proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2024 год
  Агентство  ПРоАтом. 28 лет 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





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[25/06/2024]     Краткая история ТЖМТ

Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров

Идея использовать расплавленные металлы для охлаждения реакторов, в том числе тяжелые жидкометаллические теплоносители (ТЖМТ) родилась вместе с атомной энергетикой. В сборнике «Научные и технические основы ядерной энергетики» под редакцией К.Гудмена, опубликованном в США в 1947 году, переведенном и изданном у нас в 1948 г., утверждалось, что «жидкие металлы представляются довольно хорошими теплоносителями»     (с. 305). Были указаны и наиболее подходящие по своим теплофизическим свойством металлы, а именно: Na, Sn, Hg, Bi, Cd, Pb (табл. 24 [1]). 


История ‒ это не учительница, а надзирательница: она ничему не учит, но сурово наказывает за незнание уроков.      В.О. Ключевский

Неудивительно, что попытки использовать ТЖМТ начались со ртути, которую не нужно ни плавить, ни опасаться ее замерзания. В 1945-1946 годах в США был спроектирован и построен первый быстрый реактор CLEMENTINA мощностью 25 кВт(т) с плутониевым топливом, охлаждаемый ртутью. В 1949 году он был выведен на номинальную мощность и проработал до 1952 года. 

Во втором томе К. Гудмена [2], опубликованном спустя 2 года после первого, по-прежнему подчеркивалось, что «жидкие металлы являются одними из наиболее хороших теплоносителей» (л. 161), но их перечень  сократился до трех наиболее перспективных кандидатов: Na, Pb и Bi. Был сделан вывод о том, что «ртуть мало пригодна для этой цели» (л. 316). Высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным сталям, высокая токсичность и плохие характеристики теплопередачи делают ртуть непригодной для ядерной энергетики.

В книге К. Гудмена [2] предлагалось использовать ТЖМТ для отвода тепла не только в энергетических реакторах, но и в реакторах на подводных лодках (пп. 3, 4 главы XVI). В качестве основных достоинств этих теплоносителей отмечалось: слабое поглощение нейтронов, высокая теплопроводность, высокая температура кипения, низкое давление в 1 контуре, исключающее его переопрессовку, а также инертность по отношению к воде и воздуху.

Рис. 1.1. Реактор CLEMENTINA

Вместе с тем там же были отмечены и трудности с использованием этих теплоносителей: «Возможность устройства установки с растворением металла трубок в горячей части  системы    и  его  выделения  в  холодной  заслуживает исследования» (л. 162). В данном случае речь идет жидкометаллической коррозии (ЖМК) и массопереносе в неизотермических контурах с ТЖМТ.  Как позже выяснилось, именно ЖМК оболочек твэлов, теплообменных трубок парогенераторов (ПГ) и подвижных частей циркуляционных насосов является главной и нерешенной до сих пор проблемой реакторов с ТЖМТ.

По-видимому, именно эта проблема и заставила американцев еще в начале 1950-х годов отказаться от использования эвтектики Pb-Bi со сравнительно низкой (123,5 °С) температурой плавления для ЯЭУ АПЛ Seawolf (1955 г.) и выбрать менее коррозионно-агрессивный натрий, даже несмотря на его высокую взрыво- и пожароопасность при контакте с водой и воздухом.  Правда и это не привело их к успеху ‒  в 1958 г. натриевый реактор был заменен на водо-водяной, с которым лодка прослужила в составе ВМФ еще почти тридцать лет, до 1987 г.  

В нашей стране первый стенд с ТЖМТ для изучения теплофизических свойств эвтектики Pb-Bi был создан в 1951 году в Обнинске в Лаборатории «В». (Сегодня это АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», далее для краткости – ФЭИ). В 1952 году был введен в строй первый циркуляционный контур с центробежным насосом для исследования эвтектического сплава Pb-Bi, как теплоносителя [3].

Рис. 1.2. Первый циркуляционный жидкометаллический  стенд ФЭИ с теплоносителем свинец-висмут, 1951 г. [148]

В сентябре 1952 года по предложению И.В. Курчатова и А.П. Александрова было принято решение о начале работ по сооружению первой атомной подводной лодки. Комиссия под председательством А.П. Александрова в качестве основного варианта ядерной энергетической установки (ЯЭУ) для первой подлодки выбрала реактор с водой под давлением. Запасным вариантом стал реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ). Инициатором разработки такого реактора в 1950 году выступил А.И. Лейпунский.

