Проект ПРОРЫВ Опции

[KTN]

в 2007 году в "Совместном заявлении..." прямо указывается, что Россия планирует осуществлять утилизацию в БН-600 и БН-800 в виде MOX-топлива. Росатом оставил за собой право заменить ГТ-МГР на некие "дополнительные быстрые реакторы".

Получается, формально открыт путь использованию некоторой части этих 34 тонн плутония в экспортных БН-800.

Другое дело что нам это не выгодно, с таким трудом созданный оружейный материал транжирить.
Наилучший вариант обеспечить первые две-три загрузки экспортных БН-800 состоит в предварительной переработке на "Маяке" ОЯТ ВВЭРов, с выдержкой свыше 50 лет и стоимостью выделения из ОЯТ входящей в стоимость контракта поставки реакторов. "Энергетического" невыделенного плутония накопилось почти 100 тонн, его состав приблизительно 60% Pu239, остальные 40% Pu240, Pu242, а также 238-й и 236-й изотопы.
В контракте условием поставки ТВС можно прописать возврат в Россию 239-го из экранов.

Документ остаётся в силе и сегодня, и мы обязаны его исполнять, что бы ни говорили товарищи прорывисты. Альтернатива - только выходить на МИД, потом на Путина, чтобы тот вышел на Обаму

Привязка вопроса 34 тонн плутония к выходу США из договора по ПРО от 1974 года - самый простой вариант избавиться от ограничений в развитии быстрых реакторов, а также в вопросах их экспорта.
И не нужно при этом ссориться с американцами, нужно разъяснить им. Что старые договора мешают техническому прогрессу, что сложилась ситуация когда Индии и многим другим de-facto можно а нам нельзя.
Если они считают договор по ПРО устаревшим и приводят ту же самую аргументацию, пусть соглашаются что аналогичная ситуация в вопросах развертывания и экспорта быстрых реакторов.

При этом речь не идёт о том, чтобы разменивать выход США из договора по ПРО на снятие ограничений в развитии программы быстрых реакторов и их экспорте. Такой размен был бы не равноценным, договор по ПРО важнее.
Поэтому в пересмотренных договорах обеим сторонам должно позволяться создавать свою глобальную ПРО и развивать ПРО ТВД на базе модифицированных ЗРК, что сейчас фактически уже имеет место.

[VBVB]

Наилучший вариант обеспечить первые две-три загрузки экспортных БН-800 состоит в предварительной переработке на "Маяке" ОЯТ ВВЭРов, с выдержкой свыше 50 лет и стоимостью выделения из ОЯТ входящей в стоимость контракта поставки реакторов.

IMHO, для цели заправки экспортных вариантов БНов оптимален выбор топливного плутония из ОЯТ первых зон ВВЭР-210. С учетом прошедшего срока выдержки и распада 241Pu в этом ОЯТ (среднее выгорание около 13 МВт-сут/кг), среднее содержание плутония-239 в выделенном плутонии от ВВЭР-210 будет около 84-84.5% при доле плутония-240 в районе 13%. С такими характеристиками плутоний тоже непрофильно использовать можно, но на порядок с меньшей эффективностью.
Вылежавшееся 35-летнее ОЯТ ВВЭР-365 (среднее выгорание около 26-27 МВт-сут/кг) сейчас даст на выходе среднее содержание плутония-239 около 76-77% при доле плутония-240 в районе 20%, при содержании плутония-238 в районе 1%. Вот из этого ядерного материала "злобные пролиферанты" уже ничего нормального особо сделать не смогут, только таблетки топливные с таким материалом сложнее делать.

"Энергетического" невыделенного плутония накопилось почти 100 тонн, его состав приблизительно 60% Pu239, остальные 40% Pu240, Pu242, а также 238-й и 236-й изотопы.

Эти характеристики соответствуют реакторному плутонию из ОЯТ ВВЭР-1000.

Сообщение отредактировал VBVB - 11.11.2012, 19:01

[KTN]

Позвольте с вами не согласиться, коллега.
Пуск БН-800 затягивается и будет осуществлен на гибридной зоне исключительно из-за неготовности отечественного производства МОКС-топлива

Такова официальная версия.

