Версия для печати темы

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2017, 15:32

Ещё один примечательный старый (1974) отчёт ФЭИ, опубликованный в юбилейном сборнике М.Ф.Троянова.

О воспроизводстве ядерного горючего в быстрых натриевых реакторах.

Авторы отчёта - В.В.Орлов, М.Ф.Троянов, В.И.Матвеев, А.И.Новожилов, С.Б.Бобров, С.А.Субботин.

Как директор и руководитель проблемы подписал О.Д.Казачковский.

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2017, 15:40

Как понимали основную задачу быстрых реакторов в те времена?

"Главной, можно сказать, стратегической задачей разработки реакторов является достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного горючего.

Только при достижении определённых, достаточно коротких времён удвоения (по разным оценкам, 4-7 лет... 6-8 лет... 9-10 лет... быстрые реакторы решают топливную проблему ядерной энергетики.

Наоборот, быстрые реакторы с низким темпом воспроизводства не смогут сыграть серьёзной роли, т.к. не дают каких-либо существенных выигрышей по сравнению с легководными реакторами, на которых основано современное развитие атомной энергетики".

= =

При взгляде на список авторов и на процитированный фрагмент отчёта возникает некоторый диссонанс по одной фамилии. Таковы выверты нашей жизни

Ссылки, порезанные в цитате возле оценок времён удвоения - это ссылки, соответственно, на оценки забугорные, Александрова и Орлова. Бросается в глаза, что наши оценки были самыми осторожными (и самыми реалистичными!). Буржуи требовали четыре года.

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2017, 15:46

Но высокий КВ не являлся единственной целью. Уже тогда была поставлена задача - БРы должны стать конкурентоспособными с тепловыми реакторами.

"Следующей, в практическом плане не менее важной целью является экономическая оптимизация быстрых реакторов, достижение конкурентоспособности их по стоимости вырабатываемой электроэнергии с современными реакторами на тепловых нейтронах.

Ведь быстрые реакторы необходимо начинать строить не тогда, когда ресурсы дешёвого урана исчерпаны, а заблаговременно, когда цены на уран ещё низкие.

Неэкономичность быстрых реакторов существенно снизила бы стимулы к их строительству в этот период и тем самым препятствовала бы решению главной задачи".

= =

Цитату эту можно хоть сейчас, не меняя ни единого слова, вставлять куда угодно, хоть в статью, хоть в документ.

Автор: Syndroma 18.4.2017, 18:25

Это вообще универсальное наблюдение. Можно, например, сказать: "переходить с углеводородов на что-то другое нужно не тогда, когда они начнут кончаться, а заблаговременно, когда цены на них ещё низкие."

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2017, 18:26

Угу.

Но что самое смешное - для многих оно было тогда неочевидным.

Автор: barvi7 18.4.2017, 18:54

А где же отчет . . .? Или достаточно Названия. . . для обсуждения

Автор: AtomInfo.Ru 18.4.2017, 19:37

Спокойствие, только спокойствие! Буду постепенно продолжать по кусочкам близко к тексту.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 9:49

Прежде чем продолжить, обратимся к другому, не менее любопытному (а с исторической точки зрения, более любопытному) документу.
Это текст 1978 года, подготовленный в помощь работникам, выезжающим в загранкомандировки.

Чтобы те командированные, кто не имеет прямого отношения к работам по быстрой программе, могли, тем не менее, достойно представлять за рубежом наши достижения.
А те работники, которые не совсем работники (вернее, работники, но не министерства), не палились в беседах хотя бы на первом вопросе.

В этом документе, который в наши дни был опубликован (скрывать в нём сейчас нечего), описывается задача, ставившаяся по КВ.

"Получение горючего в одной и той же энергетической установке в количествах больших, чем сжигается - это не фантастика".

"Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на сто разделившихся ядер в быстрых реакторах образуется примерно сто двадцать - сто сорок новых ядер, способных к делению". (выделение моё).

Таким образом, мы нацеливались на КВ порядка 1,2-1,4.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 10:04

Вернёмся к отчёту 1974 года, носившему характер своего рода обоснования стратегии развития АЭ в СССР.

Итак, мы хотим короткие времена удвоения - от 4 до 10 лет. При этом нам желательно сравнять по экономике (по коп/кВт-ч) быстрые реакторы с тепловыми.
Судьба тепловых реакторов при этом деликатно не затрагивается, но интуитивно она понятна.

Какие пути авторы отчёта видят для достижения поставленной задачи? Они, очевидно, руководствуются принципом "лучшее - враг хорошего", и ставят во главу угла БН/MOX.

"Техническое решение, ведущее к достижению обеих целей, было найдено в нашей стране в середине 50-ых годов. Оно состояло в использовании в быстрых реакторах натриевого охлаждения и керамического, в первую очередь, окисного топлива.

В выдвижении и реализации этой идеи огромная заслуга принадлежит А.И.Лейпунскому и А.А.Бочвару".

В те времена отрасль ещё не делилась на дивизионы, и похвалить одновременно и ФЭИ, и Девятку ещё было легко.

"Реактор БР-5, построенный в 1958 году, явился первым в мировой практике быстрым реактором с натриевым охлаждением и окисным горючим. Его успешная эксплуатация подтвердила возможность достижения в таких реакторах высоких температур, глубоких выгораний, простоты управления и т.д.".

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 10:13

Между прочим, про БР-5 - это факт.

Англичане, спешившие нас перебить со своим вариантом БОР-60, допустили две ошибки - натрий-калий вместо натрия и металл вместо оксида. Вторую потом исправили, но приоритет по направлению БН/MOX действительно остался за нами.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 10:24

То, что отчёт не остался лишь бумажным отчётом, подтверждает документ, недавно http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1222.
Уже в январе 1975 года прошло совещание по строительству завода РТ-2. А ветераны по той же ссылке говорят вообще о 1972-1973 годах.

Однако "никакой конкуренции нет" © в СССР была едва ли не сильнее, чем сейчас в России. Вот как вспоминает про это Анатолий Ромашов (ГХК):

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 11:05

Продолжая отступление от текста, для лучшего понимания раскладов и прежде чем ругательски ругать оппозицию, "погубившую атомную энергетику" (это самое мягкое, что можно услышать в разговорах в запале), нужно вспомнить следующее.

Частично интерес к быстрой программе в СССР подстёгивался тем обстоятельством, что у нас был дефицит урана.

Целенаправленные поиски месторождений на территории СССР начались с конца 1945 года (а точнее, ещё позже, потому что в 1945 году была только поставлена такая задача правительством).
Поэтому довольно долго обе наши программы (и военная, и гражданская) во многом зависели от поставок из стран народной демократии ("Висмут", ЧССР, Болгария, Венгрия).

Стратегически это было наше слабое место. И на него давили. Так, малоизвестный факт, что одним из лозунгов венгерского мятежа 1956 года было "Уран не для Советов".

Естественно, геологи работали - и хорошо работали. Но самое главное, где-то к 70-ым годам у нас появилась технология подземного выщелачивания. Себестоимость добычи снизилась, как говорят, в разы, появилась возможность разрабатывать те месторождения, что раньше считали нерентабельными.
Острота аргумента о дефиците отечественного урана, соответственно, стала снижаться.

Месторождения, правда, многие оказались потом в независимом Казахстане, а Россия осталась с достаточно скромной добычей, но такого поворота в 70-ые годы предвидеть не могли.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 11:14

Вернёмся к отчёту-1974.

Выход на повышенное воспроизводство должен был, по замыслу, произойти уже на БН-600, а затем должен был быть закреплён на быстрых реакторах большой мощности - на тот момент, таковыми считались БН-1500.

"Проектируемые в Советском Союзе усовершенствованные реакторы типа БН-600, а также БН-1500 уже могут достичь указанных выше показателей воспроизводства (КВ=1,4-1,5, T2=6-8 лет), обеспечивая одновременно высокие значения характеристик, определяющих экономику (КПД=40%, глубина выгорания 10%, время между перегрузками 4-5 месяцев и т.д.).

Исследованиями ФЭИ, НИИАР показано... что в быстрых окисных натриевых реакторах могут быть достигнуты и более высокие показатели воспроизводства".

= =

КВ=1,5 - это, конечно, сверхзадача. А вот КВ=1,4 хорошо согласуется с памяткой для выезжающих за рубеж.

Ну а по выгоранию, на БОРе, как известно, потом переходили за 30% (рекорд - 34% по отдельным твэлам). Собственно, такие глубины - это даже не БР/ЗЯТЦ, это что-то близкое к самоедам.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 11:27

Но все ли вопросы с БН/MOX на 1974 год решены? Авторы отчёта пишут честно - нет, не все.

"Конечно, надо иметь в виду, что не все стороны физики и техники быстрых реакторов изучены пока что с необходимой полнотой.

Недостаточно выяснены закономерности распухания и крипа конструкционных материалов под действием быстрых нейтронов, коррозия оболочек ТВЭЛ, вызываемая осколками деления.

Возможная неточность в КВ вследствие неточности ядерных данных (констант), используемых в расчётах, оценивается довольно большой величиной +-0,1 (что может привести к 20-30%-ной ошибке во времени удвоения).

Учитывая принципиальную важность указанных факторов, необходимо интенсифицировать исследования в этих направлениях".

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 11:32

Вопрос точности расчётов действительно стоял очень остро. Считали, прямо скажем, так себе.
Поэтому огромные надежды возлагались на БОР и БН-350, а также на обширную программу по получению ядерных данных в ФЭИ.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 11:47

Как же поступить, если реальность окажется не такой благостной, как показывают расчёты? Как в этом случае всё-таки обеспечить нужный высокий КВ?

В другой теме я http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=1220&view=findpost&p=92673 из статьи Стумбура о результатах, полученных на ртутном БР-2. На нём был измерен КВ=2,1+-0,3.
Это более чем много.
Например, тепловой реактор с его nu=2,4 физически не сможет обеспечить столь высокое воспроизводство, как бы ни мучались с ним конструктора.

Натрий в быстром реакторе - замедлитель, то есть, вещество, портящее свойства БР. Отказ от натрия в пользу ТЖМТ пошёл бы КВ на пользу. Но этот вариант в отчёте не рассматривается.

Резервным планом в отчёте названа замена топлива.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 22:58

Пока есть время, немного продолжу.

Итак, резервный план повышения КВ - замена топлива. И первым кандидатом на замену оксида рассматривался почти забытый сегодня карбид.

"Вместе с тем, на случай неблагоприятного стечения обстоятельств необходимы резервные решения. Карбидное топливо как раз и может послужить таким резервом, так как переход с окиси на карбид даёт выигрыш в КВ 0,15.

Другим резервом может послужить нитридное топливо, которое, однако, не даёт столь существенного выигрыша из-за поглощения нейтронов азотом 14N (правда, вносились предложения использовать в этом случае азот, обогащённый изотопом 15N, но эти предложения выглядят пока несколько экзотически).

Наконец, в качестве резерва могут рассматриваться и металлические сплавы. Однако, несмотря на ряд успехов в их изучении за последние годы благодаря работам НИИАР, ВНИИНМ, определённых выводов о перспективах этого вида топлива сделать пока нельзя".

= =

Читая отчёт и вспоминая, кто в нём первый автор, сегодня постоянно испытываешь странные ощущения, нечто из серии, "как такое возможно?".

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 23:01

Уход на карбид, как видно из отчёта, позволит скомпенсировать возможную расчётную ошибку в КВ, если она окажется максимально неблагоприятной.

Почему всё-таки именно карбид? В том числе, и вот почему:



Карбидную зону уже обкатали к тому моменту на БР-5, то есть, в руках у разработчиков уже были собственные экспериментальные результаты по этому топливу, в отличие от нитрида и металла.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 23:12

Предложенный в отчёте карбид как запасной вариант, как показала практика, скорее всего не сработал бы.

Карбид рассматривали и продолжают рассматривать французы, но как некое светлое будущее, которое, возможно, никогда не наступит.

Но самый интересный и хорошо известный случай - это индийская программа. Отработав карбид вплоть до возврата в цикл (ПРОРЫВ-то наш нитрид пока ещё не рециклировал), они внезапно отказались от него и перешли к оксиду.

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 23:19

Я написал: Судьба тепловых реакторов при этом деликатно не затрагивается, но интуитивно она понятна.

На самом деле, нет. Затрагивается. Но ставится в прямую зависимость от прогресса в расширенном воспроизводстве на быстрых. И от будущего перехода на плотные топлива в БН.

"Освоение улучшенных топлив позволит гарантировать достижение натриевыми реакторами требуемых темпов воспроизводства даже при неблагоприятных результатах уточнения нейтронных данных.

