proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2017
  Агентство  ПРоАтом. 22 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
На ГХК открытые бассейны с РАО засыпают грунтом. Ваше отношение?
Поддерживаю такой способ изоляции
Допускаю при научном обосновании
Нужно РАО извлекать, в емкости и в хранилище

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышла в свет книга воспоминаний Михаила Владимировича Шавлова. Авторитет инженера, технического специалиста был в то время в стране на самом достойном уровне, поэтому и страна развивалась высочайшими темпами.
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[12/04/2018]     Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы

М.Н. Николаев, доктор физ.-мат. наук, профессор, главный научный сотрудник ГНЦ РФ ФЭИ

На опубликованную 27 февраля на  PROATOMе мою статью «Быстрый реактор для двухкомпонентной атомной энергетики» поступило много комментариев, в основном, естественно, критических. Последние комментаторы просили ответить на критику и спрашивали, где о проблеме можно почитать. Здесь я пытаюсь это сделать.



Прежде всего, с прискорбием должен ответить первому комментатору (и ряду других), что изложенная в обсуждаемой статье позиция не является позицией ФЭИ. На прошедшем недавно семинаре «Двухкомпонентная ядерная энергетика. Проблемы и решения» В.С.Каграманян изложил результаты выполненных в институте многолетних многокритериальных исследований в этой области, но никаких проблем и, естественно, путей их решения названо не было.

Присутствовавшее на семинаре руководство ФЭИ не сделало никаких замечаний ни по поводу доклада Каграманяна и ни по поводу моего выступления о требованиях к быстрому реактору. Мне, правда, было обещано обсуждение «в узком кругу», но то ли оно не состоялось, то ли круг был столь узок, что я в него не попал. Таким образом, позиция руководства ФЭИ, если она и имеется, мне неизвестна и позиция, изложенная в упомянутой статье и здесь, является моей собственной, основанной на опыте 64 лет работы в ФЭИ в области физики быстрых реакторов.

Прежде всего, я должен уточнить, что понимается под двухкомпонентной атомной энергетикой. Разумеется, в ней присутствуют кроме реакторов на тепловых нейтронах и быстрые реакторы-размножители (бридеры), в которых топливного материала – плутония – образуется больше, чем выгорает в процессе работы реактора. Меня спрашивают – зачем строить эти самые бридеры, которые и дороже тепловых реакторов, да ещё и нарабатывают плутоний, которого у нас и так накоплено слишком много (кто говорит 60 тонн, кто – 170) и неясно, что с ним делать. Отвечаю: развитие двухкомпонентной атомной энергетики – единственный путь решения проблемы плутония и проблемы топливообеспечения самой атомной энергетики. Эти проблемы тесно связаны: современная атомная энергетика, использующая реакторы на тепловых нейтронах, выжигая делящийся изотоп урана – уран-235, нарабатывает плутоний. В ОЯТ его содержится примерно 1%.

Поскольку ОЯТ у нас наработано примерно 25000 тонн, количество содержащегося в нём плутония намного больше самых смелых оценок запасов оружейного плутония и ежегодно продолжает увеличиваться (на 6 -7 тонн). Если наша атомная энергетика будет двигаться по прежнему пути, наработка плутония будет продолжаться до тех пор, пока реакторам на тепловых нейтронах хватит урана. Насколько же его хватит? Не будучи специалистом в области геологоразведки, обращусь к источникам. Наша страна потребляет сейчас[1] 16 000 тонн природного урана ежегодно (из них примерно половину на нужды собственной атомной энергетики). Наши разведанные запасы природного урана составляют[2] 500 000 тонн (9% мировых). При сохранении современного потребления  их хватит всего на три десятилетия.

Примерно столько же или даже чуть больше можно добыть, если профильтровать все 80 000 км3 каспийского моря, в котором концентрация урана выше, чем в любых других морях.  Возможно, конечно, что за 30 лет наразведуют ещё немало урана; возможно, мы сможем более эффективно его использовать и в тепловых реакторах. Но как ни считай, а к концу века запасы природного урана иссякнут, и что делать с накопленными сотнями тысяч тонн ОЯТ придётся разбираться нашим потомкам. Одновременно им придётся искать альтернативу атомной энергетике, которая истощит свои топливные ресурсы, придумывать что делать с оставшимися им в наследство АЭС и т.п. Это не может не беспокоить.