Вместе с тем сейчас существует и, более того, с каждым годом крепнет среди специалистов в России общее мнение, что преждевременная ликвидация запасов плутония была бы неисправимой ошибкой. Глобальная политическая ситуация неспокойнее, чем была 10 или 15 лет назад, появились и с каждым годом усиливаются новые геополитические вызовы, никуда не исчезли старые.
Баланс сил в мире меняется, надо закрепить своё место в нём, и незачем искусственно ослаблять собственные конкурентные позиции.

Сейчас ещё преждевременно говорить, примут ли и США для себя такую политическую платформу заблаговременно, или подождут пока перестанут быть мировыми лидерами по числу авианосцев, других вооружений. Для России уже сейчас приобрёл практическую актуальность вопрос о том, как после 2041 года удержать 13% мировой площади суши имея менее 1% мирового населения.
Учитывая влияние всех этих факторов, в предыдущее десятилетие не считалось нужным форсировать решение вопроса с утилизацией в ту или иную сторону /выполнение договора или выход из него/. Откладывание вопроса, напротив, имело высокую актуальность, что и видим на практике.

БРЕСТ имеет КВ=1,05 по той причине, что этого как раз хватает для самообеспечения РУ по плутонию (с учетом потерь при переработке), но при этом не происходит избыточного накопления плутония. А это - одно из требований мирового сообщества (а не только и не столько США) для гипотетической возможности экспорта быстрых установок.

На самом деле БРЕСТ интересен как burner, способный производить плутоний в экране имея АЗ с минорными актинидами. Средняя энергия нейтронов в АЗ БН порядка 200 кэв, и там МА в основном нарабатываются а не делятся. Свинцовый или гелиевый теплоносители позволяют иметь спектр нейтронов со средней энергией уровня 800 кэв, там МА эффективно делятся и их можно конвертировать в плутоний в экранах из обеднённого урана.
Именно это обстоятельство делает осмысленным само создание свинцовых реакторов.

Понятие "избыточный плутоний" искуственное, идеологизированное, жизнеспособное до ближайшего мирового нефтяного кризиса /который точно произойдёт, это вопрос времени/.
Плутоний - ценнейшее сырьё дающее возможность запуска быстрых реакторов, чтобы сделать электрогенерацию независимой от нефти, газа и угля. Учитывая в первую очередь это, а не военные соображения, быстрые реакторы должны работать с максимальным коэффициентом воспроизводства. Иначе они останутся в единичных несерийных экземплярах, экспорт которых для получателя не имеет смысла за исключением освоения технологии натриевого теплоносителя.

И без того МВт установленной мощности БН, по советским оценкам, втрое дороже чем ВВЭР /не учитывая радиохимический завод ЗЯТЦ/ чтобы ещё искуственно занижать коэффициент воспроизводства.
В наших интересах как экспортёров долгосрочное сотрудничество, подразумевающее:
1. Экспорт аппаратов с максимальным КВ в дружественные страны. Стартовые загрузки наши, вопрос с нарабатываемым плутонием должен обсуждаться отдельно на двусторонних переговорах.
2. Совместное создание автоматизированного радиохимического завода. Можно вариант на Сахалине, можно вариант с двумя заводами на территориях обеих стран по одним и тем же чертежам.
3. Гарантии нераспространения заключаются в том, что относительно ЯО дружественная страна продекларирует неприменение первыми, этого достаточно.

Да и потом, БН-800 и БРЕСТ - это гражданские установки, которые должны стоять под контролем МАГАТЭ

Экспортируемые БН-800 и радиохимический завод могут стоять под контролем МАГАТЭ. Нет какой-либо разницы от того, что КВ выше единицы.