Если же природа окажется к нам более милостива, прогресс в топливных материалах позволит достичь гораздо более высоких темпов воспроизводства, вплоть до T2=3-4 года.

В этом случае быстрые натриевые реакторы смогут не только обеспечить высокие собственные темпы наращивания мощностей, но и подпитывать горючим крупные мощности на тепловых нейтронах".

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 23:52

Так что, в отличие от самодостаточного ПРОРЫВ/БРЕСТ, натриевые реакторы с высоким КВ оставляли место для сохранения в структуре атомной энергетики тепловой компоненты.
Более того, после освоения плотных топлив (очевидно, что первым кандидатом был карбид) открывалась возможность для создания "крупных мощностей на тепловых нейтронах".
Естественно, это были бы уже не урановые реакторы, точнее, не реакторы на 235U.

Из лаконичного текста отчёта трудно понять, зачем появилась такая оговорка.

Популярная сегодня концепция двухкомпонентной энергетики (БН+ВВЭР) возникла, строго говоря, из двух основных факторов.

1) Мы продолжаем строить ВВЭРы, причём проектные сроки их службы увеличены до 60 лет, а реально проработать они обязаны дольше, до 80-100 лет.
Даже если прекратить их строительство (а это невозможно; как минимум, Курская АЭС-2 ещё будет с ВВЭР, да и далее от них отказываться полностью никто не собирается), то всё равно технология ВВЭР сохранится до конца века.

2) БНы в современных условиях ограниченно экспортопригодны - значит, за рубежом мы будем строить (и обслуживать по топливному циклу) ВВЭРы.
Попутно возникает пересечение с п.1- инозаказчики требуют референтности, значит, как минимум, любые головные блоки новых серий нам придётся сначала построить у себя.

То есть, даже в худшем (для ВВЭР) раскладе за ними до конца века сохранится значимая доля. Соответственно, есть смысл в единой двухкомпонентной системе. а не в двух разрозненных непересекающихся системах (одна с ВВЭР, другая с БН).

Но вот о чём думали авторы отчёта-1974, написанного в те времена, когда тепловым блокам проектно отводили 30 лет?

Предположения могут быть такими.

1) Ториевый цикл. Тепловые мощности, работающие на избытках топлива от БНов, вовлекали бы в цикл торий.

2) Экспорт. Документально сложно доказать, но, скорее всего, СССР не горел желанием отдавать в страны СЭВ реакторы откровенно двойного назначения (по возможностям наработки оружейного плутония и иных интересных изотопов БН уделывает тепловой реактор).

3) Лодки и другие атомоходы. Сидеть в море рядом с озером натрия морякам не нравилось, а перспективы ТЖМТ транспортных реакторов были непонятны. Лодочным конструкторам желательно иметь и гражданское направление в виде АЭС.

4) Наконец, могло иметь место простое человеческое желание не восстанавливать против себя институты и другие организации, завязанные на программы тепловых реакторов (ошибка, которую исходно допустили в ПРОРЫВе).

Автор: AtomInfo.Ru 19.4.2017, 23:55

Далее авторы отчёта кратко останавливаются на извечной теме "А как у них?".

А у "них", оказывается, дела обстояли не самым лучшим образом.

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 11:21

Есть разные версии того, как в СССР узнали о возможностях быстрых реакторов в плане расширенного воспроизводства.

Пожалуй, наиболее аккуратная официозная формулировка: "В конце 1949 году А.И.Лей­пун­ский пред­ло­жил раз­ра­ботку реак­то­ров на быст­рых ней­тро­нах с рас­ши­рен­ным вос­про­из­вод­ством топ­лива".

Казачковский незадолго до смерти говорил нам - он считает, что сведения о возможности высокого КВ для быстрых нейтронов попали в СССР, благодаря Клаусу Фуксу. Доказательств этому нет и долго ещё не будет, если вообще они появятся. Сам Олег Дмитриевич выводил своё умозаключение из косвенных вещей - например, из определённых слов Славского, сказанных ему приватно и лично.

Но даже если идея расширенного воспроизводства и попала к нам с Запада, то реализовывать её мы стали совсем по-другому, не так, как капиталисты.

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 11:27

"Что касается зарубежных проектов быстрых натриевых реакторов, то там ситуация несколько иная.

В течение длительного времени за рубежом преобладала точка зрения на достижение высоких показателей воспроизводства как на задачу неактуальную.

По этой причине коэффициенты воспроизводства реакторов "Phenix" и "Super Phenix" (так в тексте - прим.) (Франция), PFR и CFR (Англия), SNR (ФРГ), "Demo" (США) оказываются весьма низкими (1,1-1,2), что соответствует временам удвоения, значительно превышающим 10 лет.

Заметим сразу же, что разница в КВ между зарубежными и советскими быстрыми бридерами (0,2-0,3), как будет показано ниже, не связана с различием в методах расчёта или константах, а определяется различием в конструкции реакторов".

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 11:41

Надо пояснить, что здесь авторы, как часто было принято, смешивают уже построенные или строящиеся реакторы и только предлагаемые проекты.
Поэтому появление в списке "Superphenix" - это только кажущийся анахронизм.

Штатовский проект "Demo" - условное название. Он должен был последовать за FFTF и стать демонстрационным быстрым энергоблоком (примерно уровня БН-350).
Скорее всего, это был бы https://en.wikipedia.org/wiki/Clinch_River_Breeder_Reactor_Project. На самом деле, он никогда не был построен и успешно помер в 1983 году.

Стоит ещё отметить, что в ту безинтернетную эпоху наши специалисты весьма внимательно следили за тем, что делается у соперников.

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 11:48

И так, западники не спешили, не торопились снижать времена удвоения. Может быть, это было правильное решение, а мы забегали поперёд батьки в пекло?

Оказывается, не всё так просто. В Штатах потихоньку заговорили о том, что они сливают гонку Советам, и что пора что-то сделать. Но вот что именно?

"В последнее время в США проявляется беспокойство по поводу низких темпов воспроизводства быстрых бридеров.
Авторитетные учёные (например, Г.Бетэ) призывают к ускоренной разработке улучшенных топлив, сомневаясь в возможностях окиси.

Переориентация бридерной программы на новое топливо потребует проведения обширных и дорогостоящих исследований и приведёт к задержке с внедрением бридеров в атомную энергетику.

Поэтому многие специалисты в США не соглашаются с этим пунктом в рассуждениях Г.Бетэ (к ним относится и Т.Немзек, нынешний руководитель работ по быстрым реакторам в КАЭ).

И действительно, сравнение характеристик советских и зарубежных окисных бридеров показывает, что усовершенствование их конструкции может дать больший выигрыш в КВ (0,2-0,3), чем переход на карбидное топливо (0,15)".

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 12:20

Т.Немзек - это Thomas Alexander Nemzek из Северной Дакоты. В атом он пришёл из авиации и довольно быстро пробился наверх, на начальственные посты.
В 1976 году он плюнет на всё, оставит навсегда госслужбу и уйдёт менеджерствовать в бизнес, хотя отрасль не покинет.

Примерно в то же время, когда писался отчёт, Немзек выступал перед конгрессменами.
"Это не означает, что я думаю, что мы отстаём от этих наций (СССР и европейцев). Я думаю, что мы делаем нашу работу лучше с точки зрения развития технологий для энергетических реакторов, и в долгосрочной перспективе Соединённые Штаты выиграют гонку за самый лучший бридер в мире". И вообще, у Советов инцидент на БН-350, а у французов и англичан технические трудности.

Впору прослезиться, встать по стойке "смирно", прижать к сердцу все четыре лапки и спеть американский гимн.

Но торжественность момента несколько портило то обстоятельство. что Немзек произносил свою речь в попытке объяснить парламентариям, почему проект "Demo", ещё не начавшись, уже успел отстать от графика на два года.
А также - объяснить, что на проект нужно не 700 миллионов долларов, а целый миллиард.

Поэтому конгрессмены не слишком впечатлились. Один из них, будучи "разгневанным", как описал его присутствовавший на месте события репортёр, мрачно спросил Немзека - в курсе ли он, что урановое топливо у США закончится через 20-30 лет. и что стране срочно нужны "дюжины" быстрых бридеров?
В ответ Немзек пообещал первый бетон до конца года.

Ни бетона, ни "дюжин бридеров" в США так и не случилось. Впрочем, и уран у них не кончился.

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 12:32

Пусть Немзек и возражал против плотного топлива (ещё бы! у него и в окисном варианте отставание на два года ещё до начала строительства, а программы НИР/НИОКР окончательно отбросили бы демонстрационный блок в неведомое будущее), но разговоры-то, как видим, шли всякие.

А что было у нас? А у нас, как уже было в воспоминании Ромашова, "мы уже все поняли, что начинаем опаздывать со сроками по этому протоколу".

Понимали ли это авторы отчёта-1974? Да. И собирались ответить критикам.

"Подобное же беспокойство (правильно ли взята ориентация на окисное топливо?) проявляется и у нас.

Основная цель настоящего отчёта состоит в том, чтобы обрисовать ситуацию с воспроизводством в советских окисных натриевых бридерах (реакторах БН) в сравнении с зарубежными, рассмотреть возможности усовершенствованных топлив и сделать выводы, касающиеся дальнейшей работы".

Автор: Обнинский 20.4.2017, 13:37

Почему отставали, неизвестно? И второй вопрос, а почему потом отказались?

Автор: AtomInfo.Ru 20.4.2017, 13:47

На тот момент объясняли тем, что затянули переговоры с бизнесом.
Предполагалось, что, так как это демонстрационный блок, то должны участвовать и частные компании, не только государство.



Много разных объяснений. В том числе, и то, что Картер был против.

Про себя я думаю, что они решили не тянуть два проекта одновременно - и FFTF, и "Demo" (CRBR).

К тому же, была бы определённая логика - сначала пустить экспериментальный (исследовательский) реактор и только потом первый энергоблок.

В общем, не получилось у них.

Автор: Обнинский 20.4.2017, 21:19

Какие-то жуткие цифры в 1981 году. http://www.gao.gov/assets/140/134329.pdf А начинали с 400 млн. За 10 дет проект в 10 подорожал.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 10:23

Да, стоимость проекта взлетела неслабо. Три миллиарда за реактор типа БН-350 - это явный перебор. А вывод простой - не надо затягивать с новой техникой!

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 10:25

Вернёмся к отчёту-1974. Далее в нём авторы рассмотрели особенности конструкции советских БН, существенных для воспроизводства.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 10:31

"С начала разработки энергетических реакторов БН обращалось самое серьёзное внимание на создание такой конструкции активной зоны и экрана, которая давала бы возможно больший КВ.

Этой цели служат такие мероприятия как:

1) создание возможно большей объёмной доли топлива в активной зоне;

2) использование достаточно толстых экранов, уменьшающих бесполезную утечку нейтронов из реактора;

3) разработка и использование топливных компенсаторов выгорания для уменьшения эффекта бесполезного поглощения нейтронов в активной зоне;

4) использование стержней СУЗ с разделёнными функциями. Например, стержни АЗ делаются из обогащённого карбида бора. Это позволяет иметь сравнительно небольшое число таких стержней, что сокращает "непроизводительные" объёмы активной зоны.

Реализация таких мероприятий потребовала специальной проработки и привела к отличиям в проектах БН и зарубежных реакторов".

Автор: generalissimus1966 21.4.2017, 10:51

Я заметил, насколько больше натрия в "Фениксе", чем в БН-600, подумал, что это, наверно, ухудшит манёвренные характеристики реактора и КВ. Но подумал, что у французов, наверно, были свои соображения.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 11:34

За всё нужно платить.

Объёмная доля топлива у западников была низкой не просто так. Все поползновения физиков убрать из зоны мешающий им "хлам" натыкались на встречные условия теплофизиков, а далее подключались и остальные направления со своими претензиями.

Естественно, такие же вопросы возникали и у наших.

"Так, для повышения объёмной доли топлива в активной зоне приходится иметь больший подогрев натрия в реакторе.
Для его достижения может потребоваться снизить выходную температуру натрия (выделение моё) (чтобы не перегревать оболочки ТВЭЛ) и уменьшить давление пара.
Это, в свою очередь, может привести к ухудшению термодинамических качеств АЭС".

То есть, по-простому, выше КВ, но ниже к.п.д., то есть, дороже киловатт-час. А у нас вторая задача, помимо высокого КВ, сравнять БН по экономике с тепловыми реакторами (ВВЭР, РБМК). Противоречие, которое, в том числе, остановило западников.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 11:41

"Удовлетворить этим противоречивым требованиям позволяет предложенная ФЭИ схема реактора с промперегревателем пара, включённым параллельно экономайзеру (низкотемпературный промперегрев).