В двухкомпонентной атомной энергетике быстрые реакторы работают не автономно, а в тесной связи с реакторами на тепловых нейтронах. Пусть мы имеем реактор СУПЕР-ВВЭР-1200, работающий на уран-плутониевом МОХ-топливе и имеющий коэффициент воспроизводства 0.8 и реактор БН-1200, обладающий коэффициентом воспроизводства 1.2. После того как оба реактора выжгут по тонне загруженного в них плутония, из отработанного топлива CУПЕР-ВВЭР можно будет извлечь 800 кг энергетического плутония, а из ОЯТ БН-1200 – 1200 кг. Плутоний из ВВЭРа загружается в БН-1200, а более подходящий для тепловых реакторов плутоний из СУПЕР-ВВЭРа – в БН-1200. Такая реакторная пара будет потреблять только обеднённый уран для компенсации выгоревших тяжелых ядер.

В настоящее время, когда топливная составляющая электричества, вырабатываемого на АЭС, мала, такая система окажется экономически не выгодной, но очень высоких темпов внедрения БНов в атомную энергетику и не требуется. Важно чтобы к тому времени, когда нехватка урана станет обременительной, доля таких быстро-тепловых пар в атомной энергетике была уже заметной и ко времени, когда уран иссякнет, нарабатывать электричество можно будет путём сжигания уже только обеднённого урана (в который к тому времени превратится весь извлечённый из Земли природный уран). Если в БН-1200 обеспечить значение КВ=1.4 (как в разработанном в ФЭИ проекте БН-800 до его модернизации в рамках проекта «прорыв»), то один такой БН обеспечит замыкание топливного цикла на двух СУПЕР-ВВЭР. Финансовое обременение будет меньше.

Мне было весьма отрадно узнать, что А.Е.Лихачёв в своей беседе с Президентом объявил, что РОСАТОМ  намерен развивать атомную энергетику по двухкомпонентному пути, отказавшись от движения в «прорывном» направлении. Ведь даже если бы опытный проект «прорыв» оказался успешным, т.е. удалось бы решить всю череду пока нигде и никем не решенных технологических  проблем (обеспечить совместимость стали со свинцом, освоить быструю пирохимическую переработку ОЯТ, изготовление твэлов из пирофорного уран-плутониевого нитрида, гарантировать непревышение надкритичности выше бета на протяжении всего топливного цикла), то и в этом случае БРЕСТ в существующую атомную энергетику никак не вписывается. БРЕСТами можно было бы лишь заменять ВВЭРы когда последние отработают свой век и(или) когда кончится уран. Этот путь, по существу, не отличается от стагнации или медленного развития атомной энергетики. Развитие двухкомпонентной атомной энергетики позволяет внедрять в неё БНы постепенно и без вытеснения хорошо освоенных ВВЭРов. Но и на этом пути, как справедливо отмечали мои оппоненты, «всё не так просто».

Прежде всего, нельзя не отметить, что СУПЕР-ВВЭРа пока не имеется, а проект БН-1200 существует только на бумаге и рассматривается в НИКИЭТ на предмет модификации. Представляется очевидным, что для обеспечения согласованности этих проектов в рамках двухкомпонентной энергетики разработка этих проектов должна вестись согласованно. В нашей традиционной атомной энергетике  технологически более сложный СУПЕР-ВВЭР едва ли сможет быть конкурентным. Для оптимального «спаривания» с БН-1200 весьма важно знать и какой именно коэффициент воспроизводства будет у этого реактора, какая часть новой загрузки СУПЕР-ВВЭР может быть обеспечена плутонием, наработанным в нём самом (остальное компенсируется кондиционным плутонием из БН-1200). От этого будут зависеть и требования к приемлемому значению KВ в БН-1200. Обеспечить согласованность разработок в условиях нашего времени представляется весьма непростой задачей. Не подлежит сомнению, что научное руководство проектом СУПЕР-ВВЭР будет возложено на Курчатовский институт, руководивший созданием реакторов практически всех наших АЭС и имеющий прямое государственное финансирование. Однако главным конструктором ВВЭР являлся подольский ОКБ Гидропресс, входящий в корпорацию РОСАТОМ и финансирующийся по иному каналу.