И все-таки для первого практического применения ТЖМТ, по примеру реактора CLEMENTINA, была взята ртуть. В 1954 году в ФЭИ создали лабораторию для изучения теплогидравлики реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на ртутных стендах. В 1956 году состоялся пуск быстрого реактора БР-2 тепловой мощностью 150 кВт с ртутным теплоносителем и плутониевым топливом.

Рис. 1.3. Реактор БР-2 [6]

По свидетельству Ю.Э. Багдасарова [6], опыт БР-2 очень быстро показал неприемлемость ртути как теплоносителя. Уже через 5 месяцев часть оболочек твэлов была повреждена в результате жидкометаллической коррозии, появилась течь из первого контура: «Ртуть тонкой струёй длиной 5-7 метров била из трубопровода в стену».   Несмотря на то, что была сделана двустенная конструкция парогенератора, этот парогенератор тоже потёк. «Течи происходили постоянно. Мы находили ртуть даже в канализации». В результате через год и два месяца после пуска     БР-2 был выведен из эксплуатации.

Заключение, сделанное в книге К. Гудмена [2] за 5-6 лет до пуска БР-2, относительно непригодности ртути для охлаждения реакторов полностью подтвердилось.

В 1955 году было принято решение о создание опытной АПЛ с двумя свинцово-висмутовыми реакторами. Осенью 1956 года технический проект лодки был готов, а в сентябре 1958 года началось ее строительство.

Параллельно с этим в Обнинске на площадке ФЭИ шло сооружение стенда 27/ВТ ‒ наземного реактора-прототипа ЯЭУ АПЛ проекта 645. Энергетический пуск этого стенда был проведен в марте 1959 года, а 1 апреля 1962 года АПЛ 645 проекта была спущена на воду.

Рис. 1.4. АПЛ К-27 проекта 645 [191]

 

Был дан старт амбициозной программе строительства подводных лодок с ядерными установками, охлаждаемыми СВТ. Планировалось построить более 30 таких лодок. В реальности построили 8 АПЛ, первая из которых по проекту 645, а остальные ‒ по проектам 705 (4 шт.) и 705К (3 шт.) были спущены на воду в период с 1969 по 1981 г. Последняя АПЛ этого типа исключена из боевого состава ВМФ в 1996 г.  Таким образом, история создания и совершенствования ЯЭУ с СВТ для АПЛ насчитывает 45 лет, из них 37 лет продолжалась эксплуатация свинцово-висмутовых реакторов. Всего было построено 13 РУ с СВТ ‒ 3 наземных прототипа и 10 ЯЭУ на АПЛ.

Прямым наследником лодочных реакторов и наземных реакторов-прототипов по праву считается проект СВБР-75/100 со свинцово-висмутовым теплоносителем. В 2006 году ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, ОКБ «Гидропресс» и ФГУП «Атомэнергопроект» выступили с предложением о создании опытно-промышленного прототипа РУ СВБР-75/100 [8, 10].

Рис. 1.5. СВБР-100 [10]

Утверждалось, что реакторы СВБР-75/100 разработаны на базе освоенных топливных и конструкционных материалов и технологии (с. 425 [8]), «в проект реактора заложены, в основном, заимствованные или масштабированные с небольшими коэффициентами, проверенные опытом эксплуатации РУ с АПЛ и других РУ технические решения, поэтому для разработки проекта не требуется проведения крупномасштабных предпроектных НИОКР», что затраты на сооружение опытно-промышленного прототипа «составят около 100 млн. долларов» (~ 3 млрд. рублей по курсу 2006 г.), а срок сооружения  6 лет.  (с. 15 [10]).

В 2009 году было создано совместное предприятие Росатома и компании Олега Дерипаски En+Group для разработки реактора СВБР-100. При этом прогнозируемая стоимость проекта возросла до 16-18 млрд руб. В 2014 г. сообщалось, что проект испытывает сложности с финансированием. На тот момент он оценивался уже в 36 млрд руб. [11]. И это только проект, а не обещанное в 2006 году сооружение опытно-промышленного прототипа за 3 млрд руб.

В 2014 г. предварительный отчет по обоснованию безопасности (ПООБ) реактора СВБР-100 [12] был направлен на экспертизу в ФБУ «НТЦ ЯРБ».  Ниже мы становимся на некоторых результатах этой экспертизы, здесь же отметим, что представленное обоснование оказалось далеко не достаточным для выдачи лицензии на сооружение СВБР-100, которое планировалось начать в 2017 году на площадке АО «НИИАР». В итоге в 2014 году работа над проектом СВБР-100 была остановлена.

Спустя семь лет, 7 декабря 2021 г. руководитель энергетического бизнеса En+ заявил о возобновлении работы над этим проектом, который все еще «находится на стадии НИОКР» [11].

