IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
9 страниц V   1 2 3 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974
AtomInfo.Ru
сообщение 18.4.2017, 15:32
Сообщение #1


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 18.4.2017, 15:40
Сообщение #2


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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 dry.gif

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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 18.4.2017, 15:46
Сообщение #3


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Syndroma
сообщение 18.4.2017, 18:25
Сообщение #4


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 426
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.
8956
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 18.4.2017, 18:26
Сообщение #5


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Syndroma @ 18.4.2017, 18:25) *
Это вообще универсальное наблюдение.


Угу.

Но что самое смешное - для многих оно было тогда неочевидным.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 18.4.2017, 18:54
Сообщение #6


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 987
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 18.4.2017, 15:32) *
Ещё один примечательный старый (1974) отчёт ФЭИ, опубликованный в юбилейном сборнике М.Ф.Троянова.

А где же отчет . . .? Или достаточно Названия. . . для обсуждения unsure.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 18.4.2017, 19:37
Сообщение #7


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(barvi7 @ 18.4.2017, 18:54) *
А где же отчет . . .? Или достаточно Названия. . . для обсуждения unsure.gif


Спокойствие, только спокойствие! Буду постепенно продолжать по кусочкам близко к тексту.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 9:49
Сообщение #8


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 10:04
Сообщение #9


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.".
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 10:13
Сообщение #10


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 10:24
Сообщение #11


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 11:05
Сообщение #12


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 11:14
Сообщение #13


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 11:27
Сообщение #14


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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".
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 11:32
Сообщение #15


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 11:47
Сообщение #16


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 22:58
Сообщение #17


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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?".
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 23:01
Сообщение #18


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 23:12
Сообщение #19


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 19.4.2017, 23:19
Сообщение #20


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 465
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".
Go to the top of the page
 
+Quote Post

9 страниц V   1 2 3 > » 
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 17.10.2017, 17:42
Rambler's Top100