спасет только мощное извержение вулкана, которое опустит и солнце и какашки... иначе никак.
у России только 2 преимущества в ядерной энергетике- винтажной области - старая школа и огромная территория , где можно захоронить радиоактивную грязь.
природу ведь не обманешь, раз заложен полураспад на 24000 оборотов вокруг звезды ничего не сделаешь.

ну и опыт промышленной работы с быстрыми реакторами в течении 50 с гаком лет. Но это так, мелочи

Вы, anarxi, гражданин РФ? Или всемирный эксперт-эколог в области атомной энергетики?

В этом есть здравое зерно. Но так стоит поступать только если поколения близки по технологиям. Хотя была и другая идея: поставить на Нововоронеже СВБРы в здания ВВЭР с тем же машзалом.

Упрощённая смена поколений? Да, в этом что-то есть. Добавлю.

Ну и еще аспект (раз уж мы говорим о 50-100 годах): разнообразие возможностей использования реактора - это еще и возможность применения военный / гражданский.

А военный в этой перспективе, какие бы соглашения не писались, и как бы к этому ни относиться, будет означать "космический".
Со всеми вытекающими для потребления, безопасности, ремонтопригодности и т.д. и т.п.

Добавил в список идей, но здесь, на мой взгляд, возможна некоторая развилка.
Технологии могут идти рядом, а могут и разойтись.

Если имеем гражданский реактор, у которого есть военный близкий родственник, то плюсы этого понятны.

Но возможен и вариант своего рода развода, при котором военные проекты выберут свой путь и полностью уйдут в тень.
Сейчас они ещё немного отсвечивают в мирной, условно открытой части.
Развод имеет смысл с точки зрения экспорта. При разводе экспорт никак не будет связан с военными ноу-хау.
Минусы тоже понятны - например, придётся поддерживать две разных технологии.

В общем, здесь предсказывать сложно.
Но иметь (хотя бы) про запас некие технологии исключительно для военных смысл есть.

Тут был уже интересный вопрос насчет комплексирования - развязки разных компонтент. Практически во всех отраслях промышленности исторически, сам собой победил именно этот подход: не паровая машина при станке, а электростанция-сети-электродвигатель станка. Не предприятие, делающее гайки из руды, а отдельно ГОК, отдельно сталеплавильное, и отдельно - гайкоделы. Изолированные на некой ступени передела от дальнейшей цепочки и взаимозаменяемые.
Мы переходим на электродвижение даже на кораблях (вместе дизеля с винтом - дизель-генератор-мотор-винт) и на тепловозах.

Что у нас есть (в привычной нам АЭС)? Есть ядерная грелка, дающая полезное горячее тепло. Есть системы безопасноти и управления. И есть преобразователь тепла в электричество. У каждой системы есть свой наиболее выгодный масштаб и наиболее выгодная серийность.
Так можно спросить: а кто нам записал в скрижали, что на одну грелку размерности Р мы должны иметь одну систему безопасности, одну систему управления и одну тепло-механически-электрическую часть?

Пусть у нас ядерные грелки удобной для безопасности размерности стоЯт в удобных по размеру зданиях и работают на несколько машинных отделений. Пусть их будет n по удобной размерности P и пусть у нас будет к привычной размерности турбин. Пусть у нас на всю АЭС будет столько систем управления (каждая способна управлять комплексом при надобности) и безопасности, сколько надо.

Вопросы КИУМ, безопасных ремонтов, перезагрузки, маневренности, технически удобных размеров и экономически удобной серийности при этом решаются сами по себе.
Не, ну вправду: почему отказ ГЦН первого блока вызывает тотальный фейл, если ГЦН второго, третьего и четвертого - исправны?

Умно ли мы поступаем, придерживаясь исторической традиции "делать собственные незаменимые гайки на каждом автозаводе"?

Может быть, пятое - это в том числе отказ от традиции жестко проектировать генератор под источник тепла, а источник тепла - под генератор? Договорились же мы как-то раз о том, что все утюги России работают от 220В, и неважно, от какого топлива эта энергия? Договорились же мы не делать двигатели под каждое месторождение нефти, а производить некий бензин с оговоренным октановым числом 95? (...а также 92 и 98).