В конце 80-х - начале 90-х годов ХХ века В.В. Орловым была предложена концепция Быстрого Реактора ЕСТественной безопасности со свинцовым теплоносителем – БРЕСТ [9, 13-15]. Термин «естественная безопасность», это практически буквальный перевод введенного А. Вейнбергом выражения «inherent safety». В отечественной терминологии принято выражение «внутренняя самозащищенность» ‒ свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей.

В соответствии с предложенной в [13–17] концепцией, «естественная безопасность» заключается в детерминистическом исключении наиболее серьезных аварий благодаря внутренним свойствам реактора, а не путем создания инженерных барьеров. Обсуждению этой концепции будет посвящена отдельная глава, здесь же необходимо отметить два принципиальных момента.

Во-первых, основным средством для достижения «естественной безопасности» РУ БРЕСТ (также как и РУ СВБР), по мнению разработчиков, является ТЖМТ, в данном случае свинец: «Уже из качественного обсуждения результатов видно, что использование свинца, в первую очередь благодаря его химической пассивности и высокой температуре кипения открывает дорогу к ядерной технологии, последовательно реализующей принцип естественной безопасности» (л. 328 [13]).

Во-вторых, никаких принципиальных проблем с конструкционными материалами и технологией ТЖМТ для РУ БРЕСТ (как и для СВБР) не существует: «Концепция, основана на обширном опыте LMFR и судовых реакторов, охлаждаемых свинцом-висмутом, и мы не видим принципиальных технических препятствий к ее разработке и демонстрации в начале следующего века» (с. 348 [15]).

Действительно, высокая радиационная стойкость ф/м стали ЭП823-Ш – основного конструкционного материала активных зон проектируемых РУ, была хорошо известна по прошлому опыту, подтверждена многочисленными испытаниями в натриевых реакторах, начатых еще на БН-350 [42, 49].

Простой и эффективной выглядела технология теплоносителя в описании ее разработчика ГНЦ РФ ФЭИ: «Для надежной работы необходимо измерять и поддерживать всего один параметр ‒ концентрацию растворенного в свинцово-висмутовом теплоносителе кислорода, что может осуществляться в автоматическом режиме» (с. 291 [19]).

Поэтому создатели БРЕСТа охотно поверили в то, что в их распоряжении уже имеются надежные конструкционные материалы и отработанная технология, гарантирующая защиту сталей от жидкометаллической коррозии. Не видя никаких принципиальных препятствий по этой части, они сразу же приступили к проектированию энергетических реакторов ‒ БРЕСТ-ОД-300 и БРЕСТ-1200, тепловой мощностью 700 и 2800 МВт, смело назначая им проектный ресурс в 30 и 60 лет, соответственно.

Рис. 1.6. РУ БРЕСТ-ОД-300 [178]

На замечания оппонентов о том, что технология свинцового жидкометал-лического теплоносителя не отработана, а работоспособность конструкционных материалов в свинце не обоснована и что, по-хорошему, следовало бы начинать с экспериментальных реакторов небольшой мощности, как это было при освоении натриевой технологии – сначала БР-5 (1959 г.) и БОР-60 (1969 г.) и только потом БН-350 (1973 г.) и БН-600 (1980 г.) [51-53], был дан  ответ, что в настоящее время нет «необходимости в создании экспериментального реактора, как это делалось в 50-60-е годы», «для изучения принципиальных вопросов топлива, технологии теплоносителя, коррозии стали  достаточны и более простые эксперименты вне реактора и реакторных петлях» (с. 242-243 [31]). И вообще вся эта критика «больше походит на фрагмент политической интриги в групповых или партийных интересах с потоками заказной прессы, компромата, торопливым выносом профессиональных проблем на "всенародное обсуждение" и т.п.» (с. 7 [54]).

Разделавшись таким образом с «отставшими от жизни» оппонентами и собственными сомнениями, разработчики БРЕСТа и СВБР сосредоточились на демонстрации уникальных физических характеристик (КВ = КВА = ~1, ∆ρвыг.эфф) и «естественной безопасности» этих реакторов, на описании огромных экологических, экономических и даже политические выгод, недоступных реакторам с другими теплоносителями: пристанционный ЗЯТЦ, окончательное решение проблемы ОЯТ, выжигание младших актинидов, радэквивалентное захоронение РАО,  кардинальное решение проблемы нераспространения, новая технологическая платформа, высокий экспортный потенциал и мировое лидерство в ядерной энергетике [8, 13-50, 54].  По утверждению разработчиков, на АЭС со свинцовыми реакторами «стоимость производства энергии может быть заметно ниже, чем на АЭС-LWR и быть конкурентоспособной с энергетикой на угле, нефти и газе уже при современных ценах на них» (с. 4 [54]).

