За какие средства?

полагаю, за те же, что и раньше. т.е. государственные.

Отчитаются!
Как раз на днях должны третью, последнюю, трубу САОР на место поставить. Ну, чтобы вопросов лишних не возникло.

Поскольку направление реакторов на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем во многом (а может и в основном) развито благодаря А. И. Лейпунскому, то:

Исполнилось 110 лет со дня рождения Александра Лейпунского

http://www.atominfo.ru/newsg/n0427.htm

И сообщение пресс-службы ГНЦ РФ-ФЭИ (полагаю, не всем известны все заслуги А. И. Лейпунского, я не исключение):

7 декабря исполняется 110 лет со дня рождения Александра Ильича Лейпунского.
http://www.ippe.ru/prc/main/13-m-3.php


Это только начало. Полагаю, интересно ознакомится целиком.

Белоярская АЭС: на площадке БН-800 работают около 5,5 тысяч человек
http://www.atominfo.ru/newsg/n0439.htm

Тем временем, продолжается бурная деятельность по подготовке БН-800 к пуску.

БАЭС: На блоке №4 начались работы по программе газового разогрева реактора

Первый этап физического пуска, значит. Кхм, гм. Как и прогнозировалось, короче

Сказано завтра, значит завтра! (с) О. Бендер

Ну, собственно, завтра.

Лицензию дали?

ХЗ. Но Кириенко, говорят, к вам едет.

Вот завтра и расскажете, доехал или нет

На днях собирались 1к натрием заполнять...




Все-равно, торопятся. Сейчас натрием реактор заполнят и будут его еще долго (сказали же, что очень долго) его греть... за чей счет?

Так пофиг. Написали же уже - начнётся "первый этап" физпуска. Чтобы сборки переложить с места на место, вам натрий в контуре не нужен.

хранцузы доехали к вам на заполнение натрием?

Нет, своим лопаты выдали

В тот момент тоже много думал про разное, связанное с натрием. Однако, судя по всему, Вы к площадке ближе.

Натрием загрузят, затем будут реактор "чистить" (чтобы грязь на фильтрах и на имитаторах осела). Только потом должна быть первая сборка...
Поэтому, начало физического пуска = торжественный ввоз первой ТВС, обвязанной ленточкой, в сопровождении прессы и машин ГИБДД в хранилище спец. корпуса.
(о чем, собственно, AtomInfo.ru и говорил... )


А сожалению, чаще через забор, но это позволяет наблюдать-изучать (пощупать-потрогать), но не участвовать в суете...

Короче говоря, вы отпраздновали готовность к физпуску на 99,8%.
http://www.rosatom.ru/journalist/announces...7c6f722a8040f57

Вообще классная идея на будущее Можно каждую десятую долю процента готовности отмечать как праздник

NPCIL по Куданкуламу-1 за месяц то ли 0,01% то ли 0,04% добавила, есть к чему стремится. Вот это место понравилось (в тексте):


Т-щ Кириенко не приезжал?

http://atominfo.ru/newsg/n0627.htm

Итак, даже без топлива обошлись. Натрия хватило. Всё, можно отчитываться

Вообще, радуйтесь, что вас сухой пуск не заставили делать в спешном порядке. Это было бы по-настоящему, как в анекдоте про танкистов и фею.

Не добрался. Только Локшин.
http://pravdaurfo.ru/news/bn-800-zapustyat-bez-kirienko

Зато в изложении РИА есть интересная фраза.

Суммируя смысл первой и второй фраз, отрадно что с момента начала строительства БН-800 еще 30 лет не прошло. И может быть его наконец запустят в 2014.

Интересно, за сколько реальных лет можно построить энергоблок с реактором БН-1200, если без финансовых и бюрократических препонов?

Ура! Ура! Ура!

Начало физ. пуска БН-1200 будет объявлено в 2017 году сразу, как только схватится первый бетон!

И всё же
http://atominfo.ru/newsg/n0639.htm

Кстати, возможно кто-то не видел, внутреннее устройство реактора, http://www.youtube.com/watch?v=FiH6Gijo7yA.

Приветствую с началом пуска очередного реактора! Несомненный успех.

Однако, теперь надо бы еще раз оценить перспективы.