По этому каналу финансируется и разработка БН-1200. Доводка этого проекта ведётся в рамках проекта «прорыв». Поскольку в проекте «прорыв» никакой двухкомпонентной энергетики не фигурировало, цель этой доводки неясна. Нельзя не отметить, что опыт подобной «доводки» проекта БН-800 той же организацией оказался, мягко сказать, не вполне удачным: несмотря на то, что к пересмотру проекта этого реактора было привлечено ОКБМ, обладавшее вполне положительным опытом конструирования быстрых реакторов (БН-600, БН-350, БОР-60, SEFR), физический и энергетический пуски прошли с большими трудностями и многомесячными задержками из-за необоснованности ряда модификаций, а КВ, равнявшийся в исходном проекте 1.4,  после модификаций стал ниже единицы. Что касается ФЭИ – инициатора и научного руководителя всех ныне действующих в мире энергетических быстрых реакторов –  то он  оказался вообще «не при делах». Для того, чтобы реализовать обещанный Президенту переход к двухкомпонентной атомной энергетике А.Е.Лихачёву предстоит провести весьма сложную организационную работу чтобы обеспечить слаженную деятельность научных руководителей и БН и ВВЭР, соответствующих КБ, институтов и предприятий, отвечающих за обращением с ядерным топливом и ОЯТ, имеющих за плечами опыт успешной работы.  

Теперь несколько слов о РАО. Продукты деления, как справедливо отметил один из комментаторов, отнюдь не единственный источник РАО. После снятия АЭС с эксплуатации материалы реакторной конструкции будут содержать наведенную радиоактивность (в результате облучения их нейтронами). Обращение с этими радиоактивными материалами поневоле перекладывается на плечи тех поколений, при которых реакторы АЭС будут интенсивно сниматься с эксплуатации в связи с истечением допустимого срока. Первыми будут сниматься с эксплуатации РБМК и вопрос о том, что с ними делать, будет осложнён дополнительной проблемой: что делать с пристанционными хранилищами ОЯТ. Так что вопрос о грядущих поколениях не столь уж преждевременный.   Кроме продуктов деления и наведенной активности, радионуклидами являются и тяжелые металлы, содержащиеся в ОЯТ. Один из комментаторов, используя оборванную цитату из моей статьи, говорит, что я якобы считаю уран самым вредоносным из радионуклидов ОЯТ.  Это совершенно не так: уран из ОЯТ, как и природный уран, имеет очень слабую радиоактивность и никаких мер по защите от неё принимать не требуется (знаю по личному опыту).

Совершенно другое дело не существующий в дикой природе плутоний. Смертельная доза для человека составляет примерно 0.1 г., т.е. плутоний примерно на порядок токсичней цианистого калия. Это обстоятельство, я полагаю, следует иметь в виду, обрекая ОЯТ тепловых реакторов, в котором 1% составляет плутоний, на неопределённо долгое хранение. Что касается америция-241, об утилизации которого почему-то многие так пекутся, что готовы сооружать сверхдорогие ADS-системы для его выжигания,  то эту проблему, действительно, можно было бы и отложить. Ведь пока не будет организовано замыкание топливного цикла и америцию взяться не откуда, а когда он будет выделен, то почему бы его не использовать в качестве источника тепла, подобного специально нарабатываемому очень дорогому плутонию-238. Америций-241 всего в пять раз менее теплотворен, а по радиоактивности они практически одинаковы.

Наконец, относительно 50-летнего эксперимента разработки замкнутого цикла с быстрыми реакторами, давшего, якобы отрицательные результаты. Давайте оценим этот опыт.  Французы не справились с технологическими проблемами, возникшими при эксплуатации Суперфеникса и, казалось бы, забросили быстрые реакторы, но зато под давлением «зелёных», прикрывших атомную энергетику в Германии, организовали переработку ОЯТ PWR и обеспечили частичное замыкание их топливного цикла. В результате ими были освоены в промышленном масштабе все элементы замкнутого топливного цикла кроме быстрых реакторов. Зачем они это сделали – не по глупости же! Конечно, нет: нынче французы вернулись к энергичной разработке реактора БН. Когда они завершат это дело, проблема замыкания топливного цикла у них будет технологически полностью решена.