В результате оптимизации тепловой схемы мы имеем возможность использовать в реакторах БН подогревы до 220C.
На зарубежных реакторах применяются подогревы 160-170C.

В конструкциях реакторов БН ещё имеются неиспользованные резервы повышения среднего подогрева: пока ещё остаются значительными протечки холодного натрия, приводящие к разбавлению теплоносителя на выходе.
Уменьшение отличий среднего подогрева от максимального является одной из задач улучшения конструкции реактора".

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 11:48

И ещё несколько моментов.

"Целям повышения объёмной доли топлива в активной зоне служит выравнивание тепловыделения.
Выравнивание тепловыделения, предложенное уже для БН-350, предусматривает прежде всего повышение КВ.
Выигрыш достигается за счёт снижения максимальной объёмной теплонапряжённости при выравнивании, за счёт чего увеличивается диаметр ТВЭЛ, снижается доля теплоносителя и повышается доля топлива в активной зоне.

Этим же целям служит выбор оптимальной формы активной зоны - соотношения диаметра и высоты.
Оптимизация этого отношения в реакторах БН всегда выполнялась, исходя из требования обеспечения наилучших свойств реактора по воспроизводству.

Из соображений получения более высокого КВ с самого начала разработки БН был выбран тип дистанционирования ТВЭЛ активной зоны с помощью спиральной проволочной навивки на оболочки, а не дистанционирующих решёток, требующих более свободных проходных сечений".

= = =

Вот откуда в БН взялась "проловка"

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 11:57

"В результате внимательного отношения к этой стороне дела, реакторы БН имеют значительно большую объёмную долю топлива по сравнению с зарубежными действующими или разрабатываемыми реакторами:"

Автор: LAV48 21.4.2017, 12:12

Я так понимаю, что БН-800 ещё "легче" БН-600 или ошибаюсь?

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 12:15

Это 1974 год, напоминаю.

Далее произойдут изменения, и от достижения высоких КВ начнут отказываться и у нас.

То есть, эта тема - это представление середины 70-ых о том, какие должны быть быстрые реакторы.

Автор: LAV48 21.4.2017, 12:49

Но тут есть несколько причин: экономические, технологические, политические. Какие из них оказали больший вклад?

Автор: generalissimus1966 21.4.2017, 13:08

Если БН будет ВПРАВДУ стоить столько же, сколько ВВЭР, требовать от него "ещё и" высокого КВ чрезмерно. Надо искать компромисс какой-то между. Для крупномасштабной серии БН экономика первична.
Пока запасы оружейного плутония достаточно велики, чтоб не заморачиваться КВ. Вот через 50 лет это будет проблемой, при повторном запуске "Быстрой Идеи".
Но с нынешними темпами потерять 50 лет - раз плюнуть. Пока что КВ=1,2 достаточно для жизни. На скорость ввода БН это не повлияет.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 15:46

Предполагать можно разные предположения.

Допустим, вариант, о котором я в этой ветке уже писал - исчезла острота проблемы нехватки урана. Имеется в виду, именно того урана, что добывается на территории СССР. И месторождения открывались, и добывать стало дешевле после освоения методики подземного выщелачивания.
Чем не вариант?
Но лучше всё-таки опираться на документальные основы.

Что до этой ветки, то в ней, с опорой на знаковый отчёт, попытаемся раскрыть всё-таки, как быстрая программа виделась в начале/середине 70-ых.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 15:48

Но хотели иметь и то, и то - и экономику, и высокий КВ.

Да, конечно, это очень сильно смахивает на "и рыбку съесть, и далее по тексту".

В какой-то степени должно было помочь и постепенное удорожание тепловых реакторов.
Всё-таки вода под давлением в ВВЭР - это внутренне присущая опасность, и её нейтрализация неминуемо должна была приводить к удорожанию ВВЭР.

Автор: Татарин 21.4.2017, 16:01

То есть, если грубо, получается так: КВ растёт с ростом активной зоны (уменьшением утечки нейтронов) и понижением удельного энерговыделения (меньше теплоносителя в зоне).
Но экономика при этом, ессно, падает, ибо меньше энергии с того же агрегата и той же начальной загрузки (замороженного в зоне урана/плутония и бабла).

Если считать, что КВ конечной целью имеет именно экономику, то всё сводится к задаче многофакторной оптимизации. Которую, НЯП, к 80-м и решили (с известным нам результатом).

...
Из этого же опять же банально следует, что рыбка с удовольствием хорошо сочетается, но только в больших аппаратах (БН-1200, -1600, -2400, -4000), ибо можно увеличивать зону и отношение объём/периметр без пенальти для удельной мощности.

Ergo: нужны БОЛЬШИЕ аппараты.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 16:09

К ним и шли.

БН-1500 уже в этом отчёте (1974).
Когда я учился (80-ые), нам говорили про БН-1600 как наше будущее.

БН-1200 тоже сначала был БН-К (не путать с БНК !!!). То есть, по мощности тоже были варианты.
1200 обосновывали при Щедровицком, и тут, возможно, сказалась попытка унифицировать новые БНы и ВВЭРы. Ну и турбина наверняка свою роль сыграла.

Автор: Татарин 21.4.2017, 16:34

Ну, уже по репликам в этой теме кажется, что БН-1200 - большой, но недостаточно большой.
Если КВ=1.1-1.2 - это мало, значит, нужны БН-2400 или даже БН-4800. Помимо этого, очевидно, будет какая-то экономия на масштабе. И скорее всего - сильная, потому что давления в корпусе нет, металлоёмкость опять же растёт как периметр, а мощность - как объём.

То есть, БН-1200 опять же не лучший аппарат для "Росатома" (с желанием перейти на ЗЯТЦ и сохранить ВВЭРы). БН-1200 хорошо смотрится, когда их много, ВВЭРов мало, а этого уже объективно не случится: ВВЭРы уже построены, с ними объективно надо как-то жить.

"Обожженная глина имеет твёрдость камня, но форму придал ей гончар. Человек, вчера ты управлял своей судьбой, сегодня она управляет тобой"(с)Экклезиаст.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 22:19

Ремарка на полях к http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=1226&view=findpost&p=92888.

В 1986 году в СССР был издан перевод монографии А.Уолтера и А.Рейнольдса "Реакторы-размножители на быстрых нейтронах" (1981).
Просто обалденнейший труд, сам по себе из разряда настольных книг по быстрой тематике.

Писался он немного в других условиях (уже случилась TMI-2), но некоторые вещи вполне применимы и к нашей теме.



На картинке очень условно изображены рост атомного парка и разделение его на легководники и быстрые.

Ничего необычного в графике нет, на первый взгляд.
Сначала строятся тепловые реакторы, потом постепенно появляются быстрые, потом (где-то между t3 и t4) строительство новых тепловых прекращается и по мере их выхода из эксплуатации они начинают замещаться быстрыми.

Но интересен вторичный подъём кривой тепловых реакторов, ближе к t5. То есть, тепловые, по Уолтеру-Рейнольдсу, не только не вымирают, но и получают шанс на рост общей мощности!

Как это объясняют авторы?

"Вторичный подъём этой кривой возможен в следующих условиях.
В период сразу после ввода БР накапливающийся в них делящийся материал будет использоваться для пуска новых БР в целях увеличения их доли в общем производстве электроэнергии.
Однако капитальные затраты для ЛВР, возможно, всегда будут ниже, чем для БР.
Поэтому продолжение строительства ЛВР для использования произведённого в БР избытка делящегося материала может оказаться экономически оправданным, и доля БР в общем производстве электроэнергии будет удерживаться на постоянном уровне.

Более того, может оказаться, что наиболее экономичным делящимся материалом для использования в ЛВР будет 233U, произведённый в ториевых зонах воспроизводства БР".

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 22:25

То есть, идея Уолтера-Рейнольдса такая.

Тепловые могут сохраниться и даже потихоньку наращиваться, так как они по-прежнему будут дешевле быстрых, а проблема нехватки урана для них решится за счёт части топлива, нарабатываемого в быстрых.

Пессимизм авторов монографии становится понятным, если взглянуть на год её выпуска - 1981. В этом году, как нам любезно напомнил Обнинский, стало ясно, что цена Demo/CRBR выросла до 3,2 млрд долларов (в 8 раз больше исходной сметы), и не было гарантий её дальнейшего роста (и всё это для реактора, подобного БН-350).

И второй аргумент в пользу сохранения тепловых - да, ториевый цикл. Быстрые нарабатывают 233U в ториевых экранах и передают наработанное тепловым как топливо.

Автор: AtomInfo.Ru 21.4.2017, 22:41

И чтобы два раза толстенную (623 стр.!!) книгу не открывать Объёмные доли топлива оттуда (те, что отличаются от данных из отчёта-1974).

"Монджу" - 0,32
Demo/CRBR(CRBRP) - 0,32.

То есть, даже немного меньше, чем в советском отчёте.

У кладбища нереализованных проектов (различных европейских демонстрационных реакторов, которые так и не были построены) объёмная доля топлива принята в диапазоне 0,35-0,37.

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 12:40

Объёмная доля топлива - важный, но не единственный параметр с точки зрения борьбы за КВ. Следующими по http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=1226&view=findpost&p=92943 идут экраны.

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 12:43

"Выбор конструкции экранов в реакторах БН производился и производится также с учётом возможно лучшего использования нейтронов.

В боковом экране создаётся возможно большая доля сырьевого материала с максимальной плотностью (об. доля 60%, плотность двуокиси урана 9,5 г/см3), а толщина экрана делается не менее 40 см.

Торцевые экраны также имеют толщину не менее 40 см и ту же плотность окиси.

Толщина экрана в зарубежных проектах составляет 20-30 см и выбирается только из экономических соображений, а не, скажем, из времени удвоения.
В работе ФЭИ... показано, что если исходить только из минимизации стоимости электроэнергии, действительно оптимальными оказываются экраны толщиной 20-30 см.

Однако эти критерии не используются ФЭИ как единственные, и толщина экранов выбирается большей с целью экономии нейтронов.

Для повышения КВ ФЭИ постоянно добивается ликвидации больших прослоек между активной зоной и торцевыми экранами.
Эти прослойки смягчают спектр и снижают КВ вблизи границы раздела активной зоны и торцевого экрана.

Верхние торцевые экраны реакторов PFR и Phenix отделены значительной прослойкой из стали и натрия (100 мм).

Некоторые реакторы имеют малую толщину экранов:



Разница для боковых экранов по сравнению с реакторами БН более заметна, чем для торцевых экранов".

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 15:54

Здесь надо сделать ещё одно отступление.
В отчёте-1974 всё звучит очень замечательно и здорово, но есть одно обстоятельство, которое притормозит оптимизм.

Натриевый пустотный эффект (НПЭ). В БНах создавалась область, где он был положительным.
Усынин/Кусмарцев в помощь.

"В реакторах небольшой мощности область положительного НПЭ сравнительно невелика и полное удаление натрия вносит отрицательную реактивность.

Для больших реакторов НПЭ становится положительным не только в ограниченной области активной зоны, но и в целом по реактору.

Эффект реактивности от удаления натрия из центральной ТВС БН-600 составляет -2E-5, а в реакторе БН-1600 +8E-5.
Полный слив натрия из реактора даёт соответственно -0,01 и +0,015".

кликабельно

http://atominfo.ru/files/atominfo/npeuk.jpg

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 15:58

Усынин/Кусмарцев:

"Может быть предложено много вариантов компоновки активной зоны, позволяющих повысить роль утечки нейтронов или уменьшить положительные составляющие НПЭ.
Эти решения, как правило, связаны с ухудшением других физических характеристик активной зоны и экономики топливного цикла".

= = =

Про утечку авторы имеют в виду, что удаление натрия увеличивает утечку и, следовательно, вносит отрицательный вклад в реактивность.
Соответственно, если повысить "вес" этой составляющей НПЭ, то это шаг в правильном направлении.

А утечка, как легко догадаться, связана, в том числе, с экранами, с их конструкцией.

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 16:02

Так что увы! С возможной положительностью НПЭ мирились до Чернобыля, потом всё. А меры по устранению положительного НПЭ плохо сказывались на КВ.

К большому моему сожалению, по всей видимости, погибли при какой-то аварии на технике многие наши записи с Быстрого клуба-2007, где этот вопрос обсуждался в резких выражениях, и где от надзора требовали согласиться хотя бы на нулевой НПЭ. Бороться с надзором трудно, у них свои взгляды на вещи. Но в итоге, судя по всему, БН-800 был всё-таки заявлен как реактор с нулевым НПЭ.

