IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
 
Reply to this topicStart new topic
> Графитовые канальные реакторы на природном уране: статистика, роль БН-350,-600,-800 в производстве оружейного плутония
KTN
сообщение 5.1.2013, 23:44
Сообщение #1


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 759
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



В связи с обсуждением производства оружейного плутония в бланкетах БН-350, БН-600 и потенциальным в БН-800, появляется вопрос:
был ли значимым БН-350 для Советского Союза в общих масштабах такого производства?

Тепловая мощность БН-350 около 1 ГВт, соответствует 400 кг осколков деления при круглогодичной работе.
Полагая КВ бланкетов 0,6 получаем до 240 кг плутония в год.

Далее: сколько всего было канальных графитовых военных блоков, и какова их общая тепловая мощность?
Сейчас эти реакторы все до единого остановлены по требованию США, картина перестала быть секретом и вроде бы следующая:

- Челябинск-40 (Озёрск):
1. Реактор "А" - самый первый реактор; Работал с 7 июня 1949 по 1987 год, 39 лет;
2. "АИ" - тяжеловодный на природном уране для производства трития;
3. "АВ-1" с 4 апреля 1950 по 12 августа 1989, 39 лет;
4. "АВ-2" с 13 апреля 1951 по 14 июля 1990, 39 лет;
5. "АВ-3" с 15 октября 1952 по 1 ноября 1991, 38 лет;

- Томск-7 (Северск):
6. "И-1" с 21 ноября 1955 до 20 августа 1990, 35 лет;
7. "ЭИ-2" с февраля 1958 по 28 декабря 1990, 32 года;
8. "АДЭ-3" с 8 июля 1961 по 14 августа 1992, 31 год;
9. "АДЭ-4" - работал ~до 2009 года;
10. "АДЭ-5" - работал ~до 2009 года;

- Красноярск-26:
11. "АД" с 29 августа 1958 до 30 июня 1992, 34 года;
12. "АДЭ-1" с 20 июля 1961 до 29 сентября 1992, 31 год;
13. "АДЭ-2".

По другим сведениям, графитовых реакторов на природном уране с легководным охлаждением было 13 штук.
Большинство реакторов сохраняло полную работоспособность до самого последнего дня работы.
Тепловая мощность каждого АДЭ вблизи 2000 МВт. Коэффициент воспроизодства по разным данным 0,75 - 0,8 то есть почти уровень БН-350.
Производство плутония каждым реактором оценочно ~500 кг в год, потребление природного урана 300 тонн в год.
Общее ежегодное производство ~ 4 тонны плутония из 2500 тонн природного урана.
К слову, из оружейного оборота для БН-800 выделены 34 тонны, в связи с этим гипотеза что всего произведено в СССР 134 тонны плутония.
На этом фоне невелики 250 кг в год, которые производил БН-350 из высокообогащённого урана.

Всё ли правильно, есть ли неточности?

Сообщение отредактировал KTN - 6.1.2013, 0:08
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.1.2013, 0:57
Сообщение #2


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(KTN @ 6.1.2013, 0:44) *
В связи с обсуждением производства оружейного плутония в бланкетах БН-350, БН-600 и потенциальным в БН-800, появляется вопрос:
был ли значимым БН-350 для Советского Союза в общих масштабах такого производства?

Быстрые реакторы сыграли определенную роль в наработке как высокочистого оружейного плутония с долей 239Pu>97% так и обычного оружейного плутония для ядерных программ разных стран: EBRII и SEFOR (США), Rapsodie и Phenix (Франция), DFR и PFR (Великобритания), FBTR (Индия) и у нас БН-350 и БН-600.
БН-350, судя по всему, внес важный вклад в наработку отечественного запаса высокочистого (с долей 239Pu>97%) оружейного плутония.
QUOTE(KTN @ 6.1.2013, 0:44) *
Тепловая мощность БН-350 около 1 ГВт, соответствует 400 кг осколков деления при круглогодичной работе.