Почему мы не можем развязать (в смысле, совсем, хорошо так развязать) ядерную часть от термодинамическо-электричской?
И оставить себе все радости жкономики и поэтапных апгрейдов.

...пусть это - фантазия в некоем абстрактно-мировом масштабе, но внутри одной головы и одного предприятия достичь консенсуса-то можем?

Хм...

БН-350 работал с общим машзалом с ТЭЦ.
Турбины были всё-таки у каждого свои, а вот водный цикл, например, был общий.

Плюсы от совмещения были. Но были и минусы - например, проблема с водой затрагивала сразу и ТЭЦ, и АЭС.

Эти же мысли плотно сидели в головах инженеров, разработавщих в свое время реакторы-наработчики. В большинстве этих реакторов экономия нейтронов ставилась во главу угла, поскольку целью была наработка наибольших масс пригодного для ЯО плутония с максимизированной долей плутония-239. Позднее при промнаработке трития вопрос экономии нейтронов тоже вставал плотно.
Но в гражданских ЯЭУ экономия нейтронов никогда не ставилась во главу угла, за исключением может только некоторых ледокольных реакторов первого/второго поколения. Но эти реакторы скорее не гражданские.

В энергетических промышленных ЯЭУ кучи разных нейтронных поглотителей специально в топливо и теплоноситель вводят для управляемости и сглаживания скачков реактивности. Об экономии нейтронов в промышленной энергетике никто задумываться не хочет, ибо экономия эта приводит к усложению управления ЯЭУ и потенциальному снижению безопасности.

Вообще, есть мнение, что при расмотрении новых проектов перспективных ЯЭУ вопрос эффективной утилизации нейтронов деления должен быть одним из приоритетов. Иначе это было бы равносильно ситуации если бы газ на теплооэлектроцентралях отказались бы сжигать в парогазовых установках с КПД 60%, а волюнтаристски сжигали бы в примитивных газотурбиных установках с КПД около 25%.
А в тех же ВВЭРах сейчас имеем, что вместо потенциального коэффицинта воспроизводства ядерных делящихся изотопов под 80% имеем КВ на уровне менее 40%. А при переходе к обогащению топлива более 5% и увеличению выгорания КВ таких ВВЭР будет стремиться к величине 0.3 с учетом пропадания плутония-241 во время хранения в ОЯТ.
На тех же древних ПУГРах типа АДЭ-2 с выработкой промышленного тепла и электроэнергии КВ составлял около 0.67-0.7. Но они же прародители РБМК...

Сообщение отредактировал VBVB - 26.7.2017, 1:33

Нежелание смотреть вперед и проявлять заботу о потомках.

Если бы СССР не оставил бы РФ кучу ВОУ, то чтобы мы делали с топливом для АПЛ/ледоколов и энергетических ЯЭУ?
Если бы СССР не оставил бы РФ кучу оружейного и выделенного топливного плутония, то о каких проектах БНов/БРЕСТов можно было бы заикаться?

А что сейчас значимого делается для потомков в области ЯТЦ?

Логично.

Для промышленных ЯЭУ средней и малой мощности вполне напрашивается подход перехода на комплекс ЯППУ+турбогенерирующий комплексный агрегат.
Вполне можно использовать модульный принцип в компоновке АЭС в противовес продвигаемому конверсионнному интегральному подходу в интегральной компоновке малых/средних ЯЭУ.

Тогда можно и АЭС малые/средние осмысленно строить с возможностями относительно быстрой замены центральной ЯППУ(как на ледоколах) в ходе жизненного цикла или с возможностями быстрых переходов на турбомашинерию новых поколений.
Стоял бы, например, на такой АЭС какой-нибудь ВВЭР-С/300, а потом его бы заменили на СВБР-300.

К сожалению, энергетическая эффективность подобного сочетания сомнительна. Из-за двух ТГ и остальногого хозяйства.