Немного про НПЭ и БН-800 - по http://atominfo.ru/news9/i0335.htm, см. "Натриевые особенности".

Автор: Обнинский 22.4.2017, 17:56

Верхняя натриевая прослойка помогает занизить пустотный эффект, но портит КВ. Схематично нашу прослойку http://journal.iate.obninsk.ru/sites/default/files/A01.pdf

Автор: Обнинский 22.4.2017, 17:58

Его как нулевой и заявили. А сколько у него вокруг нуля, это большой вопрос. По смыслу должно быть чуть меньше нуля.

Автор: Обнинский 22.4.2017, 17:59

Поплавский?

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 18:21

И он тоже, насколько я помню. Десять лет прошло всё-таки. Что обсуждали достаточно бурно - помню.

Автор: AtomInfo.Ru 22.4.2017, 23:13

Вот, кстати, правильно напомнили-то.
Это даже не прослойка. Чтобы побороть НПЭР, пришлось вообще верхний экран снимать. Соответственно, получаем проигрыш в КВ.

А были и некоторые другие идеи.
Один из вариантов, который я когда-то слышал - вернуться к Na-K, натрий с небольшой добавкой калия.

Ещё один разумный выход, хороший как для НПЭР, так и для КВ - поискать варианты уменьшения доли натрия в зоне.
Чем меньше натрия, тем меньше эффект от его опустошения/кипения, а также тем лучше для КВ.

Автор: pappadeux 23.4.2017, 0:45

несомненно



оставив пока сказки о БН-2400/4000, есть оценки на сколько можно поднять КВ за счет уменьшения утечки при апгрейде аппарата от реальных 1200 до реальных 1600?

причем речь идет об аппаратах на примерно одинаковом технологическом уровне - скажем, оксидное топливо, боковые/торцевые экраны, нулевой пуст.коэф.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 10:44

Следующие пункты в http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1226&st=20&p=92943&#entry92943 факторов, важных с точки зрения повышения КВ, касаются СУЗов.

Между прочим, о них нередко забывают. Объёмная доля топлива - это понятно. Экраны - тоже очевидно. А ведь СУЗы находятся в зоне, по крайней мере, некоторые из них, и прямо влияют на нейтронное хозяйство.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 11:01

"Стремление к улучшению баланса нейтронов привело к внедрению в конструкцию реакторов БН топливных компенсаторов, состоящих из сырьевой (поглощающей) и топливной (делящейся) частей.

Воздействие этих компенсаторов на реактивность происходит без бесполезного поглощения нейтронов.
Кроме того, такие КП не приводят к сильным возмущениям нейтронного поля.

Задача разработки таких компенсаторов была решена для БН-350 с обеспечением времени работы между перегрузками - 2 месяца.

В БН-600 от этой идеи было сделано отступление. Для увеличения времени работы между перегрузками до 6 месяцев использованы поглощающие стержни из естественного карбида бора или окиси европия.
Однако их использование приводит к снижению КВ по сравнению с БН-350 на 0,06-0,07.

В дальнейших разработках принято решение возвратиться к топливным КП с усовершенствованием их конструкции для увеличения времени непрерывной работы до 4-5 месяцев.

В перспективных реакторах с более плотным топливом (карбид или металл) при более высоком значении внутреннего КВ (КВа) с помощью топливных КП, по-видимому, без особых усилий удастся добиться времени непрерывной работы в течение 1 года.

Во всех известных нам проектах LMFBR используются только поглощающие компенсаторы выгорания (как правило, карбид бора).

В различных проектах LMFBR большая по сравнению с БН часть объёма занята ячейками СУЗ, особенно ячейками аварийной защиты.
Это связано с тем, что в иностранных проектах используется, как правило, естественный карбид бора, в результате чего на одинаковый с БН запас реактивности требуется больший объём.

Применение в реакторах БН обогащённого бора для стержней АЗ и компенсации температурно-мощностного эффектов позволяет ограничиться выделением меньшего объёма под эти стержни".

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 11:21

Ремарка на полях.

По опыту работы с европием в БН-600 есть статья в журнале ИАТЭ №1'2011.
ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПОГЛОЩАЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ С ЕВРОПИЕМ В РЕАКТОРЕ БН-600 И ПЕРСПЕКТИВЫ ИХ ДАЛЬНЕЙШЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В ИННОВАЦИОННЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
В.Д. Рисованый*, Е.П. Клочков*, А.В. Захаров*, В.В. Мальцев**, А.И. Карпенко**, В.И. Оглезнев**, А.М. Тучков**, И.А. Чернов**
*ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград
**Белоярская АЭС, г. Заречный
Доступ к ней - после бесплатной регистрации.

Оттуда несколько кусков.

"Европий имеет уникальные ядерные свойства, позволяющие использовать его в качестве поглощающего материала в органах регулирования ядерных реакторов самого различного типа, включая реакторы на быстрых нейтронах.
Наибольшее применение получили оксид европия и оксид европия в металлических матрицах, которые характеризуются высокой радиационной стойкостью и практически не распухают при реакторном облучении.
Наличие цепочки дочерних изотопов с высокими сечениями поглощения нейтронов обеспечивает практически неизменную физическую эффективность в течение 20–25 лет эксплуатации.
Оксид европия совместим со сталями до температур 1100–1200оС".

"В период с 1980 по 2005 гг. в реакторе БН-600 прошли эксплуатацию более 100 стержней КП-ТК (современное обозначение КС) и около 50-ти стержней АР (теперь РС) с композицией Eu2O3+Mo...
Максимальное время нахождения в активной зоне и максимальный флюенс нейтронов составили для КП 390 эфф.сут и 1,59e23 н*см^-2, для АР 510 эфф.сут и 2,43e23 н*см^-2, соответственно.
Все стержни СУЗ показали высокую работоспособность, не было ни единого случая отказа в их работе.

Материаловедческими исследованиями показано, что максимальное увеличение диаметра чехловых труб стержней КП-ТК не превысило 3%, а в местах шарнирных соединений 2,3%.
Отмечена эллипсность чехловых труб, что связано с неравномерностью распухания конструкционного материала.
Все поглощающие элементы сохранили целостность и форму.
Диаметры оболочек пэла увеличились до 1% вследствие высокотемпературного распухания.
Проведенные в НИИАР материаловедческие исследования позволили сделать рекомендации по увеличению времени эксплуатации стержней.
Основным фактором, ограничивающим ресурс стержней, является низкая радиационная стойкость стали ЭИ-847, из которой сделаны оболочки поглощающих элементов".

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 11:23

Но в то же время!!!

"В конце 1980-х гг. в реакторе БН-600 был осуществлен переход на новые конструкции стержней КП-ТК, а в 2005 г. – стержней АР с карбидом бора с естественным содержанием по изотопам 10В и 11В.

Основная причина перехода заключалась в высокой наведенной активности радионуклидов европия с большим периодом полураспада, что создавало проблемы с обращением с отработавшими изделиями при транспортировке и длительном их хранении в бассейне выдержки.

Имелись случаи попадания радионуклидов европия в воду бассейна.

Это потребовало решения вопросов по безопасному хранению отработавших стержней с европием".

= = =

Так что идея с европием оказалась, как минимум, преждевременной. Уйти от (n,alpha) поглотителя не получилось.

Автор: Обнинский 23.4.2017, 12:03

По обогащённому бору была хорошая http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=801 Рисованого.

Автор: Dobryak 23.4.2017, 12:28

Совместно с Радиевым институтом ПИЯФ создавал (на базе части своего бывшего гаражного хозяйства) опытную установку обогащению бора с технологией, усовершенствованной против анизольной криогенной ректификации. что была в ходу в Тифлисе. Речь шла о том, что на БН-800 уйдет почти весь базисный российский запас бора-10. Кажись, каким-то боком к этому был причастен и ФЭИ. Последние года четыре ничего об этом не слышал, есть какие новости?

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 12:41

Раз пустили, значит, справились

А вот где в итоге его делали, как-то даже не задумывался. Надо будет спросить при случае.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 12:41

Да, хорошая, но ей уже 10 лет.

Автор: Татарин 23.4.2017, 14:34

Чисто геометрически отношение объёма зоны к периметру растёт на 9%, но вот что это значит для нейтронного бюджета прикинуть на пальцах - заведомо слабо.


Вообще, если бы в некоем абстрактном натриевом реакторе конструкция (и физика) реактора позволяла бы постоянную перегрузку на мощности, то нейтронный баланс использовался бы наилучшим образом, а регулирующих стержней требовался бы абсолютный минимум.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 14:56

ЖСР с хлоридами
Только он не натриевый.

Автор: Обнинский 23.4.2017, 17:21

В БН-1200 на нитридном топливе может получиться?

Автор: Татарин 23.4.2017, 20:17

Вообще, абстрактно размышляя, как-то само по себе получается, что нужен реактор на "сверхбольшом ТВЭЛе" - жидкотопливном. ЖСР или жидкий металл - не так уж важно.
Просто это следует из а) желания не связываться вдолгую с солями, б) требования сделать зону как можно более компактнее, повысить топливосодержание, но без последствия для теплоотвода из середины.


...
А дальше - просто шаг за шагом строго логически - вырисовываются остальные черты концепта.

Идея концепта: большой и относительно компактный ТВЭЛ, содержащий в себе ВСЁ топливо активной зоны + встроенный стержень регулирования (именно так, в единственном числе) и отвод ГПД. Поскольку всё это требует замены, нет причин не менять это целиком.
Это радикально решает ВСЕ проблемы с коррозией в ЖСР, ибо ВСЕ поверхности, контактирующие с коррозионно-опасной солью подлежат периодической замене.
Это же радикально решает ВСЕ проблемы с материалами: мало того, что стенки ТВЭЛа находятся в зоне минимальных нейтронных потоков, они ещё и подлежат относительно частой (раз в несколько лет) замене.
Это решает проблемы чистоты: вся соль аккуратно сидит в своей бочке и никуда оттуда не течёт. Если бочку убрать, то за исключением небольшого числа слабоактивированных конструкций, всё в реакторе чистое. Что облегчает обслуживание, демонтаж, замены и т.п. Ну а переработку соли - вынести в совершенно отдельное место, и даже там дело иметь уже с "остывшей", в миллионы раз менее активной гадостью, не сразу из реактора, а уже через годы.
Реактор можно сделать кипящим (генерация пара на поверхности ТВЭЛа, что заодно позволяет более интенсивный теплоотвод) и одноконтурным (читать как "дешёвым").

Выглядит вполне себе хипстерски, стартапно и инновационно, КМК. После пары стаканов разбавленного фреша и смузи нужно звонить Биллу Гейтсу.

Автор: AtomInfo.Ru 23.4.2017, 20:26

У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения.

Автор: Syndroma 23.4.2017, 20:40

Дак это же ThorCon. Только они ещё содержимое этого ТВЭЛа прокачивают через парогенератор. И меняют раз в 4 года сразу ТВЭЛ, парогенератор и ГЦН.

Автор: Татарин 23.4.2017, 20:42

Да. И, КМК, это серьёзное преимущество.
Потому что максимальный нейтронный поток, высокие тепературы и радиационные нагрузки сосредоточены в центре, где нет конструкционных материалов. Ну, вообще нет. То, чего нет - не может испортиться.
А если где-то прибудет, значит, где-то убудет. В данном случае - у стенок ТВЭЛа, чего и добивались.

Автор: Татарин 23.4.2017, 20:47

Ладно, получается, что к Биллу уже поздно.

Смущает только "одноразовый" ГЦН, но, наверное, его можно сделать вполне себе недорогим (на фоне ядерного топлива).

Автор: Syndroma 23.4.2017, 21:00

Ну, ладно, ГЦН не целиком меняют. И не парогенератор, а первичный теплообменник. Но в целом всё похоже.

Автор: LAV48 23.4.2017, 23:47

А топливо не разложится на "фракции"? В смысле не случится ли химического разделения, а в последствии физического...

Автор: VBVB 24.4.2017, 4:24

БОльшая объемная доля натрия позволяет иметь при одном уровне мощности больший теплотвод и следовательно более низкую температуру топлива и экранов, что положительно сказывается на изотопном составеи нарабатываемого плутония. Более холодные экраны -> более чистый по плутонию-239 нарабатываемый материал.

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:13

Промежуточный пост, или служебный.

Далее в отчёте-1974 проводится некоторый количественный анализ (поисковые расчёты).

Но так как это всё-таки не проектирование. а аналитика стратегического характера, то рассматривается упрощённая модель БН, немного абстрактная
Но чтобы не попадать в ситуацию "Чего 42?" - "А чего сколько?", эту модель всё-таки надо привести здесь.