БН-350 никогда не выходил на проектную мощность.
Исходя из документа
IAEA-TECDOC-1569. Liquid Metal Cooled Reactors:Experience in Design and Operation.
С момента запуска в июле 1973 до конца 1973 из-за проблем с течами парогенераторами почти не работал.
С декабря 1973 по февраль 1975 из-за существующей проблемы парогенератороров работал на мощности 300 МВт(тепл).
С марта 1975 по конец 1995 работал на мощности 650-750 МВт(тепл).
С января 1996 по июнь 1998 работа на уровне 420 МВт(тепл).
QUOTE(KTN @ 6.1.2013, 0:44) *
Полагая КВ бланкетов 0,6 получаем до 240 кг плутония в год.

По моим прикидкам, исходя из данных по компоновке а.з.с торцевыми бланкетами и двухсекционного радиального бланкета для БН-350 и суммарном КВ бланкетов около 0.5-0.55, в среднем в год радиальный бланкет давал около 90-100 кг оружейного плутония (качества не хуже 94.5% по Pu-239). Из которого плутония с долей Pu-239 97,4-97,5% порядка 25-30 кг. Торцевой бланкет первых двух зон давал в год около 20-22 кг плутония с долей Pu-239 97,2-97,3%.
После отработки первых двух зон старого типа, перешли на а.з. с новой компоновкой и новыми твс при более высоком выгорании топлива, и качество плутония из торцевого бланкета снизилось до 94% по Pu-239.
Т.е. с первых двух зон БН-350 наработал по крайней мере 180-210 кг высокочистого (с долей 239Pu>97%) оружейного плутония. Эквивалент 60-70 боезарядов. rolleyes.gif
Сколько оружейного плутония было выделено в результате сжигания 14 активных зон нового типа до конца 1998 года неизвестно, и трудно поддается оценке. Если рассмотреть переработку только внутренней части радиального бланкета, то БН-350 мог еще наработать 450-600 кг высокочистого оружейного плутония. Эквивалент 150-200 боезарядов. rolleyes.gif
Не кажется, что плутоний наработанный даже из первых а.з. малого выгорания с долей Pu-239 около 92,5-93% (в общем количестве 390-420 кг за 1975-1980) сильно возбуждал военных, поскольку на этот момент времени отечественные графитовые реакторы-наработчики давали лучшего качества плутоний в десяток раз большем количестве за год.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.1.2013, 1:01


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 6.1.2013, 1:05
Сообщение #3


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(KTN @ 5.1.2013, 23:44) *
Большинство реакторов сохраняло полную работоспособность до самого последнего дня работы.
Тепловая мощность каждого АДЭ вблизи 2000 МВт.

Откуда сведения?
Если не запамятовал, то 2 ГВт, общая у 5 в Северске (Томск-7).


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.1.2013, 1:39
Сообщение #4


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 6.1.2013, 2:05) *
Откуда сведения?
Если не запамятовал, то 2 ГВт, общая у 5 в Северске (Томск-7).

В ряде ссылок пишется, что Северские АДЭ имели проектную мощность 1450 МВт, но после апгрейда на 1900 МВт выходили. Только АДЭ-4 и АДЭ-5 в свои последние годы перед выключением снова на меньшие мощности ушли, благодаря чему на три-четыре года дольше проработали по сравнению с собратьями.
Железногорские АД, АДЭ-1 и АДЭ-2 при такой же проектной мощности позже были профорсированы до 2000 МВт. И убили ресурс графита за тридцать лет.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.1.2013, 2:17
Сообщение #5


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(KTN @ 6.1.2013, 0:44) *
По другим сведениям, графитовых реакторов на природном уране с легководным охлаждением было 13 штук.

