![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() ![]() |
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#2
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#3
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#4
|
|
![]() Ветеран форума ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 1 271 Регистрация: 23.12.2014 Пользователь №: 34 075 ![]() |
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."
-------------------- Всё это мелкая рябь на волнах экономических циклов, незаметных на приливах эпох.
Накапливать ОЯТ абсурдно для здорового человека. Если мечтать — то ни в чём себе не отказывать. 8956 |
|
|
![]()
Сообщение
#5
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
|
|
|
![]()
Сообщение
#6
|
|
Эксперт ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 ![]() |
|
|
|
![]()
Сообщение
#7
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
|
|
|
![]()
Сообщение
#8
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#9
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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.". |
|
|
![]()
Сообщение
#10
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#11
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
То, что отчёт не остался лишь бумажным отчётом, подтверждает документ, недавно введённый в оборот на ГХК.
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): QUOTE Но дальше что-то произошло, было принято какое-то внутреннее решение, и мы уже все поняли, что начинаем опаздывать со сроками по этому протоколу.
В Министерстве существовала, мягко выражаясь, оппозиция Ефиму Павловичу. Все считали, что не надо строить МОКС-топливо. Но Славский сказал: «Вот мы в ЦК приняли решение, значит, надо строить». От министра была стопроцентная поддержка. Но Ширяевский институт (ГСПИ) не начал проектирование твэльной части, не знаю, почему. Может, получили указание, может, загружены были. |
|
|
![]()
Сообщение
#12
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#13
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#14
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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". |
|
|
![]()
Сообщение
#15
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#16
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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 приводил выдержку 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. |
|
|
![]()
Сообщение
#17
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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?". |
|
|
![]()
Сообщение
#18
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#19
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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. QUOTE Людмила Забудько. http://atominfo.ru/news/aira079.htm
Можно ли считать, что с карбидом в Индии покончено навсегда? Может быть. Этот вопрос нас в своё время интересовал. Мы более 10 лет тесно сотрудничали с французами по программе быстрого натриевого реактора, и мне довелось быть координатором с российской стороны рабочей группы №1 по топливу и материалам активной зоны. Вопрос о карбиде неоднократно обсуждался на рабочих встречах. Мы задавали вопросы о карбиде французским специалистам, нашим индийским коллегам. В итоге был получен такой ответ. У Индии действительно самый большой опыт по карбиду. Были сделаны и отработаны по полной программе - включая выгорание до 16% т.ат., переработку и возврат в цикл - две полных загрузки экспериментального быстрого натриевого реактора FBTR. Но как только речь зашла о коммерческом использовании в большом реакторе, индийцы пришли к выводу о том, что карбидное производство экономически нецелесообразно. Вот такая аккуратная формулировка была нам предложена. Ваше личное мнение, почему всё-таки так произошло? В чём основные проблемы карбида? Трудно говорить о промышленном производстве, поскольку у нас нет собственного опыта. Но основная проблема карбида известна - пирофорность. Это требует специальных камер с инертной атмосферой. Конечно, всё это влияет отрицательно на стоимость. Тем не менее, для меня лично причины отказа Индии от карбида так до конца и не ясны. Тем более, Франция продолжает рассматривать карбид, как перспективное топливо. |
|
|
![]()
Сообщение
#20
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 24 884 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
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". |
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 16.4.2024, 18:49 |