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.

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.

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.

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."

Угу.

Но что самое смешное - для многих оно было тогда неочевидным.

А где же отчет . . .? Или достаточно Названия. . . для обсуждения

Спокойствие, только спокойствие! Буду постепенно продолжать по кусочкам близко к тексту.

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.

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.".

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.

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):

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.

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.

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".

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.

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.

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?".

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.

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.

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".

Так что, в отличие от самодостаточного ПРОРЫВ/БРЕСТ, натриевые реакторы с высоким КВ оставляли место для сохранения в структуре атомной энергетики тепловой компоненты.
Более того, после освоения плотных топлив (очевидно, что первым кандидатом был карбид) открывалась возможность для создания "крупных мощностей на тепловых нейтронах".
Естественно, это были бы уже не урановые реакторы, точнее, не реакторы на 235U.

Из лаконичного текста отчёта трудно понять, зачем появилась такая оговорка.

Популярная сегодня концепция двухкомпонентной энергетики (БН+ВВЭР) возникла, строго говоря, из двух основных факторов.

1) Мы продолжаем строить ВВЭРы, причём проектные сроки их службы увеличены до 60 лет, а реально проработать они обязаны дольше, до 80-100 лет.
Даже если прекратить их строительство (а это невозможно; как минимум, Курская АЭС-2 ещё будет с ВВЭР, да и далее от них отказываться полностью никто не собирается), то всё равно технология ВВЭР сохранится до конца века.

2) БНы в современных условиях ограниченно экспортопригодны - значит, за рубежом мы будем строить (и обслуживать по топливному циклу) ВВЭРы.
Попутно возникает пересечение с п.1- инозаказчики требуют референтности, значит, как минимум, любые головные блоки новых серий нам придётся сначала построить у себя.

То есть, даже в худшем (для ВВЭР) раскладе за ними до конца века сохранится значимая доля. Соответственно, есть смысл в единой двухкомпонентной системе. а не в двух разрозненных непересекающихся системах (одна с ВВЭР, другая с БН).

Но вот о чём думали авторы отчёта-1974, написанного в те времена, когда тепловым блокам проектно отводили 30 лет?

Предположения могут быть такими.

1) Ториевый цикл. Тепловые мощности, работающие на избытках топлива от БНов, вовлекали бы в цикл торий.

2) Экспорт. Документально сложно доказать, но, скорее всего, СССР не горел желанием отдавать в страны СЭВ реакторы откровенно двойного назначения (по возможностям наработки оружейного плутония и иных интересных изотопов БН уделывает тепловой реактор).

3) Лодки и другие атомоходы. Сидеть в море рядом с озером натрия морякам не нравилось, а перспективы ТЖМТ транспортных реакторов были непонятны. Лодочным конструкторам желательно иметь и гражданское направление в виде АЭС.

4) Наконец, могло иметь место простое человеческое желание не восстанавливать против себя институты и другие организации, завязанные на программы тепловых реакторов (ошибка, которую исходно допустили в ПРОРЫВе).

Далее авторы отчёта кратко останавливаются на извечной теме "А как у них?".

А у "них", оказывается, дела обстояли не самым лучшим образом.

Есть разные версии того, как в СССР узнали о возможностях быстрых реакторов в плане расширенного воспроизводства.

Пожалуй, наиболее аккуратная официозная формулировка: "В конце 1949 году А.И.Лей­пун­ский пред­ло­жил раз­ра­ботку реак­то­ров на быст­рых ней­тро­нах с рас­ши­рен­ным вос­про­из­вод­ством топ­лива".

Казачковский незадолго до смерти говорил нам - он считает, что сведения о возможности высокого КВ для быстрых нейтронов попали в СССР, благодаря Клаусу Фуксу. Доказательств этому нет и долго ещё не будет, если вообще они появятся. Сам Олег Дмитриевич выводил своё умозаключение из косвенных вещей - например, из определённых слов Славского, сказанных ему приватно и лично.

Но даже если идея расширенного воспроизводства и попала к нам с Запада, то реализовывать её мы стали совсем по-другому, не так, как капиталисты.