Правильно 13. Двенадцать вышеперечисленных + реактор "Руслан". Реактор проточного типа с графитовым отражателем, помещенный в бассейн с легкой водой. Проектная мощность около 800 МВт. В работе с июня 1979 года для производства трития и некотрых специзотопов. С начала 1985 года его мощность была увеличена до 1100 МВт. Помимо получения трития, его сейчас применяют также для радиационно- индуцированного легирования кремния в электронных микросхемах фосфором. Когда стабильный кремний-30 поглощает нейтрон, он превращается в кремний-31 и с периодом полураспада 2.6 часа превращается в устойчивый фосфор-31.
Плутоний от "Руслана" некачественный из-за высоких выгораний среднеобогащенного топлива, и его в расчет можно не принимать.
QUOTE(KTN @ 6.1.2013, 0:44) *
Тепловая мощность каждого АДЭ вблизи 2000 МВт. Коэффициент воспроизодства по разным данным 0,75 - 0,8 то есть почти уровень БН-350.
Производство плутония каждым реактором оценочно ~500 кг в год, потребление природного урана 300 тонн в год.
Общее ежегодное производство ~ 4 тонны плутония из 2500 тонн природного урана.
К слову, из оружейного оборота для БН-800 выделены 34 тонны, в связи с этим гипотеза что всего произведено в СССР 134 тонны плутония.
На этом фоне невелики 250 кг в год, которые производил БН-350 из высокообогащённого урана.

По усредненным данным за 1975-1980 года (когда от БН-350 наметился ожидаемый профит в плане наработанного оружейного плутония):
Маяк в Озерске выдывал около 950-1050 кг оружейного плутония в год.
Сибирский химкомбинат в Северске выдывал около 2000-2050 кг оружейного плутония в год.
Горно-химический комбинат в Железногорске выдывал около 1200-1450 кг оружейного плутония в год.
Т.е. по массе полученного плутония вклад БН-350 в отечественную оружейную ядерную программу невелик.
Однако, что очень важно, отечественные графитовые реакторы-наработчики имели на выходе 420-430 граммов наработанного плутония на тонну облученного урана, тогда как БН-350 в облученных торцевых бланкетных зонах имел около 3500-3900 граммов плутония на тонну UO2, во внутренней секции радиального бланкета после облучательной кампании в 553 дня в среднем 3600-4000 граммов плутония на тонну UO2 и во внешней секции радиального бланкета 7000-7800 граммов плутония на тонну UO2 (после 1106 эфф. дней облучения).
Таким образом, при переработке бланкетных зон БН-350 будет почти в десяток раз меньшее количество ЖРАО и в разы меньшие потери плутония при репроцессинге.
Ну и для БН-350 характерна наработка высокочистого оружейного плутония, что экономически неоправданно для уран-графитовых промышленных реакторов-наработчиков.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 7.1.2013, 0:00
Сообщение #6


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 759
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



QUOTE(VBVB @ 6.1.2013, 2:39) *
Северские АДЭ имели проектную мощность 1450 МВт, после апгрейда на 1900 МВт выходили. Только АДЭ-4 и АДЭ-5 в свои последние годы перед выключением снова на меньшие мощности ушли, благодаря чему на три-четыре года дольше проработали по сравнению с собратьями.
Железногорские АД, АДЭ-1 и АДЭ-2 при такой же проектной мощности позже были профорсированы до 2000 МВт. И убили ресурс графита за тридцать лет.


Считается, по фактору графита многие остановленные АДЭ могли ещё несколько лет проработать, как минимум на пониженной мощности.
Не случайно специалисты, посвятившие всю жизнь работе на этих аппаратах, воспринимали закрытие реакторов как трагедию.

Причины остановки советских военных реакторов в 1990-е были чисто политические:
* политические требования США и внутрисоветских бунтующих слоёв, зачастую весьма высокопоставленных, имеющих большие полномочия вплоть до возможностей ведения саботажа;
* отсутствие финансирования из-за распада системы распределения труда в стране развалившейся на 15 частей;
* отсутствие природного урана, ведь к моменту вывода АДЭ из эксплуатации поставки урана из Казахстана и других частей СЭВ уже прекратились. Складские запасы были относительно невелики при пересчёте в число лет обеспечения потребностей мирных реакторов, флота АПЛ и экспортных поставок ТВС приносивших валюту.
* отсутствие необходимости в дальнейшей наработке плутония после того, как новый Верховный Главнокомандующий Борис Ельцин приказал не идти к прежним целям и спустить флаг.

