. Низкая энергонапряженность обусловленная низкими параметрами первого контура...
Александр Мещерский
Sep. 15th, 2015 04:45 am (UTC)
Re: Объясните дилетанту!
Чем обусловлена эта низкая энергонапряженность первого контура?
nucon
Sep. 15th, 2015 01:42 pm (UTC)
Сложностями, разного характера, в создании высоких давлений и температур в первом контуре. Как следствие, сползание вниз и низкая экономичность цикла. Правда, гражданские системы компенсируют это дополнительными мероприятиями, но боязнь кипения и кризиса теплообмена серьезно снижает возможности. Требуется переход к другим теплоносителям или к перегреву. А это совсем иное.
talgaton
Oct. 18th, 2015 09:29 pm (UTC)
у вас в тексте: "диоксид дейтерия"
в разделе: ИНТЕРЕСНЫЕ ФАКТЫ
( 28 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

October 2017
S M T W T F S
1234567
891011121314
15161718192021
22232425262728
293031    
Powered by LiveJournal.com