По вопросу необходимости иметь максимальный КВ, рассмотрим численный пример.
В Южной Корее сейчас установленная мощность энергетики 48 ГВт, для полного перехода на быстрые реакторы необходимы 30 блоков БН-1600. Пять АЭС по 6 блоков на каждой.
Они должны быть построены за 60 лет, по мере естественной замены действующих электростанций: новый энергоблок каждые 2 года. Строится он 8 лет, значит одновременно в постройке должны быть 4 реактора.
С самого начала программы развёртывания быстрых реакторов, нужно создавать роботизированный радиохимический завод, стремясь к внереакторному времени 1 год.
В таком случае даже при невысоком КВ цикла на уровне 1,2 учитывая время топливной кампании 1,5 года и что «1,2 в четвёртой степени» равно двойке, время удвоения плутония составит 10 лет.
Поскольку это (1/6) планового времени перехода на быстрые реакторы, и два в шестой степени 64, для старта программы необходимы 4 тонны плутония. По её выполнении через 60 лет в 30 БН-1600 будет 120 тонн плутония, ещё столько же в переработке на радиохимическом заводе.

Только в случае максимального КВ реактора и быстрой радиохимической переработки задача перевода электроэнергетики на ядерный первичный энергоноситель решаема в приемлемые сроки.
На практике КВ реактора, на плутонии равновесного состава, может оказаться менее оптимистичным, а выдержка ОЯТ и радиохимическая переработка более длительными. В таком случае, во избежание задержки набора мощности на начальном этапе, стартовая масса плутония должна быть не 4 тонны, а 20 или 30. В способности её предоставить на обсуждаемых условиях последующего возврата /после переработки ОЯТ ВВЭРов на "Маяке"/ последующего возврата, собственно и состоит одно из преимуществ сотрудничества с Россией по быстрым реакторам.

[Smith]

Такова официальная версия.
...
Учитывая влияние всех этих факторов, в предыдущее десятилетие не считалось нужным форсировать решение вопроса с утилизацией в ту или иную сторону /выполнение договора или выход из него/. Откладывание вопроса, напротив, имело высокую актуальность, что и видим на практике.

просто чтобы прояснить ситуацию: вы считаете, что никаких особо серьезных проблем с освоением производства МОКС-топлива для РБН в промышленном масштабе в России нет и все наблюдаемые задержки связаны исключительно с целью затянуть время и запутать вероятного противника?

Экспортируемые БН-800 и радиохимический завод могут стоять под контролем МАГАТЭ. Нет какой-либо разницы от того, что КВ выше единицы

Де-юре вроде бы нет, а де-факто как бы есть. Но пока все равно никто никому в мире не продал ни завод, ни РБН :-)
и потом, когда я говорил про контроль МАГАТЭ, то имел в виду тот факт, что объекты гражданской энергетики должны быть под ним, но это не касается военных установок (РУ для АПЛ).

Сообщение отредактировал Smith - 11.11.2012, 22:03

[VBVB]

На самом деле БРЕСТ интересен как burner, способный производить плутоний в экране имея АЗ с минорными актинидами. Средняя энергия нейтронов в АЗ БН порядка 200 кэв, и там МА в основном нарабатываются а не делятся. Свинцовый или гелиевый теплоносители позволяют иметь спектр нейтронов со средней энергией уровня 800 кэв, там МА эффективно делятся и их можно конвертировать в плутоний в экранах из обеднённого урана.
Именно это обстоятельство делает осмысленным само создание свинцовых реакторов.

