С марта месяца подписаны договора с застройщиком на Кольскую АЭС-2 из двух энергоблоков с реакторами ВВЭР-С-600. Это в Мурманской области, район города «Полярные Зори» — ближе к Белому Морю, нежели к Мурманску.
И лет через 15-20 такие придётся возводить массово в тех государствах, которым можно доверить обращение с энергетическим плутонием. Либо так или же весь мир и дальше будут сотрясать военные конфликты нацеленные на обеспечение стабильности поставок углеводородов и по более-менее приемлемому ценнику.

Особенности реакторов ВВЭР-С
Возможно одновременно несколько позиционирований.

• Cпособность работать в таком режиме, когда нет потребления дефицитного урана-235. Только лишь на МОКС-топлива, т.е. через сжигание энергетического плутония. Выделенного из уже отработавшего ядерного топлива обычных АЭС.
• Потребность в топливе почти на треть меньше чему обычных АЭС при той же мощности. Т.е. выработка электроэнергии аж на 30% выше в пересчёте на тонну топлива.
• Возможность в больших пределах изменять мощность генерации электричества в течении суток. Фактически снижая генерацию и до 40% от максимальной мощности.

Про МОКС-топливо
Атомная энергетика смещается в сторону деления плутония (энергетического) образующегося в ядерном топливе обычных АЭС и выделяемый оттуда в ходе переработки топлива. Выбора нет, т.к. мировые запасы урана-235 весьма ограничены, нужно уходить на сжигание урана-238, а делать это получается лишь используя плутоний. Никакой термояд проблемы не решает, а может служить лишь одним из вариантов сжигания урана-238 (служа источником нейтронов для превращения урана-238 в несколько изотопов плутония).

Экономичность ВВЭР-С
Спектральное регулирование направлено на эффективную утилизацию лишних нейтронов — через ловлю ядрами урана-238 с последующим превращением в изотопы плутония. В современных АЭС внутри уранового топлива постоянно образуется плутоний, очень значительная часть которого делится, выделяя энергию. И это деление нарабатывающегося плутония изрядно дополняет то энерговыделение в реакторе, что получается благодаря делению урана-235.
ВВЭР-С напоминает гибрид и обычного легководного реактора (на тепловых нейтронах) и реактора на быстрых нейтронах. Лишние нейтроны в реакторах обычных АЭС поглощаются специальными выгорающими поглотителями («нейтронными ядами»), всё для безопасности, но в ущерб эффективности.

Маневрирование мощностью
На судовых и корабельных ядерных энергетических установках реакторы работают в более динамичных режимах, нежели промышленные на обычных АЭС. Опыт наработан изрядный и в сфере транспортных установок и стационарных. Пора снижать зависимость энергосистем от резервных электростанций, которые работают в параллель с АЭС и сглаживают изменения в потреблении электричества. Поскольку не везде есть гидроэлектростанции и АЭС приходится работать в связке с тепловыми электростанциями сжигающими довольно много углеводородов. И чем хуже конкретных тип АЭС умеет маневрировать своей мощностью, тем больше углеводородов приходится сжигать на подстраховывающих тепловых АЭС.

Морально-техническое устаревание АЭС
Кого волнует насколько в моральном и технологическом плане устарел мост через реку? Главное, что таковой надёжно выполняет свои функции и не требует всё более частых и более дорогих или продолжительных ремонтов.
Так же и с теми АЭС, что строятся сейчас — это такое же достояние как и количество построенных домов, мостов или плотин с водохранилищами.

Обращение с плутонием
Государства не обладающие ядерным оружием и не взявшие на себя обязательства по ДНЯО, вряд ли получат АЭС с реакторами на МОКС-топливе. Вон сколько шума вокруг обогащения урана Ираном долго и нудно на огромных каскадах из дорогущих и капризных центрифуг. А тут плутоний, который можно спокойно выделять из МОКС-топлива обычными химическими реакциями и клепать ядерные боеприпасы, т.е. обходиться без выполнения работы по разделению изотопов. Сколько плутония получится из 20 тонн ядерного топлива, которые ежегодно нужны в качестве подпитки реактору ВВЭР-1200? Конечно зависит от концентрации (содержания) плутония в топливе. Однако и заряд можно сделать лишь из нескольких килограмм плутония и даже не особо чистого по изотопному составу — являющегося энергетическим.