= =

"Влияние различных изменений в конструкции на воспроизводящие свойства рассмотрено ниже на примере реактора типа БН-1500 с окисным топливом.
В дальнейшем рассмотрены и другие виды топлива.

Схема реактора (1/4 часть) выглядит следующим образом.


То, что нечитаемо на скане - размеры в см; 4- ЗБО; 5 - БЭ.

Средняя "размазанная" плотность топлива в ТВЭЛ активной зоны составляет 8,5 г/см3, в экранах (как торцевом, так и боковом) - 9,5 г/см3.

Состав активной зоны, толщина экранов варьировались для изучения влияния этих изменений на физические характеристики".

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:18

Собственно, простейшая моделька.
Зон обогащения всего две, сверху/снизу/сбоку - экраны, учтены конструкции и натрий за пределами экранов. Всё.

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:23

И первый анализ.

Как влияет состав активной зоны на КВ?



К сожалению, не взялась при сканировании последняя колонка - КВэт.
Она вычисляема, но для удобства я её просто набью.

Первое число - доля топлива, второе - КВэт.
0,5 - 0,27
0,45 - 0,28
0,40 - 0,29
0,356 - 0,28
0,3 - 0,30

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:31

Авторы отчёта в выводах обращают внимание на важное для них.

Разница в КВ между LMFBR (об.доля топлива 0,356) и БН (об.доля топлива 0,45) составляет 0,1 в пользу БН.

Ну а я отмечу интересное обстоятельство.
В этой модели, если конструкторам и пр.разработчикам удалось бы загнать долю топлива до 1/2, то КВа перевалил бы за единицу.

Конечно, остаются ещё вопросы влияния на реактивность осколков, выхода на равновесный цикл, где всё могло бы измениться, и так далее.
Но в первом приближении это выход на реактор, у которого реактивность не меняется с выгоранием (за вычетом нептуниевого эффекта) - то, чего хотят добиться в БРЕСТе.

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:49

Ну и видно, что в интересующем диапазоне объёмных долей топлива (0,3-0,5) КВ ведёт себя от доли достаточно близко к линейной зависимости.
Грубо можно считать, что +0,1 в объёмной доле топлива даёт +0,1 в КВ.

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 10:57

Отсюда можно оценить влияние на КВ атомнадзора (нулевой НПЭ со снятием верхнего экрана).

Если предположить, что наработка плутония в верхнем и нижнем экранах одинакова (а в модели это так и есть, т.к. рассматривается симметрия с четвертью реактора), то снятие верхнего экрана понизит КВ где-то на 0,14-0,15.
Это не учитывая влияния от изменений в верху на воспроизводство в самой зоне, конечно.

Автор: Ultranauth 24.4.2017, 11:22

По ЖСР Тошинский здорово проехался, и на эти поднятые вопросы (а подняты они, понятно, задолго до 2016 года) что-то никто не спешит отвечать. Почему при том, что ЖСР так плохо проработаны и несут в себе множество геммороев, они так популярны у разработчиков? Не принято отвечать за результат?

Автор: AtomInfo.Ru 24.4.2017, 12:08

Аспектов много.

Не по порядку важности.

Во-первых, мода. Если тема на слуху, проще добывать финансирование (частное ли, государственное ли). То, что к ЖСР склонилась даже компания, которую запускал Б.Гейтс, тоже играет свою роль. Китайский интерес также греет тему.

Во-вторых, более практичный момент. Любая новая реакторная технология, выходя на стадию лицензирования, столкнётся с тем, что надзор скажет - у нас не хватает нормативной базы для неё.
У нас ведь то же самое, мы специально спрашивали Драгунова, Пименова - по БРЕСТу, по малым у нашего надзора есть вопросы, на основании чего их рассматривать (точнее, отдельные моменты в их проектах).
Когда лицензироваться идёт сразу толпа разработчиков, то надзор быстрее разберётся с нормативной базой. А если ещё идти не в первых рядах, то можно вообще в этом случае пройти надзор уже по стандартным процедурам.

Далее. На Западе сейчас большой интерес к малым реакторам. Идёт конкурс в Великобритании. Идёт (неформальный пока) конкурс в Канаде. Устроители, скорее всего, постараются отбирать в финалы концепции на разных принципах, потому что по малым реакторам пока мало кто чётко понимает, какими они должны быть. Соответственно, у ЖСР есть хорошие шансы пройти во вторые туры и далее до финала. На это хорошо отреагируют инвесторы.

В-четвёртых, ЖСР всё-таки работал в XX веке, в отличие от многих других концепций, которые сегодня на слуху.
Свинцовые реакторы, например, пока чисто бумажные.
У ЖСР есть практический опыт, значит, у них уже вторая итерация, а не первая. Тоже немаловажно.

В-пятых, ЖСР часто увязывают с ториевым циклом, который не даёт плутония. Неважно, что он даёт всякое другое. Реактор без плутония - это модно. По крайней мере, на Западе.

В-шестых, ЖСР представляется относительно простым способом стартовать быструю программу с нуля или почти с нуля. Опять же, для Запада это важно, они ведь не строили БН-800, CEFR или МБИР.

В-седьмых, высокие температуры теплоносителя. Можно бороться за к.п.д., можно бороться за выход на рынок высокотемпературного тепла.

В-восьмых, есть вкусненькие технические плюшки. Например, в тепловом ЖСР можно избавиться от ксеноновых эффектов, убирая ксенон из активной зоны онлайн. Экономия нейтронов, между прочим.
И другие различные моменты.

Наверное, можно ещё много чего написать. Это так, сходу, что придумалось.

Но что хочу обязательно сказать. Тошинский ведь не против ЖСР и растворных как класса. Фактически он говорит (не только интервью, я ведь его и лично знаю, и даже когда-то считал самоед для его команды), он говорит, если перевести на обыденный язык: "Ребята, рыбу урежьте!".

У ЖСР будут проблемы. Их надо решать. Наверно, их можно решить. Решения будут стоить денег. Вполне возможно, больших денег. Надо отдавать себе в этом отчёт.

Для ЖСР, если уж надо ввести их в структуру отрасли, есть очень хороший стартовый вариант - наработка изотопов для народного хозяйства.
То есть, делайте специализированные небольшие реакторы, заточенные под конкретные наборы изотопов (а то и вообще один реактор под один изотоп). Отлаживайте на нём технологию, заодно зарабатывайте деньги (или хотя бы частично окупайте вложения) на продаже изотопной продукции.
У нас собираются идти таким путём для растворных (соглашение с ЮАР).

На Западе, в отличие от этого, пытаются сразу залезть с ЖСР в генерацию. Вот это очень рискованный подход, я считаю.

Автор: VBVB 25.4.2017, 15:22

Интересные цифры.

Получается, что если делать БН-1200 с КВа около 1.03 и без экранов, то это дикое транжирство нейтронного потенциала топлива.
В экранах КВэ около 0.49 будет и это будет высокочистый плутоний с которого гораздо проще топливо делать, чем с плутония из облученного топлива из активной зоны.

Лишний раз видим очевидное доказательство, что строить в своей стране БН без экранов это или глупость или вредительство.

Автор: VBVB 25.4.2017, 15:34

Якобы это уже сделано.
https://vega.ippe.ru/innov/1/in1-1.php про КВа=1.04 уже на БН-800.

Однако более реальной кажется известная фраза "Нитридное топливо в активной зоне БН-800 позволяет достичь КВА=1,05 вместо КВА=0,91 в зоне на МОХ топливе".

Автор: AtomInfo.Ru 25.4.2017, 17:22

Мне тоже так кажется.

Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2017, 20:54

Следующий поисковый расчёт из отчёта-1974 касался влияния на КВ толщины экранов и их состава.

Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2017, 20:58

"ТОЛЩИНА ЭКРАНОВ, ИХ СОСТАВ И КВ.

При анализе этих факторов было также рассмотрено влияние "подпора" - отражателя из стали и натрия за зоной воспроизводства (экраном).

Боковой подпор имел состав 80% стали, 20% натрия, торцевой - 50% стали, 50% натрия. Толщина обоих - 40 см.

Активная зона имела типичный состав LMFBR: топливо - 35,6%, сталь - 19,2%, натрий - 45,2%.

Результаты оказались следующими:

(кликабельно)

http://atominfo.ru/files/atominfo/tolstekr.jpg
первая колонка - dбэ, см; вторая - dтэ, см

Из этих данных следует, что уменьшение толщины экрана (любого) до 20 см даже при наличии подпора весьма сильно сказывается на коэффициенте воспроизводства и, следовательно, на времени удвоения.

Реакторы PFR, Phenix, SNR имеют сравнительно тонкие экраны, и поэтому, в частности, заметно меньший КВ.

Изменение объёмной доли топлива в боковом экране слабо сказывается на КВ в случае толстого (50 см) и сильнее - в случае тонкого (20 см) экрана:



В этих вариантах имеются боковой и торцевой подпоры, а активная зона имеет тот же состав: 0,356/0,452/0,192.

Изменение КВ происходит только за счёт КВэб.

В зарубежных проектах встречаются экраны с объёмной долей окиси 0,5 при толщине экрана 20-30 см.
Как показывают приведенные результаты, такой экран проигрывает экрану БН не только из-за меньшей толщины, но и из-за меньшей объёмной доли окиси".

Автор: AtomInfo.Ru 26.4.2017, 21:33

Если только про утечку разговоры, то, соответственно, можно взять за ориентир цифры из предыдущего поста.

Экраны по 50 см - хорошее приближение к бесконечно толстым экранам (и минимальной утечки).
А варианты 20/20 без подпоров - соответственно, предельный случай тонкого экрана (и большой утечки).

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2017, 9:06

Следующий кусок отчёта-1974 посвящён вопросу влияния стержней СУЗ на КВ. К какому проигрышу приводит отказ от топливных компенсаторов в пользу поглощающих?

В отличие от двух предыдущих факторов (объёмная доля и экраны), здесь не было поискового расчёта, а использовались результаты из отчёта ФЭИ 1973 года, в котором выбиралась система СУЗ для БН-1500.

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2017, 9:11

"СТЕРЖНИ КОМПЕНСАЦИИ ВЫГОРАНИЯ И КВ.

Использование поглощающих стержней компенсации приводит к существенному снижению КВ и особенно КВа.
Это в свою очередь увеличивает потерю реактивности при выгорании.

В результате при одной и той же заданной длительности непрерывной работы реакторы с топливными и поглощающими компенсаторами выгорания будут заметно различаться по КВ.

Проведенный в работе... анализ показывает следующую сравнительную картину для одного из вариантов реактора типа БН-1500.



Благодаря большей величине КВа и меньшей потере реактивности при выгорании варианты с использованием топливных КП позволяют обойтись практически тем же количеством стержней, что и в случае использования поглотителей.

Дальнейшая экономия в числе топливных стержней-компенсаторов может быть достигнута за счёт использования стержней усовершенствованной конструкции с большей единичной эффективностью каждого стержня.

В случае необходимости улучшенная конструкция топливных КП может быть использована для увеличения времени непрерывной работы реактора.
Разработка таких КП в настоящее время ведётся.

Использование поглощающих КП в большом реакторе приводит к особенно большой потере КВ в том случае, когда эти стержни для лучшей стабилизации во времени поля тепловыделения приходится размещать на границе ЗМО.
В этом случае потеря КВ может достигать 10%...".

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2017, 9:35

Взгляд с другой стороны. Что пишут Усынин/Кусмарцев про топливные стержни?

"Регулирование с помощью топливного материала нашло применение в некоторых РБН.

Преимуществом таких регуляторов является сохранение характеристик воспроизводства, слабое искажение распределения тепловыделения в активной зоне, использование тех же твэлов, что и в рабочих ТВС.

Комбинирование топливного регулятора с поглотителем из обеднённого урана в виде пучка твэлов в зоне воспроизводства в нижней части стержня позволяет повысить его эффективность.

В реакторе типа БН-350 эффективность подобного комбинированного топливного стержня всё же примерно в три раза меньше эффективности стержня с естественным карбидом бора.

Поэтому в энергетических реакторах средней мощности, где требуется интервал между очередными перегрузками не менее нескольких месяцев, предпочтение отдаётся рабочим органам СУЗ на основе поглощающего материала.

В больших РБН, особенно при использовании перспективных топливных композиций в активной зоне, когда ИКВа.з.=0 и изменение реактивности с выгоранием невелико, топливные органы управления могут стать предпочтительными".

= =

Вообще, в монографиях, которые печатались, естественно, много позже отчёта-1974, тема топливных компенсаторов практически сошла на нет.

Усынин/Кусмарцев хотя бы делают реверанс - мол, в будущем к ним возможно вернуться.