Очень точно отражена мысль по смыслу свинцового быстрого реактора (СБР) для стран которые его рассматривают на перспективу. Именно свинцовый быстрый реактор как выжигатель-трансмутатор Np, Am и Cm. Причем как промышленную ЯЭУ с приемлемыми характеристиками выработки электроэнергии, окупающими затраты на создание таких реакторов (по сравнению с дорогостоящим долговременным хранением младших актинидов). Т.е. ниша свинцовых реакторов для большинства интересующихся стран - среднемощные промышленные ЯЭУ с удельной энергонапряженностью заметно ниже БНов, без излишнего фанатизма. Например, ни свинец ни нитридное топливо не впечатлило тех же французов и американцев.
Однако у нас перекос очередной наблюдается, дескать свинцовые реакторы должны заменить в перспективе натриевые. С перечислением кучи причин, выставляющих натриевый теплоноситель во всех его неоднозначных сторонах. Причина перекоса такого известна...
Для нашей страны на нынешний момент СБР вроде как и преимуществ особых не имеет по сравнению с БНом. А уж безбланкетный вариант в виде БРЕСТа тем более.
Для БРЕСТа на сегоднящний момент имеем недостатки:
1) малоизученные проблемы свинцового теплоносителя
2) малоизученные проблемы коррозии реакторных конструкционных материалов в свинцовом теплоносителе
3) нитридное топливо слабо изучено во всех аспектах, как и способы его переработки
4) для полного использования потенциала СБР со смешанным Pu-U нитридом необходимо использовать высокообогащенный 15N
5) неэффективно низкий КВ
6) более технически сложные насосы для перекачки свинца
7) сложные парогенераторы
Из плюсов БРЕСТа:
1) химическая инертность свинцового теплоносителя при его утечке
2) лучший нейтронный спектр для утилизации/трансмутации трансуранидов
3) меньшая загрузка топлива при одинаковой мощности с БНом
4) большая длина топливной кампании по сравнению с БНом
5) может работать на реакторном плутонии более худшего качества, чем нужный для БНов
6) достижима большая степень выгорания топлива (оксидного) по сравнению с БНом
Но сейчас у нас нет даже тонны выделеных младших актинидов (они у нас или ВАО или в ОЯТ), как и особого опыта с топливами на них.
Плутония топливного и реакторного у нас сейчас "вагон и маленькая тележка", плюс еще 34 тонны военного надо в угоду соглашений перерабатывать.
С переработкой ОЯТ быстровиков средних выгораний есть проблемы, а для ОЯТ высокого выгорания отечественный пирорепроцессинг еще на уровень опытно-демонстрационного производства не вышел.
Т.е. возникает вопрос, а в чем конкретно для нашей страны состоит прорыв "Прорыва" в плане разработки среднемощного свинцового БР?
Каких то сверхобещающих перспектив СБРов в нынешней и обозримой вперед ситуации пока не видно.
Но СБР беспорно нужно разрабатывать и до ума доводить. Поскольку для того же Маяка пара-тройка БРЕСТов были бы хорошими утилизаторами младших актинидов, с которыми рано или поздно все равно придется возиться.
Да и для флота отечественного малогабаритный интегральный свинцовый БР-самоед с режимами работы на ЕЦ и перезарядкой раз в 25-30 лет мог бы быть очень полезен.
Другое реальное применение СБРов в качестве модудбного компонета АСММ, для дальних мест, которых у нас не мало.
Ну и для наработки урана-233 из тория СБРы могли бы быть полезны.

Сообщение отредактировал VBVB - 11.11.2012, 23:04

[VBVB]

Плутоний - ценнейшее сырьё дающее возможность запуска быстрых реакторов, чтобы сделать электрогенерацию независимой от нефти, газа и угля. Учитывая в первую очередь это, а не военные соображения, быстрые реакторы должны работать с максимальным коэффициентом воспроизводства. Иначе они останутся в единичных несерийных экземплярах, экспорт которых для получателя не имеет смысла за исключением освоения технологии натриевого теплоносителя.

Золотые слова.
Отцы основатели АЭ это 60 лет назад понимали и идею быстрых бридеров развивать начали.
Только нынешние политики и менеджеры этого в упор понимать не хотят тонкостей таких. Откуда и возникают совершенно дурацкие предложения по иммобилизации избыточного высокоценного энергетического материала, которым является оружейный плутоний. Ну от этого варианта ушли, заменив вариантом сжигания 34 тонн сверхценного материала абсолютно неэффективным способом по СУОП.
Разводят американцы нас в очередной раз, а мы ведемся как туземцы неразумные.
IMHO, переключение наших мыслей, технических усилий и времени на долгую возню с утилизацией 34 тонн высококачественного оружейного плутония не позволит нам нормально отработать научно-технические аспекты развития и оптимизации закрытого ЯТЦ с БНами на имеющемся у нас энергетическом плутонии. Ну а дальше придется, как не раз бывало у нас в разных направлениях, пытаться запрыгнуть в уходящий/ушедший поезд.

Сообщение отредактировал VBVB - 11.11.2012, 23:27

[VBVB]

Средняя энергия нейтронов в АЗ БН порядка 200 кэв, и там МА в основном нарабатываются а не делятся. Свинцовый или гелиевый теплоносители позволяют иметь спектр нейтронов со средней энергией уровня 800 кэв, там МА эффективно делятся и их можно конвертировать в плутоний в экранах из обеднённого урана.