Мы пошли другим путём: продолжили освоение технологии реакторов  БН и вполне успешно справились с этой задачей. В 80-х годах после пуска и успешной многолетней эксплуатации реактора БН-600 мы были общепризнанными лидерами в этой, говоря современным языком, инновационной области. Предстояло освоить замыкание топливного цикла. Для этой цели был разработан усовершенствованный вариант – реактор БН-800 с КВ=1.41 – 1.42. Предполагалось запустить на площадке Белоярской АЭС три таких реактора и организовать переработку ОЯТ всех быстрых реакторов и изготовление для них ТВС с МОХ-топливом. Для этого был сооружен специальный «Цех-300». 

К 90-м годам первый – положительный – опыт разработки технологии замкнутого топливного цикла в нашей стране был завершен и начался второй этап, отрицательный. Цех 300 разрушили, у реактора БН-800 в результате  «модернизаций» под напором теплоносителя стали всплывать ТВС, что задержало его пуск более, чем на год.

Что касается того, что в США, похоже, не спешат с переработкой ОЯТ, так это их дело, их ответственность за будущее своей страны. Распространённое, увы, мнение, что принимаемые за океаном решения являются истиной в последней инстанции, мне не представляется убедительным аргументом. Тем более что мы знаем об американских решениях? Есть сведения, что они в начале двадцатых годов намерены соорудить БН с металлическим топливом, над которым они давно трудятся (причём не в ЧУ, а под эгидой DOE). Если им это удастся, то на двухкомпонентную атомную энергетику они перейдут раньше нас.

Публикуя эту статью на PROATOMе, я надеюсь, что она побудит опытных специалистов и стратегов к открытой дискуссии. Обсуждение столь важной проблемы, как перспективы развития атомной энергетики на закрытых НТСах РОСАТОМА, как видим, не приводит к конструктивным результатам.



[1] vuzlit.ru/1056290/zapasy_urana

[2] wikipedia.org/wiki/ран_по_странам

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 4.53
Ответов: 13


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 21 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Несколько поправок. Три БН-800, как и комплекс 300 планировались на площадке "Маяка", а не на Белоярке. Токсичность "съеденного" плутония значительно меньше цианистого калия - плутоний в виде оксида просто не всасывается кишечником - более 99,99% пройдет "навылет". А если по теме, то все-таки, бридерная быстрая энергетика сегодня не нужна. Просто потому что убыточна. Урана в мире много, он дешев, и это еще лет на 50. Поэтому надо думать и считать насчет сжигания плутония от ВВЭРов в БН без переработки образующегося БНовского ОЯТ. Главный плюс - сокращение объема ОЯТ на хранении, в идеале (если загнать в БН свежее топливо с 25% плутония) вместо 25000 тонн ОЯТ ВВЭР получим только 1000 тонн ОЯТ БН - фактически самозащищенный запас сотен тонн плутония. Если нужны будут когда-то бридеры - перерабатывай и пользуй. И еще - за такую услугу ВВЭРы, конечно,  должны платить БНам "утилизационный сбор", компенсирующий высокую себестоимость БНовской электроэнергии. Думаю, что именно такую схему планируют французы. Хорошо бы опередить). Наблюдатель      


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Пока суммы расходов на "бэкенд" ВВЭРовского топлива будут известны 3-5 верховным менеджерам Госкорпорации, рядовые учёные могут изобретать любые топливные циклы, но доказать их коммерческую эффективность они не смогут за неимением соответствующих знаний.

Попытка построения двухкомпонентной атомной энергетики с единым топливным циклом уже была - базовой идеей строительства одновременно и ВВЭР, и РБМК была идея о дороговизне ЕРР. И в этой "упряжке" при взаимном согласовании параметров предполагалось, что в РБМК будет будет загружаться очищенный от плутония и продуктов деления ВВЭРовский урановый рециркулят - без дополнительных затрат ЕРР.