Будет ли технология натриевых бриддеров для воспроизводства плутония и основой для замкнутого топливного цикла для меня большой вопрос. Ведь никто не станет спорить с тем, что БН в роли только генератора электроэнергии не нужен. Он нужен как воспроизводитель нового топлива, вовлекая в топливоиспользование горы урана-238, то есть ради ЗТЦ.

Но есть проблема.
Дело в том, что при переработке ОЯТ для выделения плутония и фабрикации нового топлива и для последующего захоранения отходов на Химзаводе в объемах, соответствующих работе ядерной энергетики в условиях замкнутого топливного цикла, а эти объемы, очевидно, ого-го какие, при всех возможных и невозможных усовершенствованиях технологии переработки ОЯТ, технологическому процессу переработки будет сопутствовать утечка радиоактивных веществ. Нет и не будет идеальной технологии переработки, а значит будут утечки радиоактивных веществ. И это факт неубиенный. В масштабах реализованного закрытого топливного цикла при отлаженной технологии переработки ОЯТ с 0.1% утечки, суммарная утечка за, примерно, 30-50 лет работы Завода по суммарной активности будет сопоставимой с выбросами Чернобыля. То есть, через 30-50 лет Завода-переработчика и прилегающие территории будут загажены и потеряны.

Совершенствование технологий переработки ОЯТ в лучшем случае снизит утечки на порядок и эти улучшения потребуют дополнительных серьезных денег и не решат проблемы. А надо к этому порядку добавить еще хотя-бы два.

Как решить эту реальную проблему, где найти эти два-три порядка? Чтобы завод-переработчик отработал свое положенное время и был закрыт и территории вокруг остались чисты.

Путей немного, но есть один хорошо известный и отработанный десятилетиями эксплуатации уже закрытых по старости лет реакторов.
Это строительство новых-старых реакторов наработчиков плутония оружейной чистоты. В этих технологиях выгружаемое из активной зоны топливо для последующей переработки содержит долгоживущих ОЯТ как раз на два, а то и три - если постараться, порядка меньше. В силу их специфического топливного цикла и законов физики. Конечно же, не обязательно использовать старые проекты реакторов-наработчиков один-в-один. Они были оптимизированы не для реализации ЗТЦ. Но эту концепцию вполне можно оптимизировать для ЗТЦ при минимизации контролируемого-управляемого и неконтролируемого (утечки) выхода суммарной активности, например, на единицу воспроизведенного топлива.

Поэтому, у меня, да и не только у меня, есть серьезные сомнения в том, что именно БН будут основой для наработки плутония из урана-238 и замыкания топливного цикла.

+100500
Посмотрел сам и порекомендую молодым коллегам.

Лицензию дали вчера. Удл никого кроме ртн не устраивает, но это и понятно. Первое топливо сегодня завезли. Сэз на работы в цз полечено. Корпус пин в хст. Сами капсулы с калифорнием в наличии. Физпуск в соответствии с программой начинается с транспортировки твс из хст в цз. Сначала собирается и грузится пин потом бзв и только потом ак зона. Ждём разрешения ртн на этап фп. Всех с наступающим:-)

А можно пару аббревиатур расшифровать?



Вот что такое "ХСТ" и "БЗВ"?

Еще был вопрос про "ПИН" - но я подозреваю, что это "первичный источник нейтронов", так?

БЗВ - боковая зона воспроизводства.

Кстати, а что у вас в ней будет?



Взаимно!

Хст - хранилище свежего топлива
В бзв как и в бн-600 обеденный диоксид урана

Несколько вопросов возникло, однако.

1. БЗВ - это то, что раньше называли боковой(радиальной) зоной экрана? Какое значение КВа и КВэ для БН-800? Сохранится ли боковая зона воспроизводства, когда (и если) начнется уничтожение т.н. "избыточного" плутония?

2. Во второй части новости:

Готовность к первому этапу по программе физпуска БН-800
http://www.atominfo.ru/newsg/n0637.htm,

расписаны детали программы физпуска. Испытаний (проверки НФХ) на "сухой" активной зоне не планируется?

обеденный, разве? Всегда был послеобеденный, в крайнем случае - на ужин. . .

В принципе, его должны потом на сталь заменить, не?

Интересно, когда это произойдет. Успеют ли американцы к 2018-му году?

И потом, вроде не все, а часть...