Кстати говоря, опыт продления ресурса графитовой кладки АДЭ может пригодиться на РБМК.
Механизм деградации графита примерно следующий:
1) Под большим флюенсом графит начинает постепенно распухать, стремясь расшириться в пустоты;
2) В облучённом графите уменьшается теплопроводность, его установившаяся температура растёт, дополнительно увеличивается объёмное расширение;
3) Под двумя этими факторами в графите образуются трещины, которые ещё больше снижают теплопроводность, температура дополнительно растёт усиливая термомеханические напряжения;
4) Когда распирание и коробление графита нарушает целостность циркониевых технологических каналов, ресурс реактора исчерпан.

Возможно, некие восстановительные работы способны продлить эксплуатацию. Актуально для Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС чтобы не произошло той безработицы среди ценнейших специалистов в моногородках, которая получилась в Томске-7. Однако добавочный ресурс по-видимому соответствует флюенсу намного меньшему, чем реактор уже проработал к моменту капитального ремонта.


Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 31.1.2013, 22:50
Сообщение #7


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 145
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(KTN @ 7.1.2013, 1:00) *
Причины остановки советских военных реакторов в 1990-е были чисто политические:
* политические требования США и внутрисоветских бунтующих слоёв, зачастую весьма высокопоставленных, имеющих большие полномочия вплоть до возможностей ведения саботажа;
* отсутствие финансирования из-за распада системы распределения труда в стране развалившейся на 15 частей;
* отсутствие природного урана, ведь к моменту вывода АДЭ из эксплуатации поставки урана из Казахстана и других частей СЭВ уже прекратились. Складские запасы были относительно невелики при пересчёте в число лет обеспечения потребностей мирных реакторов, флота АПЛ и экспортных поставок ТВС приносивших валюту.
* отсутствие необходимости в дальнейшей наработке плутония после того, как новый Верховный Главнокомандующий Борис Ельцин приказал не идти к прежним целям и спустить флаг.

С причинами остановки ПУГРов, указанными вами, согласен.
Но все таки, на мой взгляд, одна из основных причин - это отсутствие необходимости накопления оружейного плутония, учитывая его огромный запас в районе 105-110 тонн на момент 1990 года. Куда уже больше впрок им было можно запасатся.
Ну а если наработка оружейного плутония на ПУГРах стала не нужна ни государству, ни военным, то и сами ПУГРы стали не нужны.
Вполне очевидный конец производственной деятельности, которая в один момент стала не нужна никому.

Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2013, 22:51


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 12.12.2015, 13:50
Сообщение #8


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 351
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



Уважаемые форумчане!

Прошу "поделиться" ссылкой на источники о любой информации по конструкции активной зоны ПУГР (АДЭ, и др).
Размеры графитового блока, ТВС, твэл, др параметры.



Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 24.12.2015, 15:43
Сообщение #9


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



QUOTE(barvi7 @ 12.12.2015, 13:50) *
Уважаемые форумчане!

Прошу "поделиться" ссылкой на источники о любой информации по конструкции активной зоны ПУГР (АДЭ, и др).
Размеры графитового блока, ТВС, твэл, др параметры.

кое-что есть тут.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 25.12.2015, 10:58
Сообщение #10


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 351
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Smith @ 24.12.2015, 15:43) *
кое-что есть тут.

Спасибо!
Такое мы слышали . . . rolleyes.gif
Хотелось бы, что то реальное о размерах и т.п.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 25.12.2015, 13:07
Сообщение #11


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



QUOTE(barvi7 @ 25.12.2015, 10:58) *
Спасибо!
Такое мы слышали . . . rolleyes.gif
Хотелось бы, что то реальное о размерах и т.п.

вот тут не совсем то, что вам надо, но есть весьма неплохое описание устройства ПУГРов (начиная со стр. 102).
в выходные посмотрю на домашнем компе, что-то должно быть поконкретнее... скиньте в личку свой эл.адрес.

Сообщение отредактировал Smith - 25.12.2015, 13:08
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 13.1.2016, 16:37
Сообщение #12


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 351
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Smith @ 25.12.2015, 13:07) *
вот [url=http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-atomnoy-energetiki_v1_2001/go,102/?