Уолтер/Рейнольдс вообще топливные стержни не рассматривают. В качестве материалов для СУЗов они перечисляют бор, тантал и европий. Всё.

Казачковский в научно-технических мемуарах останавливается на самых разных вещах.
Например, на проблеме направляющих СУЗ (на БН-350 был инцидент с разрушением этого узла, и очистку зоны от обломков О.Д. сравнивает по сложности задачи с очисткой зоны "Энрико Ферми" после аварии с частичным расплавлением).
Или на вопросе нейтронных ловушек, позволяющих экономить обогащённый бор.
А вот топливных компенсаторов он не касается вообще (что даже несколько удивительно)!
По всей видимости, тема в итоге не пошла.

Автор: Татарин 28.4.2017, 14:09

Наверняка наработка плутония и осколков деления в компенсаторах усложняла регулировку - нужны было учитывать время стержня в зоне, а еще лучше - интегральный поток через него. С техникой 80-х это было наверняка очень нетривиально.

А непредсказуемость и сложные зависимости - не совсем то, что хочется от системы регулирования ядерного реактора. Особенно, если сам реактор - быстрый и его физика (на тот момент) - предмет очень эксперементальный.

...
Наверное, имея современные коды, константы, опыт и вычмощь к этому можно вернуться при большом желании.

Автор: Обнинский 28.4.2017, 14:32

Тантал?

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2017, 17:48

Тантал.

"Тантал рассматривается как резервный вариант поглощающего материала в быстрых реакторах в первую очередь благодаря его лучшей стойкости к радиационному распуханию по сравнению с B4C.
Это связано с тем, что в реакции поглощения 181Ta(n,gamma) не образуется гелий.

При температуре 530C происходит не распухание, а некоторое уплотнение материала.
Причина этого - образование при бета-распаде 182Ta атомов 182W, которые меньше по размеру первоначальных атомов.

В то же время тантал, как и другие металлы, в определённой степени подвержен распуханию за счёт образования пор...

Дополнительными преимуществами тантала являются его доступность (сравнительно низкая стоимость), лёгкость обработки, сравнительно высокое сечение поглощения быстрых нейтронов.

Дочерние продукты реакции (n,gamma) также являются хорошими поглотителями.

Принципиальным недостатком является образование gamma-активных нуклидов 182Ta в 182W, испытывающих бета-распад с периодом полураспада 115 суток.
В связи с этим возникает проблема остаточного тепловыделения.

Кроме того, тантал растворим в натрии, поэтому требования к надёжности оболочки повышаются".

Автор: generalissimus1966 28.4.2017, 17:58

Это меня убило некоторым образом тантал стоит, примерно, как серебро...
Что же тогда дорого? Изотопно чистый бор?

Автор: AtomInfo.Ru 28.4.2017, 18:35

А в 1981 году, когда вышла монография, также обстояло дело?
Я не знаю, я спрашиваю.



Ряд у них соответствующий, да.
Обогащённый бор, тантал и европий.
Видимо, на тот момент тантал в этом ряду характеризовался "сравнительно низкой" стоимостью.

= =
P.S. И к тому же, это всё-таки всего лишь поглотитель, а не, скажем, топливо. Его не так много требуется для активной зоны.

Ранее в ветке была ссылка на статью Рисованого, вот оттуда про потребности в боре:
Пускай для реактора БН-600 ежегодно требуется 10–15 кг В4С (80%10В).
Там же, кстати, рассуждения про обогащённый бор - в том смысле, что в виду узкого спроса на него цена обогащённого бора может назначаться волюнтаристски.

Так что. тантал может и действительно быть самым дешёвым в ряде поглотителей для РБН.

Автор: LAV48 28.4.2017, 23:59

У тантала ещё преимущество есть - теплопроводность. Стоит он сейчас дорого, но промышленно освоен достаточно давно и в хороших объёмах.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 0:07

Уолтер/Рейнольдс отмечают этот плюс тантала косвенно, когда пишут про европий:
"низкая теплопроводность и необходимость в связи с этим изготовления тонких пэлов".

Так что, да, этим тантал у европия выигрывает.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 11:12

Следующий фрагмент отчёта посвящён тем представлениям, которые у нас имелись на тот момент (1974) о КВ в западных бридерах.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 11:18

"КВ ДЛЯ ЗАРУБЕЖНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ.

Если LMFBR мощностью 1500 МВт(э) будет иметь в соответствии с имеющимися описаниями зарубежных реакторов следующие данные:

- объёмная доля топлива - 0,35-0,36
- dэб = 20 см
- dэт = 40 см
- система КП - борные стержни,

то по сравнению с БН (0,45; 50, 50; КП топливные) этот реактор будет обладать существенно меньшим КВ.

- БН: 1,45 - примерная величина КВ, который сейчас получается по существующим константам и для хорошей конструкции БН-1500.

- LMFBR: КВ = 1,45 * 1,38/1,48 (состав акт.зоны) * 1,33/1,38 (толщина экранов) * (0,90...0,95) (СУЗ) = 1,17...1,23

Примерно такие значения КВ называются сейчас для коммерческих быстрых реакторов LMFBR, где в первую очередь оптимизация делается для получения минимальной стоимости электроэнергии.

В последних публикациях на международных конференциях приводятся следующие данные по величинам КВ...

- Phenix - 1,12
- SuperPhenix - 1,24
- Demo - 1,23 (начальный)
- Monju - 1,20 (начальный), 1,17 (равновесный)".

= =
В примечании авторы отчёта напоминают, что изотопный состав плутония в разных проектах различный, и это тоже даёт некоторую разницу в КВ.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 11:44

По Phenix'у в французской монографии, посвящённой опыту его эксплуатации, есть такая фраза - количество нарабатываемого плутония сильно зависело от конкретной конфигурации экранов. Это понятно и физически, и организационно - всё же Phenix был, в первую очередь, экспериментальным реактором.

С другой стороны, там же есть нейтронный баланс, по которому из активной зоны вылетало всего порядка 40 с небольшим нейтронов на каждую тысячу рождённых.
Это максимум для возможной наработки плутония в экранах (там ведь тоже есть свои потери).

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 11:49

"Исходя только из экономических соображений понятна и по своему логична конструкция LMFBR с низким КВ:

1. Получение высокой объёмной доли топлива требует более высокого подогрева.
Высокий подогрев при обычной тепловой схеме приводит к необходимости снижения параметров пара (давление, перегрев, температура питательной воды) и, соответственно, к снижению КПД и экономичности АЭС.

2. Толстый экран - это удорожание изготовления и химпереработки экранных пакетов. увеличение гидравлического сопротивления, приводящее снова к росту подогрева.
Об этом говорилось выше.
Сокращение толщины экрана - это и уменьшение зоны обслуживания реактора внутренними механизмами и даже какая-то (хотя и небольшая) экономия в габаритах корпуса.

3. Применение топливных КП дороже, чем борных.
Топливные КП конструктивно сложнее.
Надо заботиться о поддержании в соответствии расхода и тепловыделения.
Топливные КП сложнее компонуются в реакторе, т.к. суммарная длина рабочего органа, состоящая из сырьевой и активной частей, вдвое больше, чем длина борного стержня".

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 11:53

Пункт (3) - некоторый ответ к предыдущему разговору о том, почему исчезли топливные стержни СУЗ.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 12:03

"Надо, однако, отметить, что хотя каждое из отмеченных отличий LMFBR от БН даёт некоторые экономические выигрыши, эти выигрыши невелики по сравнению с общей стоимостью электроэнергии.

Так, например, экономическая оптимизация толщины экрана... позволяет обнаружить минимум стоимости при толщине 30 см, но размеры экономии при переходе к тонкому экрану незначительны.

Топливная составляющая расчётных затрат при разной толщине экранов меняется следующим образом:

d, см (б.э. и т.э.) --- ТСРЗ, %
===================
50 --- 102,3
40 --- 100
30 --- 98,7
20 --- 102,3

При подобных сравнениях необходимо также иметь в виду ограниченность обычно используемого подхода к экономическим оценкам, основанного на "сегодняшней" экономической конъюнктуре.

Более общий (и более правильный) системный подход к экономическим оценкам в атомной энергетике, взятой в течение длительного промежутка времени, приводит, как известно, к значительному повышению роли плутония в балансе затрат на электроэнергию.

При таком подходе дополнительные затраты, указанные выше, с избытком окупаются выигрышем в воспроизводстве плутония в реакторах БН.

Как показали сравнения, приведенные выше, нет ничего удивительного в различиях величин КВ, называемых для реакторов БН и LMFBR разных стран.
Эти различия объясняются, прежде всего, разным подходом к конструированию.
Использование одинаковых принципов конструкции реактора приводит к согласующимся результатам".

Автор: generalissimus1966 29.4.2017, 17:38

В 1981 тантал стоил дороже, чем серебро, но цены в долларах были значительно ниже, чем сейчас.
Когда радиопром начал выпуск конденсаторов ЭТО-2 (электролитические танталовые объёмнопористые) для потребностей эээ... мнэээ... ВПК, скажем, хотя его тогда ещё не существовало, да, так вот,
тогда в этих конденсаторах содержалось примерно по 1,6-1,9 грамм серебра и 6-7,5 грамм тантала (в каждом!), стоимость этого серебра на итоговую цену детали почти и не влияла.

Автор: VBVB 29.4.2017, 19:19

В нынешнее время цена тантала втрое дороже серебра.

Мы из покупной фольги танталовой недавно мишени для магнетрона делали и лодочки для испарителей.
Тантал высокой чистоты (уровня около 99,9%) стоит около 1200-1300 долларов за 1 кг, а тантал сверхвысокой чистоты (уровня около 99,99%) цену имеет около 4400-4700 долларов за 1 кг.

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 20:40

Хм, интересно - а какие у него примеси?
Может, для поглотителя его и не надо так чистить

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 23:29

Кстати, оказывается, для БН-350 танталовые стержни были изготовлены, но не были использованы.
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/27/072/27072854.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 29.4.2017, 23:43

И по той же ссылке в фэёвском докладе есть про топливные компенсаторы.

Основным их недостатком назван малый вес.
Малый вес не позволяет обеспечивать экономически целесообразную микрокампанию.
Поэтому сейчас от них всё-таки отказались.

= =
Предлагались варианты использовать металлическое топливо или состав без 238U в топливной части компенсатора.
То есть, идея увеличить положительный вклад в реактивность топливной части, тем самым увеличить изменение реактивности при замене топливной части на сырьевую.

Проблема компенсатора с топливной частью без 238U - топливная часть выгорает быстрее, так как в отсутствие 238U нет и наработки плутония (экзотику типа 235U (захваты, (n,2n) и распады) 238U опускаем за малостью вероятности).

Автор: Обнинский 30.4.2017, 10:48

В порядке наброса. Что, если авторы LMFBR были правы? И борьба за высокий КВ была ненужной? По итогу, остались реакторы с небольшими КВ.

Автор: AtomInfo.Ru 30.4.2017, 11:40

Хм... Если оглянуться назад, то, наверно, всё-таки не так. Смысл был.

Давайте вспомним исходную постановку задачи. Есть одни только тепловые реакторы, которые мало того, что могут использовать только менее процента природного урана, так ещё и своё же топливо до конца не утилизирующие (у тогдашних LWR уран в ОЯТ оставался обогащённым).
Строить блоки нужно ударными темпами - десятками и сотнями. Следовательно, доступный уран скоро кончится, и жизненно необходимы быстрые реакторы.

Если нам нужно было бы просто заместить существующие тепловые реакторы быстрыми, то КВ достаточно иметь всего лишь немногим большим единицы.
Но есть ещё и требование по росту парка!

Возьмём модельный пример (цифры абсолютно с потолка и взяты для удобства счёта!).
Если у БР загрузка топлива 10 тонн и КВ=1,1, это совершенно не означает, что мы к концу кампании получим 11 тонн топлива.
Это означает, что у него за кампанию сгорит 1 тонна и образуется 1,1 тонны; то есть, физически мы будем иметь 10,1 тонн.
И чтобы пустить второй БР в условиях отсутствия урана нам потребуется 100 кампаний первого БР.
А вот если бы КВ был 1,4, то 100 кампаний превратились бы в 25, что существенно.
Ещё раз, на всякий случай - цифры абстрактные, взятые только для удобства счёта.

Таким образом, стремиться к достижению как можно более высоких КВ на тот момент было разумно с нашей стороны.

Теперь западники. Фактически они разбивали тот путь, что мы хотели пройти за один шаг, на два шага. Объясняли это экономическими причинами. Почему так?