Насчет ТВС БЗВ - этих ТВС один ряд вокруг активной зоны. 90 шт. Насчет замены на стальную защиту вряд ли - уточню в тех проекте на моксовскую зону
По поводу программы физ пуска:в приведенной статье достаточно много политики
физпуск действительно состоит из 2 подэтапов.
1. загрузка зоны до состояния минимальной крит массы - все стержни над зоной кроме регулирующих (без выхода на МКУ).
2. выход на МКУ, дозагрузка до стартового состояния (создание запаса реактивности), проведение испытаний НФХ

значение КВ в проекте на существующую зону не нашел (в голове сидит цифра около 0,9 - могу ошибаться)

ПИН -- пусковой источник нейтронов на основе калифорния

насчет обеденного - писал с планшетника - видел что он мне правил ХСТ на хост - но такой засады от него не ожидал -

сухого пуска не будет - натрий в реакторе - завтра скорее всего первый пуск ГЦН первого контура

Сорри за дилетантский вопрос, а натрий ГЦН-ом будет греться?

ГЦН = главный циркуляционный насос. Поддерживает в натрий в расплавленом системе, как я понимаю, специальная система обогрева (кажется горячим аргоном или азотом, не знаю точно).

Так и удельное содержание плутония в облученном урановом материале реактора-наработчика в десятки раз меньше. Для реактора-наработчика типа ПУГР содержание оружейного качества плутония на уровне 650-700 граммов/тонну топлива, для тяжеловодников-наработчиков на уровне 850-900 граммов/тонну топлива. Тогда как для топлива а.з. БНов плутония в топливе в равновесном цикле с КВ=1 около двух сотен кило на тонну топлива. Если перерабатывать горы облученного материала с низким содержанием оружейного плутония из реактора-наработчиков, то громадные объемы растворов и их утечки + куча использованных вспомогательных материалов в виде НАО может проблем еще больше создать, чем переработка десятка тонн облученного топлива от БНа методом пирохимического электрорепроцессинга.

Наибольший КВ в тяжеловодниках-наработчиках чисто в плутониевом варианте наработке достигал 0.86-0.88. На ПУГРах КВ составлял около 0.72-0.75. Явно что как конвертеры урана-235 в плутоний они БН-600 и особенно БН-350 сильно уступают.
Но сейчас от концепции БНа с развитой зоной воспроизводства как на БН-350 практически переходят к компоновке в которой весь нарабатываемый плутоний в самой активной зоне и генерится. Тренд такой американцами продавливаемый.
Получается, что даже при КВа=1, саму а.з. в которой содержания плутония практически не меняется все равно приходится перерабатывать при достижении критического распухания топлива и/или при наборе предельного для сталей твэлов выгорания. Приходим к необходимости дезинтеграции отработанного топлива, его растворенияы, фракционирование ПД и делящихся элементом, и технически проблемой рефабрикации МОХ-топлива. Получается, что плутониевое топливо БНа в независимости от КВ перерабатывать постоянно надо. Причем производство МОХ-топлива после каждой переработки еще тот гемор.
IMHO, лучше рассматривать вариант реакторов-конвертеров такого типа:
1) жидкосолевик с графитовым остовом на тепловом нейтронном спектре
2) жидкосолевая топливная смесь PuF3-ThF4-NaF-BeF2, вторичный теплоноситель Flinak или NaF-NaBF4.
Можно и азот во вторичном контуре в качестве теплоносителя использовать, тогда и сразу его можно отводить на газовую турбину с высоким кпд.
3) плутоний берем худшего энергетического качества от передела ОЯТ высокого выгорания, поскольку топливо жидкосолевое и может готовится in situ, то технический гемор с фабрикацией таблеточного/вибро топлива устраняется
4) достижим КВ под 0.96-0.98 (приводимые в статьях цифры КВ 1.01-1.02 теоретический предел для непрерывного репроцессинга с выводом ПД), содержание пакостного урана-232 можно добится не выше 15-20 ppm
5) нарабатываемый уран-233, как и протактиний-233 непрерывно выделяем при репроцессинге, и итоговый уран-233 используем вместе с урановым регенератом от ОЯТ ВВЭРов для производства нового топлива (233U+235U)O2 для ВВЭРов.

