Да, там догадались, наконец, что одного РИТМа не хватит.

Вообще проблема БРЕСТа, она связана, как мне кажется, с другим.
Апологеты БРЕСТа слишком резко стали доказывать в своё время, что БРЕСТ наше всё и кроме БРЕСТа ничего не нужно. То есть, остальные - закрывайтесь!
Разумеется, отлуп прилетел им от всех.

Я не видел других споров в отрасли, в которых, наплевав на присутствие посторонних, участники друг другу грозили уголовками. Или прямо говорили - мол, вы поддерживаете этот проект, потому что знаете, что при вашей жизни его не построят и вам за него не отвечать.

В общем, наслушавшись в своё время таких споров я сейчас отношусь к теме БРЕСТа спокойнее. И у критиков, и у сторонников скопилось много личного, и сложно отделить реальные проблемы от надуманных претензий. Поэтому и жду пуска, пуск покажет кто где чего...

А я, например, лично знаю человека, которого привлекали в качестве эксперта и который был (и есть) критически настроен к БРЕСТу. Его критические замечания вызывали неудовольствие, это факт, но не исчезали.

Это не к тому, что я очень люблю БРЕСТ (это не так). Это я к тому, что делю на "пи" и пафосные пресс-релизы, и жёсткую критику.

На всякий случай. Я тоже скачал и временно положил у нас на сервере.
http://atominfo.ru/files/atominfo/vhreco.rar
Долгая жизнь ссылки не гарантируется.

Я вот что скажу. Я не фанат БРЕСТа и до сих пор считаю, что им стоило начать со стендов, а потом с чего-то типа БРЕСТ-60.

Но критики БРЕСТа мне напоминают критиков БНов. Сейчас. естественно, никто не вспомнит, но в своё время весьма авторитетные люди на полном серьёзе доказывали, что реакторы БН не могут существовать из-за якобы дикой коррозии и по другим причинам. Научной аргументацией доказывали. И на американский отрицательный практический опыт ссылались (парогенераторы Сивольфа).

Так что моё мнение - пока не построим, не узнаем кто прав.
И раз уж этап демонстрации пропущен, то теперь узнавать придётся на БРЕСТе.

И пока на БРЕСТе не наберётся опыт эксплуатации (положительный, отрицательный), с БР-1200 я бы не спешил.

Торий с плутонием? Или на сей раз что-то новенькое?

*ua не смог пробить никак (ни как американец, ни как индус и т.п.). Стоит ограничение на размер скачиваемого файла 10 мегабайт.

По второй ссылке скачка началась. Если получится, сохраню у себя и по запросу могу временно выкладывать у нас на сервере (постоянно выложить не получится, ибо правообладатели не спят).

У БИНа+Пивоварова в прошлом году вышла большая книга с критикой ТЖМТ в целом и БРЕСТа в частности. Причём легко догадаться, кто из соавторов отвечал за лозунги, а кто - за фактуру.
В электронном виде я не находил. Вроде бы продавалась в каком-то книжном в Москве, но сам я купил то ли на WB, то ли на Озоне. На WB есть и сейчас.
https://www.wildberries.ru/catalog/209010588/detail.aspx
В принципе, многое из книги ранее публиковалось на Проатоме в виде статей БИНа.
Думаю, что и на семинаре критика основывалась на этой книге.

По поводу грусти и печали. На число "пи" всё же надо поделить, потому что, как нам сказали в прошлом году БРЕСТовцы, многие из критических замечаний либо имеют отношение к старым вариантам проекта, либо уже исправлены. Естественно, БРЕСТовцев тоже надо делить на число "пи".

Моё мнение - многое покажет пуск.

А кто докладчиком был, если не секрет?
Если БИН, то его надо делить на число "пи". У него к БРЕСТу личное.

Вопрос риторический.

Есть критсборка у китайцев, которую никто, кроме них самих, не видел.
На сегодняшний день - всё.

От модератора.
Их можно открыть известно каким способом (напр., подобрать анонимайзер).
В данном конкретном случае, к сожалению, сами файлы уже удалены. Я сейчас проверил.
Я обычно скачиваю к себе книжки, но в этот раз почему-то пропустил
Так что присоединяюсь к просьбе перезалить.

Решили окончательно. На Якутской АЭС будет два РИТМа.

Верно, но так было в тексте.
Поправлю выше в ветке и уточню, что была опечатка в отчёте.

P.S. Добавил примечание, что это опечатка.

Михаил Федотович ТРОЯНОВ (1931 – 2017).

список литературы и иные страницы не публиковались

Подлинник отчёта: Архив ГНЦ РФ – ФЭИ. Ф. 1, оп. 1-НТ, д. 6858.

Текст взят из: Троянов М.Ф. Воспоминания, избранные труды, документы. — Обнинск:АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2023. — 344 с. : 12 л. ил.

ВЫВОДЫ

Проведенный анализ показывает, что имеются пути таких изменений конструкторско-компоновочных решений, которые приведут к существенному уменьшению затрат на
сооружение АЭС с быстрыми натриевыми реакторами.

Это означает, что при массовом строительстве такие АЭС могут не только обеспечить полное использование урана и перевести ядерную энергетику в режим самообеспечения, но и выполнить эту задачу достаточно экономично.

Возможно, не все из рассмотренных усовершенствований в полной мере удастся реализовать на практике, однако даже частичное внедрение даст ощутимый экономический эффект.

Необходимо отметить, что в настоящее время при переходе от демонстрационных к коммерческим БР идет интенсивная работа по совершенствованию АЭС БР. Усилия разработчиков сконцентрированы на том, чтобы в условиях сравнительно низких цен на уран создать конкурентоспособные энергоустановки с этими реакторами.

