Вопросы от Часкора Опции

[vvbir]

Всем здравствуйте!

Только зарегистрировался, новую тему открыть не могу -- надеюсь на ретрансляцию этого сообщения в соответствующий раздел форума.
Первоначально я написал Александру Уварову, но ответа не получил, возможно мое письмо попало в спам. Собственно, я не уверен, что мне нужен именно Александр (или один лишь Александр), буду благодарен всем ответившим.

Меня зовут Владислав Бирюков, я бывший главред еженедельника "Компьютерра", сейчас работаю для "Частного корреспондента" (chaskor.ru).
Я бы хотел сделать статью о прогрессе в ядерной энергетике -- что реально изменилось в отрасли за последний... ну скажем десяток лет (цифра условная). В частности вот ториевые реакторы, которые вроде бы у всех на слуху. Насколько это реально осуществимая и перспективная штука? Или может быть есть какие-то другие интересные технологии, которые не так известны? Насколько вероятен "ядерный ренессанс"? Почему в развитых странах почти не строят новых реакторов? Много ли блоков и каких строят в Азии? Ну и так далее... мне кажется существует очень широкий список вопросов, которые интересны не только спецам, но и всем любознательным людям.
Поможете? Варианты сотрудничества могут быть самые разные: я могу приехать взять интервью, можно пообщаться по телефону/скайпу, или может кому-то будет интересно написать статью(и).
Заранее спасибо.

[alex_bykov]

Давайте попробуем несколько иначе.
Владислав, Вы попробуете упорядочить свои вопросы,"обитатели форума" попробуют дать на них ответы, а администрация форума/сайта будет проводить модерацию.
А вообще спектр тем в преамбуле нехилый, не на одну статью потянет ...

[vvbir]

Давайте попробуем несколько иначе.
Владислав, Вы попробуете упорядочить свои вопросы,"обитатели форума" попробуют дать на них ответы, а администрация форума/сайта будет проводить модерацию.
А вообще спектр тем в преамбуле нехилый, не на одну статью потянет ...

Да, конечно, давайте попробуем.

Я прекрасно понимаю, что для одной статьи это overkill. Постараюсь объясниться более внятно. Среднему человеку с улицы (пусть даже с высшим образованием и широкими интересами) об атомной энергетике не так много и известно: некий набор штампов -- мирный атом, Чернобыль, проблемы утилизации радиоактивных отходов... ну может самые продвинутые слышали о реакторах на быстрых нейтронах.
Мне бы хотелось сделать некий достаточно полный срез нынешнего состояния индустрии. Чтобы прочитав 3-4 статьи, этот самый средний человек уяснил основные вещи, что происходит сейчас и чего ждать в будущем. Естественно, при этом придется пожертвовать уровнем детализации. И нужно удовлетворить два взаимно противоречивых требования: человеку с улицы должно быть интересно читать, а профессионал при чтении не должен морщиться.

Первая проблема в том, чтобы задать правильные вопросы. Если мы условно попробуем всю тему разбить на 3-4 статьи, то какие темы для них было бы разумно выбрать на взгляд уважаемых завсегдатаев форума и как их лучше детализировать?

Я для себя наметил вот такое разбиение:

1. Проблемы перехода к ядерной энергетике на быстрых нейтронах
2. Ядерная энергетика в мире: что где происходит? Азия против первого мира.
3. Новые типы реакторов (малые и подвижные, ториевые на ускорителях, ...)

Но я в теме совершенный профан (тот самый человек с улицы). Может быть посоветуете что-то другое?

[Editor-in-Chief]

1. Проблемы перехода к ядерной энергетике на быстрых нейтронах

Тема убийственная, и с ней не справилась целая комиссия ГК "Росатом" Сколько человек, столько по этой теме и мнений.