В итоге, получим относительно недорогой среднемощный (250-500 МВт) промышленный реактор-конвертер позволяющий плутоний плохого качества с гадкими характеристиками радиотоксичности с приемлемым КВ разменивать на уран-233 для снабжения имеющегося парка ВВЭРов.

В таком случае, можно на запасах имеющегося отечественного энергетического плутония и полвека просидеть, а за это время добраться технологически наконец до настоящих БН-бридеров с металлическим топливом и КВ под 1.5.

Спасибо за ответы!
Нашел у себя старый справочник, КВ=0,9 для диоксида урана, 1,3 для загрузок на плутонии с ураном-238. Другой вопрос, что конфигурация активной зоны и зоны экранов, достаточно сильно разнится с тем, что известно про существующий вариант.

Представляется визит инспектирующей организации:
- Что там в углу?
- Ванна.
- С чем ванна?
- С протактинием.
- Сколько его?
- Два ГигаКюри..
Дальше пойдёт речь про саркофаг над всей площадкой.

Мало кто разделяет оптимизм от ториевого цикла. Возник он во многом из-за формального превышения КВ=1 на тепловых нейтронах. Надо сравнивать eta*eps для урана-235 с eta=2,3 для урана-233. В первом случае для тяжеловодника легко достигается 1,04*2,05=2,13 что на 0,17 меньше урана-233. При этом захват двух нейтронов в протактинии приводит к тому же урану-234, что и (n,gamma) в уране-233. Поэтому для превышения КВ=1 требуется, в частности, непрерывно выделять из АЗ протактиний и осколки деления.

Проект MSBR-1000 декларировал расчётный КВ=1,06 столь же привлекательный как и электрический КПД=44%. Объёмная доля топливной соли составляет 13%, т.е. нейтроны только тепловые даже без графитового отражателя призванного тепловым спектром снизить удельную загрузку. Не так она и мала получилась: 1500 килограмм урана-233 на 1000 МВт(эл) в контуре реактора. Это только в три-пять раз меньше, чем в быстрых реакторах на уран-плутониевом цикле, которые даже на UO2 дают надёжное превышение КВ над единицей. Не требующих выделения осколков деления в процессе работы реактора.

Малая удельная загрузка MSBR-1000 привела к рекламному времени удвоения топлива (21 год). Однако эта величина очень чувствительна к превышению КВ над единицей. На практике наверняка жидкосолевики на U233 потребуют внешней подпитки делящимся материалом.

Если уж интересоваться ториевым циклом, нужно пытаться перевести на него тяжеловодники, в частности CANDU. Заранее ясно, короткого времени удвоения не будет, лучшем случае самовоспроизводство урана-233 в реакторе. По возможностям, ни в какое сравнение с быстрыми реакторами жидкосолевики не идут.

Саркофаг можно и над ванной обустроить.
В общем-то, сейчас так и делают: есть же на площадках некие бочки под давлением в сотни атмосфер, в которых сотни гигакюри активности, да ещё и в ядерно-опасном состоянии... как-то живут же?
И ничего, инспектирующие организации как-то терпят.


В общем-то, небольшое превышение над единицей для ЖСР на тории полностью приемлимо. Для ввода новых реакторов урана/плутония достаточно много, а радиотоксичность урана-232 делает проблемным его использования где-то кроме ЖСР (там-то его из АЗ вытаскивать не надо, и в сложные хай-тек изделия пихать). В _далёком_ будущем, когда кончится нечетный уран и плутоний, можно будет поставить несколько машин на быстрых нейтронах для наработки "пускового" топлива. А весь остальной парк будет работать в тепловом спектре на тории, и только на пуске использовать плутоний.

лол.
с плутонием я бы еще понял.
а так 235 вам святой дух будет очищенный даром поставлять?
ну и аргументы.

Тут дело не в тории, а в рациональном использовании имеющихся ресурсов.
Kapa6ac обратил внимание, что большой практической полезности для будущего отечественной АЭ многострадальный БН-800 может и не иметь.
Причины:
1) значительные финансовые и временные затраты на постройку такого среднемощного реактора
2) отсутствие в компоновке а.з. развитой зоны воспроизводства из-за дурацкого подхода "чтобы весь нарабатываемый плутоний находился в а.з. при непревышении КВ>1".
3) реально имеющиеся технические проблемы в масштабном производстве МОХ-топлива из энергетического плутония для БНов
4) имеющиеся технические проблемы переработки МОХ ОЯТ от БНов с высокими уровнями выгорания
5) высокая металлоемкость БН ЯЭУ

Получается, что изготовление МОХ-топлива для БНа проблема, переработка ОЯТ от него также проблема, сам реактор не имеет особых характеристических преимуществ перед современными проектами водо-водяных ЯЭУ. Только в КВ преимущество есть.