Конечно СМР - занятие увлекательное, но убыточное изначально. Хотя, конечно СВБР-100 был привлекательным проектом.

Разделали первую сборку ВВЭР-1000.

Справедливости ради, СССР старался вовсе не для потомков. Куча ВОУ и плутония оказались "лишними" вследствие политики разоружения горячо любимого многими Горбачёва. Так что, благодарить нужно Михаила Сергеевича.

А как же РБМК? Откуда там взялись графитовые секции на органах регулирования?


Правильно. Задача экономии нейтронов в тепловых реакторах почти всегда входит в противоречие с управляемостью и безопасностью. Выше вы сами про это же и писали.

Отнюдь. Термоядерный синтез aka "Котёл взрывного сгорания" технически и экономически доступен уже сейчас. Недоступен политически, это правда. Но, если бы прижало, использовать его, как наработчик, больших проблем бы не составило.



КВС на дейтерии достаточно дёшев. Среди разработок промышленных ЯВУ были ТЯ устройства на сжатом дейтерии. Конечно, там требовалась инициация. Но это обходимая проблема.
К тому же, сжечь "весь" уран-235 крайне затруднительно. Даже при содержании его в хвостах 0,1% всегда можно попытаться их докрутить. Понятно, что, чем дальше, тем это будет дороже, но, по мере совершенствования центрифуг, вполне осуществимо технически.

Нет, недостаточно. ЯВУ - слишком дорогое устройство в пересчёте на кВт*ч. Грубо, 1кВт*ч ~= 1кг ТНТ. 1кт ~= 1ГВт*ч(т) ~= 0.6М рублей по отпускным ценам АЭС в предположении неслабого для КВС КПД в 33%.

То есть, 20кт - около 600 000 р. Сомнительно, что дейтериевое ЯВУ из "грязного" фонящего материала можно собрать за такую сумму (ЯВУ гораздо сложнее ядерного топлива для реакторов, а "чистое" ЯВУ - ещё сложнее), я бы накинул 1.5-2 порядка сразу.
И это - только топливо.

А учитывая монструозность установки и сложность обслуживания самого КВС, явно, что топливная составляющая в его энергии не будет доминировать...

Нет, это будет ну очень дорогое удовольствие.

А вот инженеры, обосновывавшие экономику котла взрывного сгорания, считают, что он может быть дешевле энергоблоков поколения 3+


Естественно, оптимальная по деньгам мощность единичного заряда составила 150-180 кт, и сделать ТЯ устройство с меньшим энерговыходом - значит, заранее закладываться на неоптимальность.


Дейтериевое, причём, очень чистое ЯВУ (92% энерговыхода - синтез) мощностью около 150 кт было испытано в программе т.н. "мирных ядерных взрывов". Основная проблема - разработчики отказались гарантировать долговременную прочность конструкции под давлением несколько сот атмосфер (вроде бы 330, но эти данные получены из недостоверного источника), и его пришлось накачивать на месте. Расход плутония на первичный узел был около 2,5 кг - можно было бы чуть меньше, но тогда инициирующий узел получался дороже. Насчёт грязного энергетического плутония ничего сказать не могу - такой задачи не ставилось.

А вот задача выжигания долгоживущих изотопов, но в мишенях внутри котла, а не в самом ЯВУ, ставилась.


Наоборот, затраты на капиталку сильно меньше, чем у традиционных энергоблоков. Правда, не везде можно КВС устраивать - нужны скальные породы с определённым составом и т.д. И затраты на текущее обслуживание получаются несколько меньше.

Монструозность нынешних традиционных энергоблоков почему-то привычно недооценивается, а, ведь, она уже зашкалила за любые разумные пределы. БН-1200 можно построить за 10 лет, если напрячься. КВС можно построить существенно быстрее.

Вообще-то, я ни разу не апологет КВС, просто, на случай "скончания" урана-235 это видится вполне возможным вариантом для восстановления нейтронного баланса.

А вот, кстати, насколько может быть дёшев и эффективен термоядерный нейтронный генератор? Если условия энергопрофицита термоядерной реакции не стоит.