Особенно это заметно у американцев. У них со времён Эйзенхауэра система работает таким образом, что государство проверяет идею и отдаёт её частнику, причём частник должен подключаться на самом раннем этапе, фактически уже на демонстраторе, даже не прототипе.
Это ошибка, на мой взгляд.
Что такое частник, хорошо наблюдать в МАГАТЭ. Если немного утрировать, то это человек, которому и так хорошо, и который все новые предложения рассматривает как покушение на его карман.
У частника есть LWR, он приносит ему прибыль, и ему глубоко плевать на то, что когда-то может кончиться уран. Он разорит военный склад, купит уран у заирских контрабандистов, в конце концов, просто закроет АЭС и побежит строить станции на кизяках. Он не государство, чтобы у него болела голова о сбалансированности энергобаланса.

Итак, частника надо было заманить в быстрое направление и убедить вложить деньги в демонстраторы. Так как частник не горит желанием этого делать, то требуется снизить стоимость демонстраторов как можно больше. А от экономики сразу пострадал КВ.

А теперь сравним, что дали на выходе два подхода - наш и западный.
Мы, поборовшись за КВ, спокойно отступили к менее напряжённым проектам, сохранив полученные познания и получив два действующих БН (БН-350 увы )для демонстрации технологий и набора опыта работы с натрием.
Янки так и не сумели договориться с частниками и застряли даже не на Demo, а на FFTF.
Занимавшие промежуточное положение французы дошли до Феникса, но сломались на Суперфениксе.

Так что стратегически мы всё-таки были более правы, чем западники, как мне кажется.

Автор: arcanist 30.4.2017, 15:20

вы рассматриваете этот вопрос так, как будто ЗЯТЦ и быстрые реакторы - это самоценное достижение. Я вот в этом не уверен. Вполне может так оказаться, что экономически более эффективно было позволить СССР/РФ набить шишки и войти в эту игру с быстрыми реакторами позже, имея в виду успешный опыт другой страны. Думается мне, проектировать, зная, что тот или иной подход оправдался, куда проще, чем ведя поисковые исследования. В конце концов, выяснилось, что урана на земле много, и нефти тоже, и газа, и угля - так что оправданность инвестиций в БНы еще предстоит доказать

Автор: AtomInfo.Ru 30.4.2017, 15:49

Но мы и вошли позже. Возможности быстрых реакторов открыли не мы, а США.
Да и совпадение основных путей, по которым пошли, тоже о чём-то говорит.
Мы ж не стали, например, пытаться делать бридер на воде/паре, хотя он возможен.



Строго говоря, наверно, никто бы не отказался так поступать.
Но сейчас проблема в том, что других кандидатов в лидеры нет, кроме нас.
Китайцы не в счёт, китайцы сами висят на БН-800 чуть не половиной своей разведки. Они в лидеры не пойдут, вот им как раз и выгоднее посмотреть, что у нас будет получаться.

Это если сейчас. А если тогда... Насколько можно судить по документам, то, собственно, так и поступали - очень внимательно приглядывали за тем, что и как делается за рубежом.



При нынешнем уровне развития атомной энергетики. И нынешней готовности строить новые мощности, не такой большой, на самом деле.
А потом?

Автор: Syndroma 1.5.2017, 11:08

Это особенно справедливо, когда поисковых направлений очень много, а ресурсы ограничены. Поэтому мы должны быть заинтересованы, чтобы Китай строил ВГТРы, индийцы осваивали торий, а на Западе кто-нибудь как-нибудь осилил бы ЖСР.
Попробовать всё сразу ни у кого не получится, а сравнить разные подходы было бы интересно.
Но нужно быть готовым к тому, что никто ничего исследовать не будет, а все будут сидеть ровно и смотреть на остальных. Тогда придётся идти вперёд в одиночку.

Как забавно повернулся мир. Раньше все боролись за приоритет в освоении любой технологии. "Sputnik moment" был большим шоком. Сейчас все борются непонятно за что, sputnik moment'ы сыпятся как из рога изобилия, не вызывая интереса.

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2017, 10:01

Вернёмся к истории, то бишь, к отчёту-1974.

Что можно выжать ещё из БНов с окисным топливом? Как это видели авторы отчёта?

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2017, 10:03

"РЕАКТОРЫ С ОКИСНЫМ ТОПЛИВОМ.

Как сказано выше. быстрые реакторы могут выполнять свою роль в атомной энергетике в том случае, если их время удвоения составит 4-8 лет.

По проработкам, выполненным в ФЭИ и смежных организациях, такие времена удвоения могут быть достигнуты на реакторах БН с окисным топливом..

Необходимыми условиями для этого являются следующие:"

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2017, 10:11

"1. Достижение выгорания 10% т.а.

Ограничивающим фактором может стать распухание сталей при больших интегральных дозах облучения быстрыми нейтронами.

Полностью этот вопрос ещё не ясен, однако:

- во-первых, имеются предложения по изменению конструкции пакета, если распухание станет препятствовать глубокому выгоранию.
Изменение конструкции пакета состоит в том, что используется более плотная окись, меньшие толщины оболочек твэл, меньшие толщины стенок пакетов - всё это для создания большего зазора между пакетами для обеспечения возможности распухания пакета;

- во-вторых, имеется возможность применения слабораспухающих материалов типа нимоников.

Другим ограничивающим фактором является коррозия оболочки с внутренней стороны за счёт взаимодействия стали с осколками деления при глубоком выгорании.
В настоящее время изучаются различные средства борьбы с этим явлением (подбор соотношения металл-кислород в топливе, снижение количества примесей, покрытие оболочек защитным слоем).

Эти вопросы требуют дальнейшего изучения. Однако опыт БОР-60, "Рапсодии" и др. не вызывает особых сомнений в возможности достижения выгораний 10% и более.

В проектах LMFBR предполагается достичь выгораний (средних) от 8 до 15%...".

Автор: AtomInfo.Ru 3.5.2017, 11:07

Стандартный подход для борьбы с распуханием - это, конечно, снижение плотности топлива ниже теоретической и, если надо, создание дополнительных пустот.

И вот тут, как пишет уже Казачковский в научно-технических мемуарах, на горизонте появилось вибротопливо, для которого создание низкой плотности - вообще не проблема.

Но у него в этом случае проявился следующий недостаток:

"Иметь низкую плотность для вибротоплива - не проблема.

Но, если она слишком низкая, то после загрузки свежих твэлов нужно сравнительно медленно повышать мощность реактора, чтобы успел сформироваться прочный спечённый сердечник с достаточно равномерным распределением топлива вдоль всего твэла.
В противном случае может иметь место его оседание и соответственно уплотнение в нижней части твэла".

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 9:11

Сделаем очередное отступление в сторону.
Казачковский:

"На первых порах жаропрочность была главным требованием, предъявляемым к материалу оболочки.
Однако после того, как был обнаружен эффект вакансионного распухания, именно он и стал доминирующим при определении возможности длительного облучения твэлов.

Пришлось предусматривать меры, специально направленные на снижение вакансионного распухания, подбирая состав, используя присадки, например, титана, проводя предварительную механическую обработку с сильной пластической деформацией применяемых сталей.

В качестве перспективных материалов рассматриваются уже упоминавшиеся нимоники и стали ферритомартенситного класса.

Последние, как практически не распухающие, открывают особенно большие возможности для дальнейшего увеличения кампании твэлов.
Они, однако, заметно снижают свою механическую прочность в области максимальных реакторных температур.
Рассматриваются меры по повышению их жаропрочности (например, методом дисперсионного упрочнения).

Разработана надёжная технология сварки между собой тонкостенных трубок из различных материалов, что позволяет в случае необходимости иметь составные оболочки, то есть ферритомартенситные в основном и аустенитные сверху.
Впрочем, с учётом радиационных изменений в сталях при больших облучениях это может оказаться и не очень выгодным.

В принципе можно думать и о некотором снижении максимальной температуры оболочки за счёт, например, уменьшения её разброса на выходе из активной зоны...

Толщина оболочки, выбираемая, прежде всего, из соображений прочности, а также технологичности изготовления и, наконец, требований физики, составляет 0,3-0,4 мм.
Этого ещё достаточно, чтобы сдержать распухание керамического и металлического, в том числе подверженного свеллингу нелегированного топлива.

Такая толщина, кстати, для некоторых материалов может быть уже соизмерима с размерами отдельных зёрен и поэтому тем более не должна снижаться.

С другой стороны, увеличение толщины оболочки может заметно ухудшать физику реактора".

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 9:12

Так что провозгласить цель "выгорание 10%" было легко.
А вот при достижении её оказалось, что задача эта весьма трудоёмкая и непростая.

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 9:16

Ну и попутно выяснилось, что увеличение выгорания приводит к некоторым (неожиданным на первый взгляд) неприятностям для КВ.
Казачковский:

"В твэлах первых загрузок БН-350, поскольку больших надежд на достаточно глубокое выгорание тогда не возлагалось, полости для сбора газов были сделаны совсем малыми.

Впоследствии они были существенно увеличены (за счёт торцевых экранов)".

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 9:20

"А сейчас главная задача наша - это обеспечить проектные параметры БН-800, то есть, дозы около 90 сна и выгорание 10% т.ат".
http://atominfo.ru/news/aira079.htm

Так что задача эта по выгоранию 10% плавно переползла из советского периода в российский.

Автор: Ultranauth 4.5.2017, 11:44

Совершенно не очевидно, что запретительно-регуляторный подход с целью заставить частников строить быстрые блоки вместо экономически оправданных, ну не знаю, ПГУ - правильный выход здесь. Примером такого подхода "госзаботы о сбалансированном энергобалансе" является внедрение ВИЭ в Германии... Представляется несколько сложным так же продавливать быстрые реакторы.

Понимая это, парадигма внедрения ЗЯТЦ через улучшение экономических параметров его, была оправда, особенно учитывая, что при тиражировании цена технологии бы упала, и спрос на реакторы с высоким КВ вырос бы.

Автор: Ultranauth 4.5.2017, 12:04

Это среднее выгорание имеется в виду? Т.к. максимальное достигнутое для БН-600 постулируется 12% емпни.

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 14:36

Да, конечно.

Автор: asv363 4.5.2017, 16:05

Мне почему-то память подсказывает несколько большее выгорание - 14%, если не 16%.

Автор: AtomInfo.Ru 4.5.2017, 19:00

У штатного топлива БН-600 максимальная глубина выгорания - 11,1%
http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Nosov_YU.V..pdf
В обнинском журнале даётся более высокий результат - 11,4%.

Это штатное топливо.
В опытном, экспериментальном и проч. могут быть всякие результаты в зависимости от назначения.

Автор: asv363 5.5.2017, 0:05

Реактором ошибся, с кем не бывает. 14% - это уже БР-10 на PuO₂: http://www.atominfo.ru/newsp/w0537_03.jpg

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 10:07

Небольшое лирическое отступление по поводу поставленной в отчёте-1974 цели "выгорание 10%".

Примерно в это же время на БН-350 были введены ограничения сверху на выгорание - не более 5,7%. Иначе твэлы текли.

"Массовая разгерметизация оболочек твэлов (на БН-350 в начале работы) обусловлена недооценкой газовыделения и недостаточным объёмом газовой полости твэлов, что потребовало соответствующего изменения конструкции твэлов" (Кочетков, Поплавский и Троянов, 2011).

Это ещё пережили бы, но на потёкшие твэлы наложились потёкшие парогенераторы.
"Грубейшее нарушение технологического процесса при изготовлении"...

В общем, в ЦК КПСС на фоне всех этих событий была брошена зловещая фраза: "Ну что, довольно наигрались с быстрыми реакторами?".

Проецируя ситуацию на день сегодняшний, думаю, сдались бы.
А вот тогда решили, что лучше, конечно, помучаться.
И не просто спасти положение, а спокойно двигаться вперёд, как и было задумано.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 10:10

Ну и про нимоник, который уже дважды поминался.

Не буду делать вид, что я особо умный и рассказывать, что это такое. В книжках написано, что это жаропрочные сплавы на основе никеля.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 10:14

Как видно, общий фон для быстрого направления в 1974 году был в нашей стране непростым, БН-350 входил в работу тяжело.
Но борьба за высокий КВ и малое время удвоения продолжалась.
Вернёмся к перечисленным в отчёте-1974 http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=1226&view=findpost&p=93243 достижения малых времён удвоения.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 10:21

"2. Обеспечение короткого внешнего цикла - 0,5 года.

Время внешнего цикла является решающим фактором в достижении необходимых времён удвоения.
Так, изменение только времени внешнего цикла от 0,5 до 2 лет может вывести быстрый реактор из области допустимых значений времени удвоения:

Первая колонка - время внешнего цикла, лет.
Вторая колонка - время удвоения для окисного топлива, лет.
Третья колонка - время удвоения для карбидного топлива, лет.