Идея умерла сразу по двум причинам:
п.1 ЕРР подешевела;
п.2 Научное руководство и эксплуатация ВВЭРов и РБМК оказались в разных руках. Отчего требовавшееся для двухкомпонентной тепловой системы взаимное согласование глубин выгорания так никогда и не было реализовано.

Точно так же будет и с ВВЭР-БНовским тандемом. Как только число БНов выйдет на промышленно-значимый уровень, Эксплуатант забудет обо всех благовозжеланиях Научного руководителя относительно оптимизации рецикла. Особенно в условиях, когда Научных сразу два (или три - с учётом самого топливного цикла).

Так что "разруха не в сортирах, она в головах". Прежде чем замахиваться на технически сложный гибрид (временами похожий на химеру), нужно ликвидировать "разруху в головах", существующую в форме местечковости сознания разных контор.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Откуда в головах берется полный бред про прямое использование ВВЭРовского регенерата в РБМК как "базовой идеи"?! Содержание U-235 в этом регенерате было не выше 1,2%, а стартовая загрузка РБМК требовала в те годы 2,4 - 2,6%. Схему частичного использования регенерата в РБМК придумал и пробил один сотрудник Минсредмаша (А.Ф.Царенко) в начале 80-х годов, за что и получил премию правительства СССР. И заключалась она в "доукреплении" до нужных кондиций ВВЭРовского регенерированного урана обогащенным продуктом от переработки ОЯТ БН-350 и БН-600, лодочного, исследовательского и т.п. (с некоторой потерей ЕРР). Весь нарабатываемый регенерат использовать не получилось из за U-232 - но это уже совсем другая история...Наблюдатель 


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 16/04/2018
Не передёргивайте. Идея о согласованности параметров корпусных и канальных реакторов в рамках единого топливного цикла - это ещё 1950е. Именно тогда ЕРР были не просто дороги, но ещё и дефицитны - почти всё уходило на "щит родины".

В 1970е пошло тотальное рассогласование параметров ВВЭРов и РБМК по достигаемым глубинам выгорания и резкое отставание БН по темпам ввода. И не нашлось единого Научного руководителя, чтобы "лебедь, рак и щука" были введены в единую систему продуктивным образом.

Идея 1980х о дообогащении гражданского уранового рециркулята рециркулятом военным была последней попыткой ввести единое научное руководство.

Точно такая же история будет с тандемом ВВЭР-БН. Без единой воли двух нынешних Научных руководителей и Эксплуатанта тандем рассыплется после двух-трёх перегрузок топлива. Некоторое время радиохимики ещё будут "волшебной изолентой" для склеивания этого гибрида. Но если "лебедь, рак и щука" останутся сторонниками местечковых интересов, то идея двух(много)компонентности в очередной раз умрёт.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 16/04/2018
Т.е. получается компромисс найти невозможно (договориться разным научным руководителям, если их несколько, или выбрать из нескольких одного научного руководителя) - тупик - мешают амбиции и местечковые интересы? И как же быть?


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2018
Разведанные запасы упрана в России оцениваются в 500 млн.тонн. Наши месторождения урана не богаты, так что добыча и сложна и дорога. Если же учесть, что большинство месторождений расположены в "суровых лесах забайкалья", изобилующих гнусом и комарами и не богатыми современной инфраструктурой, то проблемы организации промышленной добычи усложнятся многократно. Сейчас же мы добываем чуть больше 3000тонн и не покрываем и 20% ежегодной потребности России в уране (16000тонн). Но даже если высосать все 500 мегатонн и сохранить потребности на прежнем уровне, своего урана нам хватит на 30 лет. Откуда берутся оценки в 50 и в 70 лет - непонятно. Стоит обратить внимание и на то, что добывая 3000 тонн, мы ежегодно тратим 16000 тонн. Откуда излишки? Советские запасы или просто покупаем за рубежом за нефтедоллары? Я не знаю,а хотелось бы узнать. Поделитесь информацией те, кто знает!