Немало путаницы наблюдается в отношении оценки средней энергии спектра нейтронов БНов и СБРов.
По одним данным СБРы имеют средней энергии спектра быстрых нейтронов на 100-150 кэВ выше, чем для БНов.
Американцы, например, пишут что для разных их вариантов проектов СБР средняя энергия спектра быстрых нейтронов составляет 400-450 кэВ (в зависимости от топлива оксидного, нитридного, металлического). На металлическом топливе вроде как спектр жестче.
Однако у вас оценка в 800 кэВ фигурирует. Это оценка для БРЕСТА?

[VBVB]

Пространное интервью главного ПРОРЫВателя об организационной стороне проекта.
http://expert.ru/expert/2012/45/kak-v-avgu...yatogo/?n=66995

...И я надеюсь, что не позднее начала 2013 года будет откорректирована Федеральная целевая программа, и вот с этого момента до пуска комплекса реактора с пристанционным топливным циклом по проекту «Прорыв» останется восемь лет...

Заряжает оптимизмом, однако.
Пока идет речь о прогнозируемых затратах около 42-45 млрд. руб. на сей "ацкий прожект"...

[armadillo]

Я неоднократно задавался вопросом - почему бы, вместо гигантомании, не поставить целью продемонстрировать технологически возможность использования свинца как теплоносителя и сделать это на исследовательском реакторе в диапазоне мощности от 1 до 10 МВт?

а на неатомных грелках такое испытывалось?

[AtomInfo.Ru]

а на неатомных грелках такое испытывалось?

http://atominfo.ru/news8/h0984.htm

Про результаты не спрашивайте, пожалуйста. По некоторым причинам отвечать не могу.

[armadillo]

о , спасибо.

[AtomInfo.Ru]

о , спасибо.

У нас по нему есть большое интервью с группой товарищей на снимках. Технические детали не прошли согласования в соотв. подразделениях, а печатать текст из одного предложения "Слава КПСС великому и мудрому!" не хотим уже мы.

Поэтому по техническим подробностям стенда, по результатам и т.п. не имею права что-либо раскрывать.

[VBVB]

Из интервью В.М. Мурогова. Респект атоинфо.
http://www.atominfo.ru/newsc/l0657.htm

Быстрые реакторы и ЗЯТЦ призваны решать проблемы не только ресурсов (которых нам пока хватает), но и ОЯТ. Каким образом замена натрия на свинец поможет нам решить проблему ОЯТ легководных реакторов - а она (проблема) очень беспокоит нашу эксплуатацию! - особенно если учесть, что для свинцового БР предлагается собственный изолированный топливный цикл?

Вообще, ести посмотреть на идею БРЕСТА, то он собой предсталяет ЯЭУ с посредственными характеристиками с индивидуальным и самодостаточным ЯТЦ на уровне самовосполнения первоначально выделенных под это направление запасов ядерного топлива.
Какого прорыва в энергетическом будущем страны можно ожидать от таких реакторов?
Это равносильно установке планки определенного уровня энергообеспеченности страны, выше которого можно только прыгнуть усиленно уничтожая углеводородное сырье. Такая перспектива совсем не радует.
IMHO, только бридеры с КВ не ниже 1,25-1,35 имеют логический потенциал развития в уран-плутониевом цикле. А БРЕСТоподобные устройства это временный палиатив.
Т.е. вместо стратегии перспективного развития ЯТЦ в лице ПРОРЫВа имеем тактический ход сомнительной ценности.
Выше уважаемый товарищ KTN привел понятный и очевидный пример стратегии развития ЯТЦ для большинства идущих вперед стран.

По вопросу необходимости иметь максимальный КВ, рассмотрим численный пример.
В Южной Корее сейчас установленная мощность энергетики 48 ГВт, для полного перехода на быстрые реакторы необходимы 30 блоков БН-1600. Пять АЭС по 6 блоков на каждой.
Они должны быть построены за 60 лет, по мере естественной замены действующих электростанций: новый энергоблок каждые 2 года. Строится он 8 лет, значит одновременно в постройке должны быть 4 реактора.
С самого начала программы развёртывания быстрых реакторов, нужно создавать роботизированный радиохимический завод, стремясь к внереакторному времени 1 год.
В таком случае даже при невысоком КВ цикла на уровне 1,2 учитывая время топливной кампании 1,5 года и что «1,2 в четвёртой степени» равно двойке, время удвоения плутония составит 10 лет.
Поскольку это (1/6) планового времени перехода на быстрые реакторы, и два в шестой степени 64, для старта программы необходимы 4 тонны плутония. По её выполнении через 60 лет в 30 БН-1600 будет 120 тонн плутония, ещё столько же в переработке на радиохимическом заводе.