Безопасность ВВЭР-С
Никому не известно заранее и наперёд как будут вести себя на практике реакторы использующие спектральное регулирование. Факт в том, что первая АЭС с энергоблоками на таких реакторах будет запускаться в той же части РФ, где испытывалась ракета «Буревестник» с ядерным двигателем. Запуск ориентировочно в 2035 году — реактор промышленной АЭС проходит четыре пуска для начала работы, вот какой-то из таких пусков.

Взаимосвязь с ЗЯТЦ
Переход на реакторы ВВЭР-С является частью того, что ожидает энергетику при замыкании ядерного топливного цикла. Со всем тем, что касается переработки облучённого топлива обычных АЭС, дожигания «грязи» и фабрикации МОКС-топлива (детальнее здесь).
Реакторы на современных АЭС можно лишь на 30-40% загружать МОКС-топливом, а остальную часть активной зоны реактора надо заполнять традиционным урановым топливом, на дефицитном уране-235 или же наработанном уране-233. Чтобы серьёзно сократить использование урана-235 надо иметь АЭС с реакторами способными обходиться топливом состоящим лишь из плутония и урана-238.

#атом #АЭС #энергетика #ВВЭР-С #ЗЯТЦ #МОКС #MOX #lang_ru @Russia

Есть официальная новость Росатома:
Три тепловыделяющие сборки (ТВС) с америцием-241 и нептунием-237 загрузили в быстрый реактор БН-800 в 2024 году. Они прошли через три топливные микрокампании.
Опытно-промышленная эксплуатация завершена. Облученные сборки должны остыть в бассейне выдержки, а затем их направят на послереакторные исследования.
Что важного и полезного в этом?
Если тотально и повсеместно использовать обычные АЭС, вместо сжигания угля и природного газа (метана), то возникает две проблемы:

• Цивилизация утонет в повсеместно размещаемых хранилищах с весьма опасными «отходами» в лице отработавшего топлива.
• Хранить в изначальном виде или переработанном надо тысячи лет, обезопасив от самых разных катаклизм и посягательств.
• Количество добываемого природного урана хватит лишь на 30-40 лет, если не замыкать топливный цикл (без ЗЯТЦ).

И если предложить вменяемое решение этих проблем, то цивилизация может перейти на такую энергетику, которая избавит от надобности воевать за углеводороды, в тех или иных частях планеты.
Именно эту работу сейчас и выполняет РФ в лице Росатома, но вот больше никто в мире подобным не занимается на практике, а лишь в теории — на бумаге и цифровых моделях.

В отработавшем ядерном топливе выгоревшим является лишь 5%, а остальные 95% можно очистить от продуктов распада и снова пустить в энергетический цикл. Продуктами распада является два вида «грязи»: осколки деления и минорные актиниды. Первые опасны 200-300 лет, а вторые надо хранить десятки тысяч лет (до 700 тысяч лет). Это именно та самая «грязь», накопление которой и мешает отказу от сжигания ископаемого топлива (углеводородов).

Нужен способ «дожигания» минорных актинидов хотя бы до такого состояния, когда превращаются в обычные осколки от деления (трансмутация). Тогда не придётся хранить тысячи лет продукты деления выделенные из облучённого топлива (хватит и 200-300 лет в защищённых хранилищах). Сама по себе переработка топлива с АЭС уже давно налажена и во Франции и в РФ, в основном ради того, чтобы хранить лишь продукты деления, а не всё целиком.

Суть новости в том, что нужна технология и дожигания и переработки одновременно. Для того, чтобы решить и вопрос хранения и вопрос дефицита урана-235 (из природного урана). Не бумажно-цифровая модель, а реальная опытно-промышленная эксплуатация определённых подходов. Новость рассказывает про то, какие работы, по какому варианту на каком этапе сейчас находятся. Постреакторных исследований ещё не было, оценить качество трансмутации этих самых минорных актинидов (трансурановых элементов) ещё только предстоит. И будет это лишь через несколько лет, когда тепловыделяющие сборки остынут обычным образом в бассейне выдержки мокрого хранилища. Ровно так же, как это происходит и с любыми другими тепловыделяющими сборками (ядерным топливом).

Технологии переработки топлива
Уже довольно хорошо проверены на практике и технология создания МОКС-топлива и СНУП-топлива, а так же РЕМИКС-топлива. Причём технология МОКС-топлива своя собственная во Франции, гораздо более древняя и проверенная, в отличии от двух вариантов вариантов более новой технологии в РФ — для обычных АЭС и для бридеров (реакторов на быстрых нейтронах).
Касаемо же технологии СНУП и РЕМИКС — это есть только в РФ, никто другой в мире не проводил опытно-экспериментальной или же опытно-промышленной эксплуатации. А нужны эти технологии именно для того, чтобы строить энергокомплексы из бридеров и обычных АЭС по миру. Очень понадобятся, когда будет уже отработаны подходы к «дожиганию» различной долгоживущей «грязи».