В одном только журнале «Атомная энергия» с 1992 по 2021 год было опубликовано 36 «программных» статей, посвященных концептуальным вопросам «естественной безопасности»,  перспективам применения реакторов с ТЖМТ в крупномасштабной и региональной энергетике, их роли в замыкании топливного цикла, обеспечении режима нераспространения, гарантий МАГАТЭ и т.п. [8, 13-19, 21-26, 28-41, 43-47, 50].   

О приоритетах разработчиков РУ говорит тот факт, что по технологии ТЖМТ в этом журнале за последние 30 лет  была опубликована одна- единственная статья, в которой сообщалось, что «комплекс методов и средств прошел тщательную отработку на многочисленных экспериментальных стендах, прототипе транспортной натурной ЯЭУ и внедрен на промышленных установках»  (с. 103 [55]). Поэтому, «несмотря на различия между реакторами подводных лодок с Pb-Bi и БРЕСТом со свинцом, не пришлось заново разрабатывать систему поддержания качества свинца» (с. 248 [31]).

Что касается работоспособности выбранных конструкционных материалов в свинце, то и на эту тему в «Атомной энергии» за указанный период было опубликовано не на много больше ‒ всего 2 статьи [56, 59]. Так же, как и в [55], в них давалась в основном оптимистическая информация о том, что «регулированием концентрации кислорода удается подавить жидкометаллическую коррозию и свести взаимодействия твердого и жидкого металлов к окислению».

Вместе с тем там прозвучали и тревожные нотки. Указывалось на то, что коррозионные испытания проводились лишь на ненагруженных образцах, длительная прочность стали в потоке жидкого свинца существенно ниже, чем на воздухе,  глубина проникновения свинца в сталь в испытаниях на длительную прочность достигает 180 мкм [56], скорость ползучести ф/м стали при температуре 550 °С и напряжении  160 МПа в свинце в 4-5 раз выше, чем на воздухе, а при температурах  360-420 °C эта сталь подвержена жидкометаллическому охрупчиванию [59].

Однако за разработкой долгосрочных стратегий и обсуждением блестящих перспектив на это никто не обратил внимание и не озаботился ни длительными коррозионными испытаниями нагруженных образцов сталей, ни систематическим изучением их механических свойств в свинце, ни проблемой локальной жидкометаллической коррозии.

Судя по количеству и тематике публикаций в «Атомной энергии», именно демонстрацией «новой ядерной технологии», а не исследованиями и испытаниями в обоснование работоспособности и безопасности реакторов с ТЖМТ были, в основном, заняты их разработчики на протяжении последних 30 лет. Надо признать, что демонстрация «уникальных» качеств этих бумажных реакторов удалась.

Она произвела глубокое впечатление даже на специалистов и академиков [57], а тем более на чиновников и журналистов. В апреле 2014 в еженедельной газете «Аргументы недели» обозреватель отдела экономики Константин Гурдин с гордостью писал: «Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвертого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира».  

На фоне столь грандиозных задач и достижений рутинные коррозионные проблемы выглядели второстепенными и незначительными. Не вызывало беспокойства и отсутствие достоверных данных о механических свойствах конструкционных материалов в свинце.

В этой связи невозможно удержаться, чтобы не процитировать американского адмирала Х. Риковера, который в 50-х годах прошлого века возглавлял разработку реакторов для подводных лодок, а позднее и реакторов PWR:

«Теоретический реактор (или теоретическая реакторная установка) почти всегда имеет следующие основные характеристики: 1) Он прост. 2) Он мал.     3) Он дешев, 4) Он легок. 5) Его можно построить очень быстро. 6) Спектр его использования очень широк. 7) Объем разработок, связанных с его созданием, очень мал. В нем используются «готовые элементы». 8) Реактор находится в стадии исследования. Его строительство еще не начато.

Вместе с тем практическую реальную установку можно охарактеризовать следующим образом: 1) Установка строится. 2) Строительство отстает от графика. 3) Установка требует огромного объема разработок по явно незначительным вопросам (в частности, решения проблемы, связанной с коррозией). 4) Стоимость установки чрезвычайно велика. 5) Строительство идет медленными темпами по техническим причинам. 6) Установка велика.    7) Установка сложна».

Расчетные и конструкторские работы над концептуальным проектом быстрого реактора с нитридным топливом и свинцовым теплоносителем были начаты специалистами НИКИЭТ в конце 1980-х годов. К середине 1990-х развернулись полномасштабные НИОКР по всем элементам ядерного энергетического комплекса, в результате которых к 2000 году был подготовлен первый вариант проекта РУ БРЕСТ-ОД-300 с уран-плутониевым нитридным топливом и КВА ≥ 1 [60].   