"Что касается зарубежных проектов быстрых натриевых реакторов, то там ситуация несколько иная.

В течение длительного времени за рубежом преобладала точка зрения на достижение высоких показателей воспроизводства как на задачу неактуальную.

По этой причине коэффициенты воспроизводства реакторов "Phenix" и "Super Phenix" (так в тексте - прим.) (Франция), PFR и CFR (Англия), SNR (ФРГ), "Demo" (США) оказываются весьма низкими (1,1-1,2), что соответствует временам удвоения, значительно превышающим 10 лет.

Заметим сразу же, что разница в КВ между зарубежными и советскими быстрыми бридерами (0,2-0,3), как будет показано ниже, не связана с различием в методах расчёта или константах, а определяется различием в конструкции реакторов".

Надо пояснить, что здесь авторы, как часто было принято, смешивают уже построенные или строящиеся реакторы и только предлагаемые проекты.
Поэтому появление в списке "Superphenix" - это только кажущийся анахронизм.

Штатовский проект "Demo" - условное название. Он должен был последовать за FFTF и стать демонстрационным быстрым энергоблоком (примерно уровня БН-350).
Скорее всего, это был бы CRBR. На самом деле, он никогда не был построен и успешно помер в 1983 году.

Стоит ещё отметить, что в ту безинтернетную эпоху наши специалисты весьма внимательно следили за тем, что делается у соперников.

И так, западники не спешили, не торопились снижать времена удвоения. Может быть, это было правильное решение, а мы забегали поперёд батьки в пекло?

Оказывается, не всё так просто. В Штатах потихоньку заговорили о том, что они сливают гонку Советам, и что пора что-то сделать. Но вот что именно?

"В последнее время в США проявляется беспокойство по поводу низких темпов воспроизводства быстрых бридеров.
Авторитетные учёные (например, Г.Бетэ) призывают к ускоренной разработке улучшенных топлив, сомневаясь в возможностях окиси.

Переориентация бридерной программы на новое топливо потребует проведения обширных и дорогостоящих исследований и приведёт к задержке с внедрением бридеров в атомную энергетику.

Поэтому многие специалисты в США не соглашаются с этим пунктом в рассуждениях Г.Бетэ (к ним относится и Т.Немзек, нынешний руководитель работ по быстрым реакторам в КАЭ).

И действительно, сравнение характеристик советских и зарубежных окисных бридеров показывает, что усовершенствование их конструкции может дать больший выигрыш в КВ (0,2-0,3), чем переход на карбидное топливо (0,15)".

Т.Немзек - это Thomas Alexander Nemzek из Северной Дакоты. В атом он пришёл из авиации и довольно быстро пробился наверх, на начальственные посты.
В 1976 году он плюнет на всё, оставит навсегда госслужбу и уйдёт менеджерствовать в бизнес, хотя отрасль не покинет.

Примерно в то же время, когда писался отчёт, Немзек выступал перед конгрессменами.
"Это не означает, что я думаю, что мы отстаём от этих наций (СССР и европейцев). Я думаю, что мы делаем нашу работу лучше с точки зрения развития технологий для энергетических реакторов, и в долгосрочной перспективе Соединённые Штаты выиграют гонку за самый лучший бридер в мире". И вообще, у Советов инцидент на БН-350, а у французов и англичан технические трудности.

Впору прослезиться, встать по стойке "смирно", прижать к сердцу все четыре лапки и спеть американский гимн.

Но торжественность момента несколько портило то обстоятельство. что Немзек произносил свою речь в попытке объяснить парламентариям, почему проект "Demo", ещё не начавшись, уже успел отстать от графика на два года.
А также - объяснить, что на проект нужно не 700 миллионов долларов, а целый миллиард.

Поэтому конгрессмены не слишком впечатлились. Один из них, будучи "разгневанным", как описал его присутствовавший на месте события репортёр, мрачно спросил Немзека - в курсе ли он, что урановое топливо у США закончится через 20-30 лет. и что стране срочно нужны "дюжины" быстрых бридеров?
В ответ Немзек пообещал первый бетон до конца года.

Ни бетона, ни "дюжин бридеров" в США так и не случилось. Впрочем, и уран у них не кончился.