Движение мира к ЗЯТЦ
Реальное стремление к ЗЯТЦ по миру фактически отсутствует. Схожие вопросы «дожигания» можно подтверждать и обкатывать сейчас лишь в Индии, где менее года как была начата эксплуатация реактора на подобии российского БН-800. В мире банально нет других промышленных бридеров, схожих или просто действующих, если исключить лабораторно-экспериментальные в десятки раз меньшей мощности.
Лишь один опытный образец, головной в серии, строится компанией Билла Гейтца в районе Вайоминга США и то это будет АЭС работающая лишь на урановом топливе. Т.е. не рассчитанная на МОКС-топливо или же СНУП-топливо, хотя и тоже с натриевым теплоносителем.
Другой же вариант, опытный образец нового типа бридеров со свинцовым теплоносителем, БРЕСТ-ОД-300, пока только строится в РФ недалеко от Томска. Однако, именно такой вариант бридеров и стал кандидатом на общемировое распространение, для конструирования энергетики на базе комбинации бридеры + обычные АЭС.

Фактически же, прямо в данный момент и за последние 10 лет в частности, никто более кроме РФ не выполняет реальных шагов по движению к ЗЯТЦ. Вот ни в плане «дожигания», ни в вопросах переработки топлива АЭС. В тех же США это вообще законодательно запрещено делать — там всё отработавшее топливо признаётся автоматом ядерными отходами, целиком и полностью подлежит захоронению. Без какого либо разделения на продукты распада, а вот прям в изначальном варианте. Потому что не осилили технологию переработки, на том заводе, который совместно с французскими специалистами построили. Уже шесть-восемь лет не могут разобраться, почему не выходит освоить технологию и запустить стабильную работу технологических линий.
В других государствах и странах нет ни технологий переработки топлива, ни возможности и опыта по «дожиганию» актинидов. Таковые могут выступать лишь потребителями, не имея собственных технологий обеспечения энергетической безопасности и суверенитета. И потому отказаться от сжигания углеводородов способны лишь малонаселённые страны, вроде Норвегии. Где крайне малочисленное население и до 96...98% электричества вырабатывается на множестве больших и малых гидроэлектростанций.

#атом #ядерное-топливо #АЭС #энергетика #Росатом #БН-800 #ЗЯТЦ #МОКС #MOX #lang_ru @Russia

RE: https://hub.hubzilla.de/item/c8ada6fd-6e50-4952-bc23-8f6197c83960

Это к вопросу примеров реально творящегося прогресса в ядерном топливе для обычных АЭС, на примере того, что уже загружено в первый энергоблок Балаковской АЭС.

Суть данной инновации в двух вещах — какой подход использован для предотвращения пароциркониевой реакции и с каких делящихся материалов сделано топливо. Получилось во многом гораздо безопаснее и очень существенная экономия дефицитного урана-235, т.е. меньше природного урана.

Само по себе МОКС-топливо из обеднённого урана и плутония делать научились уже давно. Когда берётся фактически оружейный плутоний, накопленный когда-то (с запасов и складов). Из него топливо делали и для разных реакторов обычных АЭС и для «быстрого» (бридера) реактора БН-800.
Тут же пример вовлечения в энергетический цикл генерации электричества именно что «грязного» плутония, выделенного из «ядерных отходов» — т.н. горы надкушенных яблок. Такой плутоний образуется в обычном топливе АЭС, по соотношению изотопов (изотопным составом) почти непригоден для производства ядерного оружия.
Одна из функций МАГАТЭ как раз и сводится к тому, чтобы наблюдать за тем, как эксплуатируются ядерные реакторы АЭС, поскольку в штатных режимах работы не позволяют нарабатывать плутоний пригодный для оружейных целей. Соответственно, образовавшийся в отработавшем (облучённом) ядерном топливе плутоний именуют «энергетическим» из-за соотношений, пропорций изотопов.