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Марк Николаевич, перед вашим сообщением в своем сообщении ваши коллеги из Курчатовского Института по факту написали, что БНы не нужны - не востребованы в ближайшем будущем - технология ВВЭР содержит резервы, позволяющие удовлетворить все текущие и перспективные потребности - их и надо развивать. Хотя ещё не так давно (по крайней мере в публичной плоскости)  их мнение было несколько другим. Изменение позиции ваших коллег по цеху стало ли для вас неожиданностью и стоит ли что-то изменить в ваших оценках состояния и перспектив, аргументации, выводах с учетом данного обстоятельства?


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Когда то ученые люди придумали реакторы типа ВВЭР, которые функционируют, но обладают известными принципиальными недостатками, не позволяющими рассматривать их на перспективу. Нужно бы их «подлечить». Для этого предлагается (очень давно, в том числе и МН) натриевые быстрые реакторы, которые тоже обладают недостатками, но другими. Предлагается их сложить в систему ЯЭ на перспективу. Однако такая сумма не избавляется от большинства принципиальных недостатков, кроме ожидаемой нехватки топливных ресурсов. Значит, такой «двухкомпонентный»  и защищаемый уважаемым М.Н.Николаевым  (и наследниками тепловых реакторов) путь не решает проблемы. В этом смысле прорывной путь – единственное средство лечения основных недугов ЯЭ и сохранения ее в долгосрочном будущем.


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Да, ВВЭР и БН обладают недостатками и они известны !
 ПРОРЫВ также обладает известными недостатками и они еще появятся (могут появиться такие, которые просто закроют это направление), если реактор будет построен.
Тогда зачем городить новые проблемы, когда есть старые, известные и главное решаемые.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
ПРОРЫВ же это не реактор, а направление, в рамках которого разрабатывают (ну или координируют работу) в рамках определенной логики-требований как РУ БН (модифицируют), так и РУ БРЕСТ, включая их топливный цикл. Как пишет уважаемый МН, ему позиция его института по концепции быстрых реакторов не известна, а поэтому вопросами концепции заняты другие, что вполне закономерно.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
"ПРОРЫВ же это не реактор, а направление ...' распила денег, почти как термояд (конечно масштабы поменьше).
Очевидно, что БРЕСТа не будет, проект закроют. Вот интересно,те кто там много лет получал бешенные бабки хоть как-то раскаются? Кто-то из них ответит за ЭТО ?


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 26/04/2018
Самое интересное - откуда поступают эти немалые деньги.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Как представляется, с проф. Николаевым можно спорить по деталям, но по одному его утверждению есть общий консенсус - нужна увязанная  технико-экономическая оптимизация всех компонент атомной энергетики как системы - доводить до совершенства одну «компоненту», оставляя в неизмененном состоянии другую - не имеет смысла поскольку неэффективно. И это касается не только и не столько КВ, сколько глубины выгорания, кампании топлива, длительности внешнего цикла, уровня потерь и далее по каждой компоненте с учетом общего контекста.


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Летальные дозы плутония (ОЯТ ВВЭР-1000), приложение 2 НРБ-99/2009 Пути поступления в организм Безопасный предел, Бк/год Летальная доза, Бк Летальная доза, мкг Вдыхание 20 80 000 8 Прием пищи 1680 6 720 000 672 Попадание в кровь - - 1 Загрязнение кожных покровов ~3000 ~12 000 000 1300   Классы работ с открытыми ИИИ, ОСПОРБ-99/2010 III класс работ 0,1 мкг    Pu          0,027 мкг   Ra-226 1000 Бк ЛД за 100 лет II  класс работ 10 мкг      Pu          2,7 мкг       Ra-226 100 000 Бк ЛД за год I   класс работ 10 мг        Pu          2,7 мг         Ra-226 100 000 000 Бк ЛД за смену   Для сравнения – ЛД для цианидов составляет 50-300 мг. Плутоний опаснее в 100-10000 раз. Дементий Башкиров 


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 26/04/2018
Даже если Дементий ошибся в сто раз, никто не скажет, что "плутоний в сто раз полезнее"!


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
Увязанная система? Можно начать с подключения к  ЕОСДО на всех предприятиях, с квалифицированной электронной подписью. Создание единого информационного пространства очень важно.