0,5 --- 7 --- 5,2
1,0 --- 8,8 --- 6,2
2,0 --- 12,3 --- 8,1

Как следует из работ ВНИИНМ и других организаций, принципиальная возможность создания времени внешнего цикла 0,5 г. и менее - это разрешимая задача.

Необходимо в первую очередь решение вопросов транспортировки и разделки топлива с малой выдержкой после работы в реакторе.

Создание короткого цикла - одна из главных задач для всего дела развития быстрых реакторов".

Автор: Dobryak 5.5.2017, 10:26

Это то же самое. что ЭИ-437

http://redmetsplav.ru/store/nikel1/rossiyskie_materialy/ei/ei437/

Автор: generalissimus1966 5.5.2017, 10:50

Это зарегистрированная торговая марка, отлично гуглится по латинскому написанию
https://www.aircraftmaterials.com/data/nickel/nimonic90.html

Автор: Syndroma 5.5.2017, 16:41

Наверное, помогло то, что за рубежом быстрое направление чувствовало себя ещё неплохо.
А уже в 1977 году Картер фактически прикрыл его в США.

Автор: AtomInfo.Ru 5.5.2017, 19:34

Во многом свою роль сыграло то, что Славский жёстко отстаивал целесообразность быстрой программы.

Автор: sch 12.5.2017, 3:27

Этот расчёт мне кажется важным только при очень странном допущении: если у нас остались последние килограммы U235. Тогда - да, чем быстрее мы эти килограммы будем прокручивать, тем больше быстрых реакторов будут работать параллельно, и тем быстрее случится удвоение.
Если же количество быстрых реакторов лимитировано не количеством U235, то решительно всё равно, сколько времени топливо будет вылёживаться: при любом раскладе в реактор нужно загрузить N кг U235, а по окончании кампании из него можно будет выгрузить N+n кг.

Автор: Superwad 12.5.2017, 7:49

А почему 235 а не 238? Ведь сама идея как раз во вовлечение в цикл 238...

Автор: AtomInfo.Ru 12.5.2017, 8:48

sch,

ага, это отчёт 1974 года.

А тогда действительно были мысли о том, что уран-235 может вот-вот кончиться.

Причём не только в СССР так считали. Подобные тезисы сплошь и рядом встречаются в различных материалах (статьи, доклады и т.д.) 70-ых годов из разных стран.

Я говорил уже как-то. На момент аварии на TMI-2 только в Штатах в работе на разных этапах (от реального строительства до планов-хотелок) было свыше 400 новых блоков (иногда приводят меньшее число, но в 400+ включены хотелки).
И это в одних только Штатах.

При таких темпах развития вопрос о топливе становился весьма актуальным.

Для сравнения, в 1991 году, когда я сам в Кадараше считал всякие рециклы, в исходных данных брались уже совсем другие цифры - по три года на охлаждение сборок после выгрузки и на переработку. То есть, внешний цикл они совершенно спокойно принимали за 6 лет в своих расчётах, хотя и говорили, что COGEMA в принципе может сработать и быстрее.

Что до полугодового внешнего цикла, то, на мой взгляд, задача эта близка к нерешаемой. Хотя вот авторы отчёта-1974 и пишут, что есть пути решения
Но всё-таки, для таких сверхкоротких внешних циклов лучше подходят жидкотопливные реакторы.

Автор: AtomInfo.Ru 12.5.2017, 23:56

И третий пункт. Как ни банально прозвучит, это совершенствование проекта.

Автор: AtomInfo.Ru 13.5.2017, 0:08

"3. Создание совершенной конструкции активной зоны и экранов:

достаточно плотная активная зона с возможно менее "плоской" формой,
плотные эффективные экраны,
минимальные протечки холодного теплоносителя,
топливные высокоэффективные КП,
стабильное во времени поле тепловыделения,
и др.

Существенное уменьшение времени удвоения может быть достигнуто при переходе к компактной зоне с тонкостенными пакетами, плотно прижатыми друг к другу..., при переходе к негерметичным ТВЭЛ с тонкой оболочкой.
Как показано в..., предельные T2 в окисном бридере с плотной напряжённой активной зоной могут составить менее 4 лет.

Однако, даже на основе использования только тех решений, которые вкладываются в проект сегодня, при внешнем цикле 0,5 года и выгорании 10% можно получить время удвоения менее 7 лет.

Роль различных мероприятий видна из следующей возможной схемы "эволюции" окисного бридера типа БН-1500:



Таким образом, БН с окисным топливом по современным представлениям может дать время удвоения в нужных пределах и имеет резервы в конструкции для значительного снижения времени удвоения".

Автор: Syndroma 15.5.2017, 1:51

Помимо времени удвоения, мне представляется весьма важным такой параметр, как количество циклов удвоения за срок службы реактора. Что думали и думают по этому поводу разработчики? Какого максимального срока службы БН можно достичь? И можно ли, например, экономически эффективно заменить реактор и натриевые контуры на новые в БН?

Автор: AtomInfo.Ru 15.5.2017, 8:12

Вопрос интересный, особенно если учесть, что у БН-350 проектный срок был 20 лет.
Если найду какие-нибудь соображения на сей счёт в документах той поры, то обязательно напишу.

Автор: AtomInfo.Ru 20.5.2017, 16:02

Следующий кусок отчёта-1974 касался неопределённостей в расчётном предсказании КВ.
Вопрос, мягко говоря, был не праздный - если погрешности расчётов оказались бы большими (по сравнению с фактом), то это могло бы похоронить всю борьбу за высокий КВ.

Автор: AtomInfo.Ru 20.5.2017, 16:17

"Неопределённость современных предсказаний КВ.

Современное состояние методов расчёта и ядерных констант, используемых при расчёте быстрых реакторов, не позволяют получить расчётную величину КВ с точностью примерно 2%, которая требуется для расчёта времени удвоения с точностью примерно 10%.

Частично неточность расчёта КВ связана с несовершенством методов расчёта полей нейтронов в реакторе, имеющем сложную форму и большое число зон с разными свойствами, определяющими энергетическую и пространственную структуру нейтронного потока.

Однако главным источником неточности определения КВ являются неопределённости ядерных данных.

В отличие от других реакторных характеристик, измеримых и измеряемых на критсборках или в процессе исследований энергетических реакторов, величина КВ может быть измерена лишь с очень большим трудом.

В настоящее время, нет измерений этой величины, позволяющих прямо сравнить расчёт с экспериментом, и в оценках неопределённости приходится исходить из расчёта погрешности КВ, вытекающей из оценённых погрешностей ядерных констант".

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2017, 22:30

Итак, испортить благостную картину выводов могли только константы. Расчётные методы уточнять для нужд определения КВ почти не требовалось.

Значит, нужно было измерять и перемерять сечения, а заодно понимать, с какими погрешностями их мерят и оценивают.

Автор: AtomInfo.Ru 22.5.2017, 22:40

"Такая оценка приведена Гриблером... Неопределённость абсолютной величины КВ им оценена в 0,1 абсолютной величины (доверительный интервал 90%).

Л.Н.Усачёв и др. ... оценили относительную среднеквадратичную погрешность КВ в 6% (доверительный интервал 67%).
При величине КВ 1,4-1,5 погрешность, оценённая ими, примерно в 1,2 раза больше, чем у Гриблера.

На таком же уровне достоверности А.А.Ваньковым и др. ... погрешность определения КВ оценивается также примерно в 6%.

С учётом такой погрешности вообще не приходится говорить о различии величин КВ зарубежных и советских реакторов, если рассматривать одну и ту же конструкцию.

Так, выполненные в 1969-1970 гг. расчёты стандартного быстрого реактора в разных странах и лабораториях... с использованием в части расчётов даже устаревших констант дали среднеквадратичный разброс КВ от средней величины порядка 3,3%, что намного меньше оценённой погрешности, основанной на неточностях констант.
Это означает, что средние значения констант в разных лабораториях отличаются не так сильно, как это могло бы быть.

Несмотря на это, приходится считаться с возможностью некоторого смещения КВ в пределах точности измеренных констант за счёт, например, перехода к более самосогласованной системе ядерных данных, более точно описывающих совокупность различных интегральных экспериментов.

Если в результате значения КВ окажутся меньше предполагаемых, могут потребоваться альтернативы окисному топливу".

Автор: AtomInfo.Ru 4.6.2017, 21:17

Итак, что, по мнению авторов отчёта-1974, могут дать для КВ другие топлива?

Автор: AtomInfo.Ru 4.6.2017, 21:27

"Первый этап сравнения был выполнен по КВ и Gкр реакторов с разными видами топлива при полном сохранении габаритов и объёмного состава зон.

Модель реактора практически совпадала с приведённой выше (реактор типа БН-1500).

Использовались следующие характеристики топлива".



Плохо читаемый последний столбец - нитрид.
Данные в столбце:
14,3
11,5
12,5

Автор: AtomInfo.Ru 4.6.2017, 21:30

"Изотопный состав плутония везде одинаков.

239 : 240 : 241 : 242 = 64 : 22 : 11 : 3.

Рассмотрена идеализированная модель без органов СУЗ, но с осколками деления (4% вес).

Сравнительные данные расчётов выглядят следующим образом".



"Нитридное топливо уступает карбидному из-за значительного поглощения нейтронов в (n,p) реакции на азоте-14".

Автор: AtomInfo.Ru 4.6.2017, 21:33

"В другом рассмотрении, когда принимались во внимание органы СУЗ, но конструкция пакета и ТВЭЛ была одинакова и реакторы отличались только видом топлива, получились следующие результаты".



"Соотношения КВ для разных топлив в этой таблице и в предыдущей одинаковы.
Как видно, нитридное топливо значительно уступает карбидному".

Автор: AtomInfo.Ru 4.6.2017, 21:51

"В условиях поиска для каждого вида топлива оптимального реактора карбид может дать ещё большую выгоду из-за высокой теплопроводности и большей по сравнению с окисью плотности.
Так, для оптимизированного карбидного реактора T2 меньше, чем у окисного, на 25%.
Без оптимизации, в том же реакторе - на 16%.

Таким образом, карбидное топливо может со значительным запасом компенсировать снижение КВ окисного бридера в случае неблагоприятного изменения ядерных констант.

Необходимо учесть также, что переход к карбидному топливу, наряду с КВ, может позволить повысить и термодинамические, соответственно, экономические показатели быстрых реакторов за счёт снижения подогрева натрия.

Возможности металлического топлива остаются пока недостаточно выясненными из-за недостатка опытных данных по допустимым выгораниям, температурам смешанного уран-плутониевого топлива (имеющийся опыт относится, главным образом, к урану), по термическому сопротивлению контакта оболочка-сердечник.

Так, если взять принятое сейчас значение контактной теплопроводности alpha=0,5 Вт/(см^2*град) и считать допустимым температурный перепад только на контакте 300C (например, 600C-900C), то допустимый тепловой поток с поверхности ТВЭЛ окажется равным примерно 1,3*10^6 ккал/(м2*ч) по сравнению с (2-3)*10^6 ккал/(м2*ч) для окиси и карбида.
С учётом большей плотности это приведёт к значительному снижению энергонапряжённости металлического топлива. не компенсируемому увеличением КВ на 0,2-0,3, то есть к росту времени удвоения.
Одновременно существенно снижаются температурные уровни (в окисных и карбидных ТВЭЛ максимальные температуры оболочек принимаются около 700C) и КПД АЭС.

Нельзя исключать, что дальнейшие исследования приведут к изменению современных представлений о металлическом топливе (контактное сопротивление, взаимодействие с оболочкой и т.д.).
Ясность здесь может наступить лишь в результате экспериментов с уран-плутониевым топливом в условиях, приближенных к реальным".

Автор: Обнинский 5.6.2017, 23:10

Прямо панегирик какой-то карбиду!

Им интересовались, потому что он дает самый высокий КВ? С другой стороны, французам высокий КВ не нужен, но карбид у них остается в планах.

Автор: AtomInfo.Ru 5.6.2017, 23:26

В очень отдалённых.

Автор: pappadeux 6.6.2017, 3:45

и почему сейчас выбрали нитриды?

Т2 совсем плохо выглядит (из-за загрузки?)

Автор: AtomInfo.Ru 6.6.2017, 4:55

Пирофорность карбида, трудности в изготовлении = дороговизна.

А КВ сейчас, если для БРЕСТа, нужен, как известно, КВа=1 (чуть больше единицы).
БН следует за ним, так как нет смысла осваивать одновременно два новых топлива.