Пусть Немзек и возражал против плотного топлива (ещё бы! у него и в окисном варианте отставание на два года ещё до начала строительства, а программы НИР/НИОКР окончательно отбросили бы демонстрационный блок в неведомое будущее), но разговоры-то, как видим, шли всякие.

А что было у нас? А у нас, как уже было в воспоминании Ромашова, "мы уже все поняли, что начинаем опаздывать со сроками по этому протоколу".

Понимали ли это авторы отчёта-1974? Да. И собирались ответить критикам.

"Подобное же беспокойство (правильно ли взята ориентация на окисное топливо?) проявляется и у нас.

Основная цель настоящего отчёта состоит в том, чтобы обрисовать ситуацию с воспроизводством в советских окисных натриевых бридерах (реакторах БН) в сравнении с зарубежными, рассмотреть возможности усовершенствованных топлив и сделать выводы, касающиеся дальнейшей работы".

Почему отставали, неизвестно? И второй вопрос, а почему потом отказались?

На тот момент объясняли тем, что затянули переговоры с бизнесом.
Предполагалось, что, так как это демонстрационный блок, то должны участвовать и частные компании, не только государство.



Много разных объяснений. В том числе, и то, что Картер был против.

Про себя я думаю, что они решили не тянуть два проекта одновременно - и FFTF, и "Demo" (CRBR).

К тому же, была бы определённая логика - сначала пустить экспериментальный (исследовательский) реактор и только потом первый энергоблок.

В общем, не получилось у них.

Какие-то жуткие цифры в 1981 году. 3.2 млрд А начинали с 400 млн. За 10 дет проект в 10 подорожал.

Да, стоимость проекта взлетела неслабо. Три миллиарда за реактор типа БН-350 - это явный перебор. А вывод простой - не надо затягивать с новой техникой!

Вернёмся к отчёту-1974. Далее в нём авторы рассмотрели особенности конструкции советских БН, существенных для воспроизводства.

"С начала разработки энергетических реакторов БН обращалось самое серьёзное внимание на создание такой конструкции активной зоны и экрана, которая давала бы возможно больший КВ.

Этой цели служат такие мероприятия как:

1) создание возможно большей объёмной доли топлива в активной зоне;

2) использование достаточно толстых экранов, уменьшающих бесполезную утечку нейтронов из реактора;

3) разработка и использование топливных компенсаторов выгорания для уменьшения эффекта бесполезного поглощения нейтронов в активной зоне;

4) использование стержней СУЗ с разделёнными функциями. Например, стержни АЗ делаются из обогащённого карбида бора. Это позволяет иметь сравнительно небольшое число таких стержней, что сокращает "непроизводительные" объёмы активной зоны.

Реализация таких мероприятий потребовала специальной проработки и привела к отличиям в проектах БН и зарубежных реакторов".

Я заметил, насколько больше натрия в "Фениксе", чем в БН-600, подумал, что это, наверно, ухудшит манёвренные характеристики реактора и КВ. Но подумал, что у французов, наверно, были свои соображения.

За всё нужно платить.

Объёмная доля топлива у западников была низкой не просто так. Все поползновения физиков убрать из зоны мешающий им "хлам" натыкались на встречные условия теплофизиков, а далее подключались и остальные направления со своими претензиями.

Естественно, такие же вопросы возникали и у наших.

"Так, для повышения объёмной доли топлива в активной зоне приходится иметь больший подогрев натрия в реакторе.
Для его достижения может потребоваться снизить выходную температуру натрия (выделение моё) (чтобы не перегревать оболочки ТВЭЛ) и уменьшить давление пара.
Это, в свою очередь, может привести к ухудшению термодинамических качеств АЭС".

То есть, по-простому, выше КВ, но ниже к.п.д., то есть, дороже киловатт-час. А у нас вторая задача, помимо высокого КВ, сравнять БН по экономике с тепловыми реакторами (ВВЭР, РБМК). Противоречие, которое, в том числе, остановило западников.

"Удовлетворить этим противоречивым требованиям позволяет предложенная ФЭИ схема реактора с промперегревателем пара, включённым параллельно экономайзеру (низкотемпературный промперегрев).