В 2000 году Минатом РФ принял «Стратегию развития ЯЭ России до середины ХХI века». Работу по реализации этой «Стратегии» предполагалось вести в двух направлениях: 1) замена МОХ топлива в проекте БН-800  на СНУП топливо (UN-PuN) и 2) разработка демонстрационного блока        БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ЗЯТЦ  для сооружения на БАЭС в пределах 2010 г. (с. 2 [54]).

Уже в 2001 году разработчики БРЕСТа уверенно заявили, что «исходя из базовых требований (безопасность, топливообеспечение, нераспространение делящихся материалов), в качестве основы крупномасштабной ядерной энергетики могут быть приняты естественно-безопасные быстрые реакторы типа БРЕСТ, например БРЕСТ-1200» (с.431 [29]).

Однако вместо намеченного в «Стратегии» сооружения демонстрационного блока БРЕСТ-ОД-300 «в пределах 2010 года»,  ГК «Росатом» в 2011 году объявила о запуске очередного крупномасштабного проекта ‒ «Прорыв», «нацеленного на достижение нового качества ядерной энергетики», включая естественную безопасность, конкурентоспособность с ПГУ, ЗЯТЦ, радэквивалентное захоронение РАО, укрепление режима нераспространения и снижение капитальных затрат до уровня тепловых реакторов [62]. Срок реализации проекта 10 лет.

Основным кандидатом на прорыв в светлое энергетическое будущее был выбран, естественно, быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, изначально обладавший, по заверениям его разработчиков, всеми перечисленными выше качествами. «Прорыв» − ведущий российский ядерно-энергетический проект, в котором разрабатываются технологии быстрого реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и замкнутого ядерного топливного цикла, основанные на принципе естественной безопасности. Ключевым элементом обеспечения безопасности быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 является свинцовый теплоноситель» [63].

В 2014 году был подготовлен проект предварительного отчета по обоснованию безопасности (ПООБ) блока АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 [64]. В июне 2015 года 8 разделов из этого отчета направлены в ФБУ «НТЦ ЯРБ», для оценки их содержания на соответствие требованиям федеральных норм и правил (ФНП) в области использования атомной энергии. По результатам рассмотрения в августе 2015 г. НТЦ ЯРБ выпустил отчет [65], в котором было отмечено более 500 замечаний (несоответствий представленных материалов требованиям ФНП). Многовато для «естественно безопасного» реактора.

В 2016 году откорректированный вариант ПООБ [66] был официально представлен в Ростехнадзор и НТЦ ЯРБ приступил к экспертизе по теме «Безопасность опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения)». В экспертизе участвовало 74 эксперта из НТЦ ЯРБ и ведущих организаций отрасли. За два года было проанализировано 698 документов, включая ПООБ [66] и другие материалы, представленные Заявителем.

В экспертном заключение ДНП-5-3546-2018 [67], утвержденном руководством НТЦ ЯРБ 29.06.2018 г., было отмечено более полутора тысяч замечаний ‒ несоответствий требованиям ФНП в области использования атомной энергии. При таких результатах ни о каком сооружении энергоблока не могло быть и речи. Однако вместо отказа в выдаче лицензии в ноябре 2018 года Ростехнадзор, по просьбе Заявителя, принял решение о приостановке процесса лицензирования до 27.02.2019 с тем, чтобы разработчик проекта мог представить новые дополнительные материалы.

Обо всех перипетиях этой экспертизы, которая в общей сложности продолжалась более 5 лет (абсолютный рекорд для Ростехнадзора!), будет рассказано ниже. В итоге в январе 2021 года НТЦ ЯРБ подготовил  экспертное заключение ДНП-5-3546/2-2021, утвержденное 01.02.2021 [68], на основании которого Ростехнадзор, несмотря на наличие более 900 несоответствий требованиям ФНП, выдал наконец лицензию, позволявшую приступить к сооружению энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 на площадке АО «СХК».

Спустя 3 месяца было объявлено, что «в Северске началась новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300» [70].

 

Настоящий обзор написан по горячим следам и результатам многолетней экспертизы материалов, представленных для обоснования безопасности проекта БРЕСТ-ОД-300. Автор участвовал в этой экспертизе с 2000 года, начиная с первых концептуальных проработок БРЕСТ-ОД-300 еще с квадратными ТВС [60, 71]. Но основной объем информации получен в процессе экспертизы Ростехнадзора с 2016 по 2020 год.