Особенно интенсивно развиваются эти работы во Франции, Англии, США. В частности, в работе: M.N. Arnold, J.E. Sharbangh. Design approaches to achieve competitive LMFBR capital costs. Power Engineering, September, 1982, p. 62–66, представлены сравнительные экономические пока затели теплового и усовершенствованного быстрого реактора по результатам проектных разработок фирмы Вестингауз:



Как видим, результаты практически не отличаются от полученных в настоящей работе.

5. Обсуждение результатов, выводы, рекомендации

На рис. 3 показана последовательность реализации рассмотренных выше усовершенствований реактора, оборудования, вспомогательных систем с целью снижения капитальных затрат, упрощения установки. Существует реальная возможность снизить удельные капвложения в серийные быстрые реакторы на ~25% по сравнению с головным экземпляром БН-1600, представленном в ТЭО, т. е. обеспечить в перспективе удельные капвложения в современном масштабе цен на уровне 400 руб./кВт.

Переход на двухконтурную схему снизит удельные капвложения еще приблизительно на 30–40 руб./кВт. В результате удельные капвложения в АЭС типа БН-1600 составят 360–370 руб./кВт, что почти не отличается от соответствующих значений по современным тепловым реакторам ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

4. Увеличение единичной мощности быстрых реакторов

Главным технологическим достоинством быстрых реакторов является практически отсутствие внутреннего давления в корпусе реактора. Благодаря этому последний может быть выполнен тонкостенным (30–50 мм) и легко собран (сварен) из элементов, изготовленных в заводских условиях. Опыт изготовления на площадке БАЭС корпуса БН-600 диаметром ~13 м полностью это подтверждает. Проработки ОКБМ показывают, что быстрый реактор мощностью 2000–2400 МВт может быть создан на основе разработанных конструкторских решений.

Поэтому мощность следующего за БН-1600 реактора целесообразно принять 2400 МВт. Реактор БН-2400 может работать с двумя стандартными турбинами 1200 МВт. Мощность перспективного реактора может быть принята 3200 МВт. Для этого реактора подойдут либо две турбины по 1600 МВт из перспективных экземпляров БН-1600, либо стандартные турбины большой мощности, разработка которых в настоящее время ведется турбостроительными заводами.

В целях снижения металлоемкости, повышения степени заводской поставки оборудования и в результате снижения стоимости для указанных сверхмощных реакторов БН рассматриваются новые варианты конструктивно-компоновочного исполнения. Один из таких вариантов представлен на рис. 2.

Реактор и оборудование располагаются в бетонных шахтах и связаны короткими трубопроводами с сильфонными компенсаторами. Такой вариант компоновки использует достоинства интегрального (компактное расположение оборудования I контура) и петлевого (раздельное расположение реактора, ПТО, ГЦН-1, исключение массивной внутрикорпусной нейтронной защиты). Применение таких компоновок, как показано в работе: Троянов М.Ф. и др. «Пути усовершенствования инженерных решений и технико-экономических характеристик быстрых реакторов» 1982 г., приводит к сокращению высоколегированного металла — аустенитной и нержавеющей стали с высоким качеством механической обработки и технологии изготовления в 1,5 раза.

Определенную трудность представляет выбор оборудования вспомогательных систем двухконтурного реактора. В данном случае сохранены вспомогательные системы II контура и безопасности ПГ, имея в виду, что последние используются в чрезвычайных обстоятельствах – при разгерметизации ПГ. Таким образом, согласно проведенным оценкам при благоприятной реализации следующих решений: двухконтурная тепловая схема, корпусной парогенератор (имеющий двухстенную теплопередающую поверхность), по-видимому, можно обеспечить приблизительно одинаковые или даже меньшие удельные металлоемкость и стоимость БР и ТР (для 3-контурных схем соотношение стоимостей и металлоемкости АППУ БР/ТР составляет 1,3–1,5).

Кроме того, использование в качестве греющей среды парогенератора теплоносителя I контура, имеющего более высокую температуру чем теплоноситель II контура, позволяет существенно повысить параметры паросилового цикла. При температурах греющего теплоносителя ПГ 545/355 °С (ТI к БН-1600 — 547/354 °С) можно в рамках используемого цикла и применяемых турбин повысить температуру регенеративного подогрева питательной воды с 210 °С до 240–250 °С и температуру острого пара до 530–535 °С. Указанное повышение температурных характеристик цикла обеспечивает повышение КПД на 3–4% и мощности АЭС на ~50 МВт(э).

При температуре греющего теплоносителя ПГ 550/360 °С существует возможность перейти на стандартные турбоустановки с начальными параметрами пара (перед турбиной: 535/535 °С, давление 240 атм и температуру питательной воды 270–280 °С). Эта мера позволит увеличить КПД АЭС БН с 41–42% до 44–45% и электрическую мощность на ~7% (на ~120 МВт(э)), что соответственно снизит удельную металлоемкость, стоимость АППУ и вырабатываемой электроэнергии.

С учетом исключения промежуточных теплообменников, ГЦН-II, существенного снижения металлоемкости реактора, повышения КПД удельная стоимость оборудования АППУ в случае перехода на двухконтурную схемуснизится на 30–35%. Однако, усложнение строительной части, в связи с необходимостью применения защитной оболочки, усложнение технологии изготовления и, возможно, контроля и защиты ПГ, приведут к некоторому удорожанию. Согласно сделанным оценкам переход на двухконтурную схему приведет к снижению удельных капвложений по АЭС не менее чем на 7–8%.