В результате оптимизации тепловой схемы мы имеем возможность использовать в реакторах БН подогревы до 220C.
На зарубежных реакторах применяются подогревы 160-170C.

В конструкциях реакторов БН ещё имеются неиспользованные резервы повышения среднего подогрева: пока ещё остаются значительными протечки холодного натрия, приводящие к разбавлению теплоносителя на выходе.
Уменьшение отличий среднего подогрева от максимального является одной из задач улучшения конструкции реактора".

И ещё несколько моментов.

"Целям повышения объёмной доли топлива в активной зоне служит выравнивание тепловыделения.
Выравнивание тепловыделения, предложенное уже для БН-350, предусматривает прежде всего повышение КВ.
Выигрыш достигается за счёт снижения максимальной объёмной теплонапряжённости при выравнивании, за счёт чего увеличивается диаметр ТВЭЛ, снижается доля теплоносителя и повышается доля топлива в активной зоне.

Этим же целям служит выбор оптимальной формы активной зоны - соотношения диаметра и высоты.
Оптимизация этого отношения в реакторах БН всегда выполнялась, исходя из требования обеспечения наилучших свойств реактора по воспроизводству.

Из соображений получения более высокого КВ с самого начала разработки БН был выбран тип дистанционирования ТВЭЛ активной зоны с помощью спиральной проволочной навивки на оболочки, а не дистанционирующих решёток, требующих более свободных проходных сечений".

= = =

Вот откуда в БН взялась "проловка"

"В результате внимательного отношения к этой стороне дела, реакторы БН имеют значительно большую объёмную долю топлива по сравнению с зарубежными действующими или разрабатываемыми реакторами:"

Я так понимаю, что БН-800 ещё "легче" БН-600 или ошибаюсь?

Это 1974 год, напоминаю.

Далее произойдут изменения, и от достижения высоких КВ начнут отказываться и у нас.

То есть, эта тема - это представление середины 70-ых о том, какие должны быть быстрые реакторы.

Но тут есть несколько причин: экономические, технологические, политические. Какие из них оказали больший вклад?

Если БН будет ВПРАВДУ стоить столько же, сколько ВВЭР, требовать от него "ещё и" высокого КВ чрезмерно. Надо искать компромисс какой-то между. Для крупномасштабной серии БН экономика первична.
Пока запасы оружейного плутония достаточно велики, чтоб не заморачиваться КВ. Вот через 50 лет это будет проблемой, при повторном запуске "Быстрой Идеи".
Но с нынешними темпами потерять 50 лет - раз плюнуть. Пока что КВ=1,2 достаточно для жизни. На скорость ввода БН это не повлияет.

Предполагать можно разные предположения.

Допустим, вариант, о котором я в этой ветке уже писал - исчезла острота проблемы нехватки урана. Имеется в виду, именно того урана, что добывается на территории СССР. И месторождения открывались, и добывать стало дешевле после освоения методики подземного выщелачивания.
Чем не вариант?
Но лучше всё-таки опираться на документальные основы.

Что до этой ветки, то в ней, с опорой на знаковый отчёт, попытаемся раскрыть всё-таки, как быстрая программа виделась в начале/середине 70-ых.

Но хотели иметь и то, и то - и экономику, и высокий КВ.

Да, конечно, это очень сильно смахивает на "и рыбку съесть, и далее по тексту".

В какой-то степени должно было помочь и постепенное удорожание тепловых реакторов.
Всё-таки вода под давлением в ВВЭР - это внутренне присущая опасность, и её нейтрализация неминуемо должна была приводить к удорожанию ВВЭР.

То есть, если грубо, получается так: КВ растёт с ростом активной зоны (уменьшением утечки нейтронов) и понижением удельного энерговыделения (меньше теплоносителя в зоне).
Но экономика при этом, ессно, падает, ибо меньше энергии с того же агрегата и той же начальной загрузки (замороженного в зоне урана/плутония и бабла).

Если считать, что КВ конечной целью имеет именно экономику, то всё сводится к задаче многофакторной оптимизации. Которую, НЯП, к 80-м и решили (с известным нам результатом).