Участие в экспертизах позволило впервые ознакомиться не только с данными, представленными в ПООБ или публикациях, но и с первичной информацией ‒ с фактическими результатами экспериментальных исследований и испытаний по обоснованию работоспособности материалов и элементов РУ в свинце, с испытаниями твэлов в натриевых реакторах (сотни отчетов и документов, затребованных экспертами и представленных Заявителем).

Открывшаяся картина очень далеко разошлась с прогнозами и декларациями разработчиков проекта, с тем, что излагалось в многочисленных статьях в «Атомной энергии» и парадных докладах на конференциях в пятизвездочных отелях. Хуже всего, что реальность существенно разошлась и с содержанием ПООБ [66].

Выяснилось, что представленные на экспертизу материалы не только не позволяют обосновать работоспособность и «естественную безопасность» РУ БРЕСТ-ОД-300, но и прямо свидетельствуют о принципиальной невозможности обеспечить ни то, ни другое. Сооружение энергоблока в таких условиях представляется опасной технической авантюрой тем более, что строительство ведется всего в 10 км от полумиллионного Томска.

Согласно Статье 29 Федерального закона «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ: «Государственный орган либо организация, принявшие решение о сооружении ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения, обязаны отменить принятое ими решение либо прекратить или приостановить сооружение соответствующего объекта в случае выявления дополнительных факторов, приводящих к снижению уровня его безопасности, ухудшению состояния окружающей среды или влекущих иные неблагоприятные последствия». Именно о таких факторах ‒ приводящих к снижению уровня безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 и других реакторов с ТЖМТ, пойдет речь в этой книге.


Литература

1.    Научные и технические основы ядерной энергетики. Сб. под редакцией К. Гудмена. Изд. Иностранная литература, Москва, 1948.

2.    Научные и технические основы ядерной энергетики. Том II. Сб. под редакцией К. Гудмена. Изд. Иностранная литература, Москва, 1950.

3.    А.В. Камаев, Н.И. Ермолаев, Р.Г. Сидорова, А.Н. Улаев. Хроника событий истории Государственного научного центра Российской Федерации – Физико-энергетического института за 50 лет 1946 – 1996. ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 1996.

4.    О возможности создания ядерной силовой установки с жидкометаллическим охлаждением для мартена. Расчетная записка. Лаборатория «В», 1952, Отдел фондов НТ и УД ГНЦ РФ-ФЭИ. Ф. 1,       оп. 1./с-НТ, д. 230.

5.    Лидер командной игры. К 80-летию со дня рождения Б.Ф. Громова. ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2007.

6.    Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии. ATOMINFO.RU,  опубликовано 15.05.2012.

7.    История Росатома. Морские реакторы для подводного флота. WWW.BIBLIOATOM.RU

8.    Зродников А.В., Читайкин В.И., Тошинский Г.И. и др. «АЭС на основе реакторных модулей с СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия, 2001, том 91, вып. 6, с. 415-434.

9.    Адамов О.Е., Орлов В.В., Смирнов В.С. и др. Концепция энергетических реакторов высокой безопасности, охлаждаемых свинцом. Отчет НИКИЭТ, № 050-367-3272, 1989.

10.  СВБР-75/100. Инновационная ядерная технология на базе модульных быстрых реакторов малой мощности с теплоносителем свинец-висмут многоцелевого применения. Информационный материал в форме вопросов и ответов. ФГУП РФ-ФЭИ, ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект», 2006.

11.  СП En+ и Росатом вернулось к реализации проекта реакторов малой мощности. Москва, 7 декабря 2021, ИА Neftegaz.ru. Новости. Атомная энергетика.

12. Строительство опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем в Ульяновской области. Отчет по обоснованию безопасности. Предварительный отчет (ПООБ). SVBR.B.135.&.04&&&&.&&&&&.022.HE.0001. Инв. № 13-07241, ОАО «Восточно-европейский головной научно-исследовательский проектный институт энергетических технологий», 2013.   

13.  Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов О.Е. и др. Нетрадиционная концепция АЭС с естественной безопасностью. ‒ Атомная энергия, 1992, том 72, вып. 4, с. 317-329.

14.  Адамов Е.О., Ганев И.Х., Орлов В.В. Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 1992, том 73, вып. 1, с. 44-50.

15. Орлов В.В., Плутоний и старт нового этапа ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 1994, том 76, вып. 4, с. 345-348.

16.  Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижением радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 1,     с. 3-9.

17.  Ганев И.Х., Орлов В.В. Снова о времени удвоения. ‒ Атомная энергия, 1995, том 78, вып. 6, с. 364-366.

18.  Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла. ‒ Атомная энергия, 1999, том 86, вып. 5, с. 361-370.