Вот это уже контурно обрисованная стратегия развития будущего атомной энергетики, а не сиюминутные метания от одного вида теплоносителя и ядерного топлива к другим...

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2012, 16:39

[KTN]

Немало путаницы наблюдается в отношении средней энергии спектра нейтронов БНов и СБРов.

Она варьируется в широких пределах в зависимости от компоновки АЗ. Относительно 800 Кэв и Бреста, не в наших с Вами интересах выкладывать на открытый доступ всё что знаем. Как в любом деле, там есть свои ноу-хау.
К тому же, и бетонные работы на месте будущего реактора ещё не начаты.
Может оказаться, что первые загрузки БРЕСТа на обогащённом уране будут: больше запаздывающих нейтронов.

[pappadeux]

`Кроме того правительство перераспределит средства между инвестиционными проектами, выделив 300 миллионов рублей ФГБУ "НИЦ Курчатовский институт" на закупку оборудования и материалов для реализации инвестиционного проекта "Техническое перевооружение экспериментальной термоядерной установки токамак Т-15" за счёт средств предназначенных на реализацию инвестиционного проекта "Строительство комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах".`

Таки всё? Прорвались?

[asv363]

`Кроме того правительство перераспределит средства между инвестиционными проектами, выделив 300 миллионов рублей ФГБУ "НИЦ Курчатовский институт" на закупку оборудования и материалов для реализации инвестиционного проекта "Техническое перевооружение экспериментальной термоядерной установки токамак Т-15" за счёт средств предназначенных на реализацию инвестиционного проекта "Строительство комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах".`

Таки всё? Прорвались?

Похоже таки да. Конец года близок. И термояд скоро реализуют, с 70-х ждем.

[Smith]

Владиленович вообще на этой неделе в ударе:

"Когда мы ее разрабатывали и утверждали несколько лет назад, мы исходили из того, что за десятилетие до 2020 года мы должны создать отдельные элементы, доказав их работоспособность. А создание демонстрационного комплекса - это уже задача на 2020-2030 годы. Сейчас мы предлагаем поставить даже более амбициозную задачу... Мы ставим задачу к 2020 году выйти не на демонстрацию отдельных элементов, - на создание полного комплекса", - сказал Кириенко на заседании президиума Совета при президенте по модернизации экономики и инновационному развитию РФ.

[asv363]

Владиленович вообще на этой неделе в ударе:

"Когда мы ее разрабатывали и утверждали несколько лет назад, мы исходили из того, что за десятилетие до 2020 года мы должны создать отдельные элементы, доказав их работоспособность. А создание демонстрационного комплекса - это уже задача на 2020-2030 годы. Сейчас мы предлагаем поставить даже более амбициозную задачу... Мы ставим задачу к 2020 году выйти не на демонстрацию отдельных элементов, - на создание полного комплекса", - сказал Кириенко на заседании президиума Совета при президенте по модернизации экономики и инновационному развитию РФ.

На прошлой тоже самое.

Существующих запасов изотопа урана-238, который составляет основу ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах, хватит атомной энергетике России на сотни лет, заявил во вторник генеральный директор Госкорпорации "Росатом" Сергей Кириенко...

Росатом
или
http://www.atominfo.ru/newsc/l0725.htm

Дело осталось за малым, построить замещающие мощности на основе БРЕСТов, БНов, СВБРов и необходимое число промышленных реакторов.

[alex_bykov]

http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=4203

[Smith]

Директором Частного учреждения Росатома «Инновационно-технологический центр проекта «ПРОРЫВ» назначен М.В. Поздеев
http://www.rosatom.ru/journalist/news/3420...326b3dbb70a855f