...
Из этого же опять же банально следует, что рыбка с удовольствием хорошо сочетается, но только в больших аппаратах (БН-1200, -1600, -2400, -4000), ибо можно увеличивать зону и отношение объём/периметр без пенальти для удельной мощности.

Ergo: нужны БОЛЬШИЕ аппараты.

К ним и шли.

БН-1500 уже в этом отчёте (1974).
Когда я учился (80-ые), нам говорили про БН-1600 как наше будущее.

БН-1200 тоже сначала был БН-К (не путать с БНК !!!). То есть, по мощности тоже были варианты.
1200 обосновывали при Щедровицком, и тут, возможно, сказалась попытка унифицировать новые БНы и ВВЭРы. Ну и турбина наверняка свою роль сыграла.

Ну, уже по репликам в этой теме кажется, что БН-1200 - большой, но недостаточно большой.
Если КВ=1.1-1.2 - это мало, значит, нужны БН-2400 или даже БН-4800. Помимо этого, очевидно, будет какая-то экономия на масштабе. И скорее всего - сильная, потому что давления в корпусе нет, металлоёмкость опять же растёт как периметр, а мощность - как объём.

То есть, БН-1200 опять же не лучший аппарат для "Росатома" (с желанием перейти на ЗЯТЦ и сохранить ВВЭРы). БН-1200 хорошо смотрится, когда их много, ВВЭРов мало, а этого уже объективно не случится: ВВЭРы уже построены, с ними объективно надо как-то жить.

"Обожженная глина имеет твёрдость камня, но форму придал ей гончар. Человек, вчера ты управлял своей судьбой, сегодня она управляет тобой"(с)Экклезиаст.

Ремарка на полях к этому.

В 1986 году в СССР был издан перевод монографии А.Уолтера и А.Рейнольдса "Реакторы-размножители на быстрых нейтронах" (1981).
Просто обалденнейший труд, сам по себе из разряда настольных книг по быстрой тематике.

Писался он немного в других условиях (уже случилась TMI-2), но некоторые вещи вполне применимы и к нашей теме.



На картинке очень условно изображены рост атомного парка и разделение его на легководники и быстрые.

Ничего необычного в графике нет, на первый взгляд.
Сначала строятся тепловые реакторы, потом постепенно появляются быстрые, потом (где-то между t3 и t4) строительство новых тепловых прекращается и по мере их выхода из эксплуатации они начинают замещаться быстрыми.

Но интересен вторичный подъём кривой тепловых реакторов, ближе к t5. То есть, тепловые, по Уолтеру-Рейнольдсу, не только не вымирают, но и получают шанс на рост общей мощности!

Как это объясняют авторы?

"Вторичный подъём этой кривой возможен в следующих условиях.
В период сразу после ввода БР накапливающийся в них делящийся материал будет использоваться для пуска новых БР в целях увеличения их доли в общем производстве электроэнергии.
Однако капитальные затраты для ЛВР, возможно, всегда будут ниже, чем для БР.
Поэтому продолжение строительства ЛВР для использования произведённого в БР избытка делящегося материала может оказаться экономически оправданным, и доля БР в общем производстве электроэнергии будет удерживаться на постоянном уровне.

Более того, может оказаться, что наиболее экономичным делящимся материалом для использования в ЛВР будет 233U, произведённый в ториевых зонах воспроизводства БР".

То есть, идея Уолтера-Рейнольдса такая.

Тепловые могут сохраниться и даже потихоньку наращиваться, так как они по-прежнему будут дешевле быстрых, а проблема нехватки урана для них решится за счёт части топлива, нарабатываемого в быстрых.

Пессимизм авторов монографии становится понятным, если взглянуть на год её выпуска - 1981. В этом году, как нам любезно напомнил Обнинский, стало ясно, что цена Demo/CRBR выросла до 3,2 млрд долларов (в 8 раз больше исходной сметы), и не было гарантий её дальнейшего роста (и всё это для реактора, подобного БН-350).

И второй аргумент в пользу сохранения тепловых - да, ториевый цикл. Быстрые нарабатывают 233U в ториевых экранах и передают наработанное тепловым как топливо.