19.  Тошинский Г.И., Комлев О.Г., Мартынов П.Н. и др. СВБР для региональной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2011, том 111, вып. 5,          с. 290-293.

20. Лиханский В.В., Лобойко А.И., Гераскин И.И. и др. Моделирование динамики фрагментов топлива в жидком свинце при анализе аварии с разрушением активной зоны быстрого реактора ‒ Атомная энергия, 1995, том 78, вып. 1, с. 13-21.

21. Орлов В.В. Снова о времени удвоения. ‒ Атомная энергия, 1995, том 78, вып. 6, с. 364-366.

22. Адамов Е.О., Орлов В.В. Обновленная концепция ядерного участия в решении мировых энергетических проблем. ‒ Атомная энергия, 1996, том 81, вып. 2, с. 409-415.

23. Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Влияние трансмутационного топливного цикла на достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в ядерной энергетике России ‒ Атомная энергия, 1996, том 81, вып. 6, с. 89-97.

24.  Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 1,     с. 3-9.

25.  Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Минимизация высокоактивных отходов при функционировании крупномасштабной ядерной энергетики России. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 3,         с. 209-218.

26.  Адамов О.Е., Ганев И.Х., Муратов В.Г. Минимизация высокоактивных отходов при замене ядерной технологии производства электроэнергии в России. ‒ Атомная энергия, 1997, том 83, вып. 2, с. 133-140.

27.  Белая книга ядерной энергетики. Под общей редакцией О.Е. Адамова, 1-е изд. М., НИКИЭТ, 1998.

28.  Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходов при неводных методах переработки. ‒ Атомная энергия, 2000, том 89,          вып. 3, с. 203-211.

29.  Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Радиационные характеристики топлива и отходов в уран-плутониевом и торий- урановом топливном цикле. ‒ Атомная энергия, 2001, том 90, вып. 6,    с. 431-438.

30.  Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000. ‒ Атомная энергия, 2001, том 91, вып. 5, с. 337-343.

31.   Орлов В.В. Быстрые реакторы как основа крупномасштабной ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2003, том 94, вып. 3, с. 240-249.

32.  Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Влияние глубины выгорания и выдержки облученного ядерного топлива на отношения массы Am, Cm, Np и делящегося плутония. ‒ Атомная энергия, 2004, том 96, вып. 2, с. 126-132.  

33.  Адамов О.Е., Габараев Б.А., Орлов В.В. Роль ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике ХХI века. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 83-91.

34.  Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. Модульный быстрый реактор малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем для многоцелевого применения СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 91-98.  

35.  Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Климов Н.И. и др. Береговой ядерный опреснительный энергетический комплекс на основе транспортабельного реакторного блока с СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия, 2005, том 99, вып. 6, с. 425-432.  

36. Лопаткин А.В., Орлов В.В. Влияние спектра нейтронов на характеристики трансмутационных цепочек Np, Am и Cm. ‒ Атомная энергия, 2006, том 100, вып. 6, с. 452-458.  

37.  Адамов О.Е., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др. Вклад НИКИЭТ в формирование стратегии развития ядерной энергетики России. ‒ Атомная энергия, 2007, том 103, вып. 1, с. 5-15.

38.  Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В. и др. Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл. ‒ Атомная энергия, 2007, том 103, вып. 1, с. 15-21.  

39.  Лопатки А.В., Орлов В.В., Лукасевич И.Б. и др. Возможности реактора БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2007, том 103, вып. 1, с. 21-29.  

40.  Адамов О.Е., Джалавян А.В., Лопаткин А.В. и др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. ‒ Атомная энергия, 2012, том 112, вып. 6, с. 319-331.   

41.  Адамов О.Е., Муравьев Е.В., Рачков В.И. и др. Аналитическая записка. Крупномасштабная ядерная энергетика с замкнутым топливным циклом на базе реакторов на быстрых нейтронах. ИТЦП «Прорыв», М., 2016.

42. Поролло С.И., Конобеев Ю.В., Иванов А.А. и др. Распухание и радиационная ползучесть ферритно-мартенситной стали, облученной в БН-350 в широком диапазоне температуры и повреждающей дозы. ‒ Атомная энергия, 2016, том 120, вып. 3, с. 148-155.  

43. Адамов О.Е., Каплиенко А.В., Орлов В.В. и др. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ: от концепции к реализации технологии. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129, вып. 4, с. 185-194.  

44.  Лопаткин А.В., Платонов И.В., Попов В.Е. Условия достижения радиационной эквивалентности природного сырья и долгоживущих радиоактивных отходов ядерной энергетики России. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129, вып. 4, с. 194-198.  