РФ имеет значительный запас энергетического плутония, который сейчас напрямую использовать не может. Оба имеющихся БНа будут в ближайшие годы жечь U-235 в смеси с МОХом из удобного для производства МОХа оружейного плутония. Через двадцать лет выполнив навязанную функцию "испоганивателя плутония" БН-600 попилят, а БН-800 будет опять считаться экспериментально-промышленным реактором.
На БРЕСТ как на утилизатор энергетического плутония и минорных актинидов надеяться конечно можно, но в техническом плане это очень скользкая дорожка.

По сути есть проблема "основной парк российских ядерных реакторов работает на уране-235, ресурсы которого уменьшаются". Возможность перевода отечественных ВВЭРов в перспективе на МОХ имеется, однако с производством и переработкой отработанного МОХа проблем немало разных ожидается.
Т.е. имеющийся запас энергетического плутония пока применения у нас не имеет, и в дальней перспективе может быть использован с пользой только при успешном освоении всего пакета технологий декларируемых для ЯТЦ для БРЕСТ-1200. А этого можно ждать очень и очень долго. Да и предполагаемый КВ для БРЕСТ-1200 на МОХ особо не радует, а отработка технологий производства и переработки смешанного нитридного топлива может пару-тройку десятков лет занять.

Но постоянно возрастающий запас отечественного энергетического плутония можно потреблять в ЖСРах более простым технологическим способом, без БНов и свинцовых реакторов. Причем, учитывая работу ВВЭРов на уране-235, есть смысл не гонять энергетический плутоний в ЖСРах по кругу, а использовать ЖСР в моде теплового реактора-конвертера с выработкой урана-233 из тория. Нарабатываемый уран-233 легко можно выделять из топливной смеси ЖСРа при ее газофторидном репроцессинге, поскольку почти шестиградусная разница в температурах кипения UF6 и PuF6 (boiling point UF6 329.7 K, PuF6 335.3 K) это позволяет относительно легко осуществить. Радиотоксичность урана-233 из теплового ЖСРа при грамотном подходе к оптимизации нейтронного спектра и репроцессинга может быть заметно ниже, чем у энергетического плутония.
В итоге, нарабатываемый уран-233 вполне может применяться при производстве смешанного (по изотопам U-233, U-235, U-238) уранового топлива для ВВЭРОв.
Т.е. проблема грядущего дефицита урана-235 для топлива ВВЭРов может быть решена совместным использованием нарабатываемого урана-233 из имеющегося запаса пока бесполезного энергетического плутония (причем с хорошим коэффициентом конверсии между 0.95-0.98).

В РФ ожидать возобновления работ по тяжеловодникам смысла нет, да и работа тяжеловодников на торий-плутониевом топливе пока только в далеких мечтах канадцев.

ЖСР явно превосходят БНы в простоте изготовления ядерного топлива на основе высокорадиотоксичного энергетического плутония и в простоте его переработки ОЯТ (хоть газофторидным, хоть пироэлектрохимическим методом). И если к БНам будет применяться проталкиваемый американцами "самоедский подход" к непревышению КВ>1, то тепловые ЖСРы им не много уступать будут с ожидаемым КВ=0.95-0.98.
Однако, в случае перспективного внедрения ЖСРов, имеющийся технологический уклон и стереотипы в отечественной АЭ менять придется. Поскольку АЭС с ЖСРами это скорее радиохимический завод с возможностью производства высокотемпературного тепла и электроэнергии, чем электростанция с ЯЭУ в качестве источника выработки тепла для конверсии в электроэнергию.

я снова влезу с упоминанием AHWR

МКУ в марте.
http://atominfo.ru/newsg/n0745.htm

Белоярская АЭС: итоги и задачи
http://www.atominfo.ru/newsg/n0772.htm


Вообще-то год выхода ещё одного блока на 100% мощности (Нововоронежский №1), - тоже 1964.