Спасибо за помощь!

Прошу еще "поделиться" информацией по конструкции активной зоны Первой АЭС - АМ-1.
Интересуют размеры графитового блока, др параметры.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 13.1.2016, 16:50
Сообщение #13


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 612
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(barvi7 @ 13.1.2016, 16:37) *
Прошу еще "поделиться" информацией по конструкции активной зоны Первой АЭС - АМ-1.
Интересуют размеры графитового блока, др параметры.


Юбилейные сборники какие-нибудь есть?

Ещё. С этого чертежа какую-нибудь полезную цифирь видите?
Это из юбилейного доклада НИКИЭТа.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 13.1.2016, 17:13
Сообщение #14


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



вот тут хорошая схема есть, но без габаритов, к сожалению.

Сообщение отредактировал Smith - 13.1.2016, 17:13
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 13.1.2016, 17:31
Сообщение #15


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



На первой АЭС [13] графитовая
кладка реактора диаметром 3000 мм и высотой
4500 мм собрана из блоков двух типов. Активная
зона диаметром 1500 мм и высотой 1700 мм набрана
из вертикально стоящих шестигранных блоков
высотой 600 мм и размером «под ключ» 173 мм с
центральными отверстиями, в которых размещаются
128 топливных каналов и 22 канала СУЗ. Каналы
образуют треугольную решетку с шагом 120 мм.
Каждый из технологических каналов содержит
твэлы в оболочке из нержавеющей стали с
собранными на них графитовыми втулками.
Отражатель собран из горизонтальных блоков,
смонтированных на 24 вертикальных стояках, по
которым циркулирует вода для охлаждения
отражателя.

ну и вообще вот тут много интересного про графитовые РУ в одном месте собрано.

Сообщение отредактировал Smith - 13.1.2016, 17:32
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 13.1.2016, 18:09
Сообщение #16


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 351
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Smith @ 13.1.2016, 17:31) *
На первой АЭС [13] графитовая
кладка реактора набрана
из вертикально стоящих шестигранных блоков
высотой 600 мм и размером
ну и вообще вот тут много интересного про графитовые РУ в одном месте собрано.


Спасибо! Это как раз то, что надо.
У всех графитовых реакторах (Ф-1, АМБ, ЭГП, ПУГРы, РБМК) блоки квадратные.
А про АМ-1 удалось найти, что шаг треугольной решетки в 120 мм не оптимален (Кочетков Л.А. К истории создания Обнинской АЭС).
А треугольную решетку с квадратными блоками не получишь - поэтому и шестигранные блоки.
Еще раз - СПАСИБО!
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 25.1.2016, 17:18
Сообщение #17


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 351
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Smith @ 13.1.2016, 17:31) *
На первой АЭС [13] графитовая
кладка реактора диаметром 3000 мм и высотой
4500 мм собрана из блоков двух типов. Активная
зона диаметром 1500 мм и высотой 1700 мм набрана
из вертикально стоящих шестигранных блоков
высотой 600 мм и размером «под ключ» 173 мм с
центральными отверстиями, в которых размещаются
128 топливных каналов и 22 канала СУЗ. Каналы
образуют треугольную решетку с шагом 120 мм.
ну и вообще вот тут много интересного про графитовые РУ в одном месте собрано.

Статья по графитовым реакторам - полезная.
Однако, некоторые данные нуобходимо "перепроверять". Так например в АМ-1: шестигранный графитовый блок - размер под ключ - 173 мм, а шаг треугольной решетки топливных каналов 120 мм.
173 мм не очень похоже на опечатку , тем не менее шаг топливных каналов и размер под ключ должно быть одно число. Из многих других источников, известно, что 120 мм - это шаг решетки. Поэтому 173 мм не соответствует действительности.
Могут ли "Обнинские" подойти в музей АМ-1 и "измерить" размер графитового блока. . . ., или лучше послать к ссылке на лит.источник rolleyes.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post

Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 23.4.2021, 14:51