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/04/2018
"Плутоний из ВВЭРа загружается в БН-1200, а более подходящий для тепловых реакторов плутоний из СУПЕР-ВВЭРа – в БН-1200".Процитированный текст содержит ошибку. Зачем загружать "плутоний, более подходящий для тепловых реакторов" в быстрый реактор БН-1200? И каким плутонием загружать СУПЕР-ВВЭР, если плутоний из ВВЭР тоже загружается в БН-1200.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 26/04/2018
Виноват, уважаемые читатели, ошибочка вышла.СУПЕР-ВВЭР надо, конечно, загружать кондиционным плутонием из БНа.
Простите великодушно.
М.Николаев.


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 15/04/2018
Комментаторам «не химикам». 
Для этого недостаточно салфетки и логарифмической линейки. Для этого мало даже суперкомпьютера. Для эффективного лечения нужны знания физхимии, черной и цветной металлургии, технологий особо чистых материалов, радиохимии. Ни одно из предложений физиков химики не воспринимают как адекватное. 
Если вы предлагаете создавать рядом с реактором радиохимический комплекс, то будьте любезны, хотя бы выучить химические термины и ознакомьтесь с перечнем доступных технологий. 
Возможно, вам удастся избежать аварии на РУ (хотя ваши в разных странах коллеги постоянно их совершают).
Если предлагаете радиохимию для ОЯТ - рассчитайте ЯБ на химических переработках в аппаратах, трубопроводах, хранилищах, фильтрах, отходах. Посчитайте кратность очисток перед сбросами в окружающую среду. 
Последний раз цифру 0,1 грамм (для радия) в литературе упоминают только в контексте с супругами Кюри. В 1926 году МЗРК установила летальную дозу в 10 мКи. Сегодня безопасная доза для радия (легкие и желудок одинаково) 100 Бк в год, для плутония при приеме пищи в 10 раз больше, а при вдыхании в 5 раз меньше. 
На объектах РТ суточный выброс в атмосферу не должен превышать 1 мКи в сутки, при этом он разбавляется трубой высотой 150 м в миллион раз. 10 мКи (370 000 000 Бк, 37 мг реакторного плутония) – это летальная доза в течение одной смены в 6 часов, начало 1 класса работ. Человек же рассчитывает прожить хотя бы до пенсии, так что предельно допустимое годовое поступление не более 20 Бк.  Реактор выбрасывает активность десятки и сотни Ки в сутки, но это очень короткоживущие изотопы, через сутки ничего не остается. Плутоний остается на десятки тысяч лет.
Предлагаю физикам, ничего не говорить о том, чего не знаешь. Если вы предлагаете перерабатывать ОЯТ, то должны формулировать вопрос следующим образом:
- Сможете ли Вы, уважаемый профессор химии, переработать за год 700 тонн российского ОЯТ (ВВЭР, РБМК, БН-800) с выдержкой 10 лет за 3 миллиарда долларов?
- За указанную сумму это можно было сделать тогда, когда доллар стоил 64 копейки, и когда перерабатывалось 120 тонн облученного урана в год. После этого еще 50 лет пришлось реабилитировать территории. 
Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 16/04/2018
Физикам почти всё понятно, а химикам почти всё не понятно. )) 


[
Ответить на это ]


Re: Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы (Всего: 0)
от Гость на 13/06/2018
Вот и получается, господа коллеги-комментаторы, что прав Булат Искандерович: "СВИНЕЦ ВСЕМУ ДЕЛУ...АБЗАЦ". Верно говорят, что "прорыв" умер, а дело его живёт". И неплохо живёт, особенно в Курчатовке, там уж и термоядерно-ториевый гибрид на подходе и приробоподобный био-крипто-нано-конгломерат уже,роде-бы, (вот уже целый ВУЗ кадры готовит). Что же касается атомной энергетики, то её сотрудникам следует срочно пройти курс теологии на соответствующей кафедре МИФИ, чтобы спокойно отойти с миром, когда начнут закрвывать АЭС (начиная с РБМК, разумеется)


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.17 секунды
Рейтинг@Mail.ru