Могу предложить на свой вкус подборку наших ссылок. Материалами из них, пожалуйста, можете пользоваться. Любые конкретные вопросы, которые могут возникнуть, пожалуйста, задавайте.

http://atominfo.ru/news/air5222.htm - как переход видят во Франции и Японии

http://atominfo.ru/news/air288.htm - почему у нас был перерыв в быстрой программе (интервью 2006 года)

http://atominfo.ru/news/air9433.htm - на всякий случай, интервью с тем же человеком, но уже 2010 года

http://atominfo.ru/news/air5041.htm - мнение сторонников свинцовой энергетики (реактор БРЕСТ, старые добрые времена министра Адамова)

http://atominfo.ru/archive_kagramanian.htm - серия интервью со сторонником натриевого направления, причём самое свежее http://atominfo.ru/news/air9396.htm - наиболее программное

http://atominfo.ru/news/air1917.htm - неплохая статья, написанная для нас одним из конструкторов свинцового реактора БРЕСТ

http://atominfo.ru/news/air8944.htm - отчёт с семинара в январе 2010 года, где рассматривались разные виды быстрых реакторов

http://atominfo.ru/news/air4533.htm - свинцово-висмутовые реакторы, интервью с научным руководителем программы

http://atominfo.ru/archive_fastsodiumreactor.htm - подшивка наших публикаций по быстрым натриевым реакторам

[vvbir]

Спасибо большое за ссылки, изучил. Честно говоря, полностью проблему они не решают, поскольку все эти тексты предполагают хорошее понимание читателем неких базовых основ. В то время как я (равно как и читатели Часкора), с этими основами не знакомы. Для Вас это могут быть детские вопросы, но без них не складывается целостной общей картины.

1. Ну, например. Почему не строят новых тепловых реакторов в развитых странах? Невыгодно по стоимости получаемой энергии? Боятся аварий? Предполагают, что кончится уран?

2. Почему Каграманян говорит "Япония и Франция, сталкиваются сейчас с тем, что у них "площадка занята", и потребности в новых мощностях отсутствуют. Говорить им, что сегодня нужны быстрые реакторы - смешно." Им разве новые энергомощности не нужны?

3. Где-то прочитал, что изначально выбранное направление развития ядерной энергетики (обусловленное запросами военных) оказалось неоптимальным. Насколько это похоже на правду? Что можно было бы сделать по другому?

4. Политика нераспространения: что можно давать другим странам, что нельзя?

5. Есть ли какая-то мировая статистика, где что работает? Кто из "новых ядерных стран" сколько купил реакторов, каких типов и у кого?

6. Насколько я понял, в тепловых реакторах с помощью дополнительных модулей можно получать плутоний, то есть производить ядерное топливо из бедного урана? А чем это хуже схемы работы быстрого реактора?

7. Полная неразбериха в голове с топливами. Сейчас ведь используется обогащенный уран и потихоньку сжигают оружейный плутоний, верно? А чем отличаются разные химические формы (оксиды, нитриды, карбиды и металл)? Непонятно с тем что делается с отработанным топливом, как например выделяют плутоний и прочее полезное. Будут ли реакторы на быстрых нейтронах давать какие-то отходы и какие? Где-то об этом систематизированно написано?

8. Тоже из общеобразовательного: как взаимосвязаны теплоносители и топлива, что с чем сочетается и чем, в случае чего, чревато?

уф... пока все

[alex_bykov]

Добавлю и я свои 5 копеек, не все Саше отдуваться.

2. Почему Каграманян говорит "Япония и Франция, сталкиваются сейчас с тем, что у них "площадка занята", и потребности в новых мощностях отсутствуют. Говорить им, что сегодня нужны быстрые реакторы - смешно." Им разве новые энергомощности не нужны?