Использовано специальное покрытие надёжно защищающее корпус от прямого контакта с водой (теплоносителем). В ходе эксплуатации необходимо убедиться на практике, что это покрытие держится в течении жизненного цикла топлива. Не только при работе в активной зоне реактора, но и потом в мокром хранилище — бассейне выдержки. Потенциально, и там тоже может возникнуть ситуация с аварийным перегревом воды, а потому контактированием топлива с водяным паром (пароциркониевая реакция).

Взят энергоблок с реактором ВВЭР-1000, т.е. такого типа, который приходится строить в сейсмически неспокойных краях. И на базе которого планируется обеспечивать атомной энергией Сибирь с Дальним востоком (в той же Находке готовят стройку АЭС). Такие реакторы используются на АЭС строящихся в Индии и Иране.

В серийный реактор загрузили несколько нестандартных кассет с тепловыделяющими элементами имеющими хромовое покрытие (см. тепло выделяющие сборки). При этом часть тепловыделяющих элементов в этих кассетах-сборках выполнены из отходов. Т.е. является композицией из «энергетического» плутония и того обеднённого урана, который остаётся ненужным балластом после производства ядерного топлива с природного урана.

Конкретно этот опыт эксплуатации должен продемонстрировать как вопрос более безопасного обычного топлива, так и нюансы экономии дефицитного урана-235. В данном случае экономия составит порядка 20% при пересчёте на объёмы добычи и обработки природного урана.
Во-вторых, это использование отработанного (облучённого) топлива, что изрядно накопилось с обычных АЭС. Та самая гора надкушенных яблок из топлива выгоревшего лишь на три-пять процентов. Гора которую надо перерабатывать сразу по двум соображениям. И ради того, чтобы вовлекать в энергетический цикл обратно, очистив от продуктов распада тех самых выгоревших трёх-пяти процентов. И ради сокращения издержек на хранение с обеспечением безопасности от последствий техногенных происшествий или же сейсмической активности планеты.

Именно ради этой фазы Росатом постоянно забирает отработавшее топливо с тех АЭС, куда поставлял топливо, включая расположенные в других странах-государствах. В ближайшие 30-40 лет людям предстоит жёсткая конфронтация и противостояния за дефицитный уран-235, а потому сегодня обеспечено расширение доступных энергоресурсов. Топливо для иностранных АЭС производится Росатомом только из иностранного урана — без использования российского, а лишь из того природного урана, которое добывается на иностранных месторождениях и приходи в РФ для обогащения (разделения изотопов) и фабрикации топлива. После того, как это «российское» топливо отработало в реакторе АЭС и несколько лет остывало там же рядом в бассейне выдержки мокрого хранилища, оно и отправляется на переработку в РФ, где долго и нудно хранится в специальной мокром хранилище в районе завода РТ-1. Пополняя стратегические запасы энергии, становясь частью той самой горы из надкушенных яблок, на которые можно посмотреть видеосюжетами на различных видеохостингов. Поскольку Росатом не раз и не два водил туда группы различных журналистов и якобы блогеров возомнивших себя или журналистами или же лидерами общественного мнения.

Причём эта возня не только замыкание топливного цикла (ЗЯТЦ) из экологических и экономических соображений, но и неизбежность. Какой бы вариант развития атомной энергетики ни был выбран, из ныне доступных, а плутоний в отработавшем топливе оказывается необходимым ресурсом. Например, тот же вариант сжигания тория демонстрируемый в Индии недавно запущенным реактором размножителем (бридер). Т.е. не только для сжигания колоссальных и невостребованных ныне запасов урана-238, но и тех запасов тория, которых в разы больше.

Себестоимость извлечения «энергетического» плутония и роботизированной фабрикации нового топлива с обеднённого урана может снижаться даже быстрее, чем происходило со стоимостью аккумуляторных батарей за последние 25+ лет. Не стоят на месте технологии переработки, не так давно нашли способ экономически выгодного отделения америция, за который вскоре будет получена Нобелевская премия. Потому стоимость переработки будет снижаться на фоне обычной добычи природного урана не только из-за неизбежно нарастающего дефицита урана-235.

Плутоний настолько нужен в мирных целях, что даже первые поколения термоядерных реакторов способных вырабатывать энергию будут использоваться именно как источники нейтронов. Которыми выполняется дожигание трансурановых (минорных актинидов или актиноидов), так и наработка «энергетического» плутония из обеднённого урана и/или опосредованного превращение тория в уран-233 (схожий по свойствам с уран-235).

#атом #ядерное-топливо #АЭС #энергетика #ЗЯТЦ #МОКС #MOX #lang_ru @Russia