Можно сказать, что не нужны. По крайней мере, они не готовы начинать все с уровня НИР-НИОКР, имея на руках "тепловые" реакторные технологии и уран по доступной цене.
Иная ситуация у Индии - запасы урана на ее территории малы и дороги, а доступ на урановый рынок ограничен. Поэтому Индия всерьез намечает быструю программу с ориентацией на ториевый цикл (на территории Индии есть доказанные запасы тория, а быстрые технологии обеспечат увеличенное воспроизводство делящегося урана-233, получаемого из тория).
Иная ситуация и у России. Быстрые реакторы самой России пока не нужны, однако есть задел по отработанным технологиям (БН-600, лодочные реакторы) и есть внешний потребитель (пока - Китай, Индия). Так что отрабатывая у нас технологии мы готовим высокотехнологичный продукт в основном на экспорт. Причем есть шанс занять эту нишу на рынке первыми. Рано или поздно в мире останется только дорогой уран, тогда быстрая энергетика станет точно рентабельной, а установку зачастую проще купить, а не пройти весь путь от НИР (потери времени и ресурсов). Так что у нас просто лучшая стартовая позиция по сравнению с другими странами и грех этим не воспользоваться.

6. Насколько я понял, в тепловых реакторах с помощью дополнительных модулей можно получать плутоний, то есть производить ядерное топливо из бедного урана? А чем это хуже схемы работы быстрого реактора?

Нет, вы поняли не правильно. Плутоний получается "попутно" в любом ядерном реакторе из урана-238 (его в топливе большинство) за счет захвата избыточных нейтронов с последующим ядерным превращением. Вопрос только в количестве получаемого плутония. Дополнительные модули из обедненного урана (практически на 99% состоящего из урана-238), называемые бланкетами, могут быть установлены как раз в быстром реакторе. Цель такой установки как раз в дополнительной наработке плутония. Вы никогда не задумывались, почему костер всегда стараются разжечь из щепок, сложенных "шалашиком", а одинокое полено зажигать бесполезно? Причина в том, что для поддержания реакции горения необходимо начальное тепло, которое в случае полена попросту уходит в окружающую среду, а в "шалашике" - в основном на соседние щепки. Так же и в реакторе. Большая часть нейтронов участвует в реакциях внутри активной зоны, однако какая-то часть всегда "улетает" за его пределы. Если там поставить бланкет, можно получить дополнительную наработку ядерного "горючего".

7. Полная неразбериха в голове с топливами. Сейчас ведь используется обогащенный уран и потихоньку сжигают оружейный плутоний, верно? А чем отличаются разные химические формы (оксиды, нитриды, карбиды и металл)? Непонятно с тем что делается с отработанным топливом, как например выделяют плутоний и прочее полезное. Будут ли реакторы на быстрых нейтронах давать какие-то отходы и какие? Где-то об этом систематизированно написано?

Существующие типы тепловых реакторов не предназначены для "сжигания" плутония. Попросту, если плутония будет слишком много, таким реактором станет невозможно управлять. Пример той же Франции, дальше всех продвинувшейся в создании уран-плутониевого топлива, весьма показателен. В активную зону может быть загружено не более 1/3 уран-плутониевого топлива, 2/3 и более всегда чисто урановое. Хотя и уран-235, и плутоний-239 являются делящимися материалами и могут быть использованы для создания самоподдерживающейся цепной реакции деления, но они имеют существенно различные ядерные свойства. Для реакторов, у которых преимущественные деления будут проходить на плутонии-239 (или на уране-233, как планируют индийцы) нужны совсем другие системы и способы управления цепной реакцией.
Чистый уран (не в виде диоксида или другого соединения) можно найти только в критических сборках, он слишком легко плавится. Пока применяется в основном диоксид (это керамика), остальные химические соединения (нитриды) или интерметаллиды обещают некий выигрыш по ядерным свойствам, если делать из них топливо, но технологии их изготовления пока не отработаны.
Отходы будут у любых реакторов, поскольку при делении любого ядра образуются осколки (более легкие ядра), большая часть которых будет излучать, переходя в стабильную форму.