45.  Ларионов И.А., Лопаткин А.В., Лукасевич И.Б. и др. Гомогенная трансмутация 237Np, 241Am, 243Am в быстром реакторе со свинцовым теплоносителе. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129, вып. 6, с. 316-320.  

46.  Адамов Е.О., Мочалов Ю.С., Рачков В.И. и др. Переработка отработавшего ядерного топлива и рециклирование ядерных материалов в двухкомпонентной ядерной энергетике. ‒ Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 1, с. 28-34.  

47.  Горин Н.В., Волошин И.П., Чуриков Ю.И. и др. Обеспечение режима ядерного нераспространения при экспорте быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом. ‒ Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 1, с. 48-51.  

48.  Давыдов В.К., Жирнов А.П., Калугин К.М. и др. Эффекты реактивности при забросе пузырей пара в активную зону реактора БРЕСТ-ОД-300. ‒Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 3, с. 132-137.  

49.  Грачев А.Ф., Забудько Л.Ф., Леонтьева-Смирнова М.В. и др. Кратковременные механические свойства ферритно-мартенситной стали ЭП823-Ш после высокодозового нейтронного облучения. ‒Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 6, с. 306-309.  

50.  Невиница В.А., Родионова Е.В., Марова Е.В. Технико-экономические особенности применения гарантий МАГАТЭ на АЭС с быстрым реактором и пристанционным топливным циклом. ‒ Атомная энергия, 2021, том 131, вып. 2, с. 101-106.  

51.  Пономарев-Степной Н.Н. О возможностях и путях осуществления инициативы Президента Российской Федерации. ‒ Ядерный контроль. № 2 (56).  Март-апрель 2001, с. 44-48.

52. Митенков Ф.М. Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей. ‒ Атомная энергия, 2002, том 92, вып. 6, с. 423-435.  

53.  Костин В.И. Нелегкий выбор. О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для ее реализации. ‒ Атомная стратегия ХХI, 2007, #03 (29).

54. Орлов В.В. Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России. По поводу статьи                   Н. Пономарева-Степного в журнале "Ядерный контроль", № 2. Москва, июль 2001. https://archive.fo/c0unH.

55.  Зродников А.В., Ефанов А.Д., Орлов Ю.И. и др. Технология тяжелых жидкометаллических теплоносителей свинец-висмут и свинец. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 98-103.  

56.  Каштанов А.Д., Лаврухин В.С., Марков В.Г. и др. Коррозионно- механическая прочность конструкционных материалов в контакте с жидким теплоносителем. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып. 2,              с. 103-108.  

57.  Заключение экспертизы Российской академии наук по инновационным решениям энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300. М., 18.06.2019.

58.  Х. Риковер. ‒ Бюллетень МАГАТЭ, 1978, том 20, № 6, с. 63.

59.  Бозин С.Н., Родченков Б.С., Каштанов А.Д. и др. Исследование конструкционных материалов для реактора со свинцовым теплоносителем. ‒ Атомная энергия, 2012, том 113, вып. 5, с. 257-262.  

60.  Пояснительная записка БРЕСТ. 00.00.000ПЗ, 2000.

61.  Лемехов В.В., Леонов В.Н., Моисеев А.В. и др. Реакторные установки со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и БР-1200: текущее состояние разработки и обоснования. ‒ Сборник аннотаций докладов на отраслевой научно-технической конференции «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронов» 2021, 28-29 октября 2021 г., г. Сочи, с. 24.

62.  Проект «ПРОРЫВ». Сайт АО «Наук и инновации», 2015.

63.  Орлов А.И., Плисеина Т.В. Состояние разработки компонентов технологии свинцового теплоносителя для РУ «БРЕСТ-ОД-300». ‒ Сборник аннотаций докладов на отраслевой научно-технической конференции «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронов» 2021, 28-29 октября 2021 г.,       г. Сочи, с. 30.

64. Строительство опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем на площадке закрытого административно-территориального образования «Северск», федеральное государственное унитарное предприятие «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», г. Обнинск, Калужская область (Энергоблок с РУ БРЕСТ-300). Предварительный отчет по обоснованию безопасности (проект). 1208-БРС-ПООБ.       2014 г.

65.  Итоговый отчет «Консультации и рабочие встречи со специалистами Заказчика по разъяснению вопросов, возникших в ходе анализа представленных материалов, рассмотрение полученных от заказчика дополнительных материалов, рассмотрение полученных от Заказчика дополнительных материалов и письменных разъяснений, разработка окончательной редакции отчета». ‒ Отчет о выполнении работы ФБУ «НТЦ ЯРБ», ДНП 4-1188/2015, Москва, 2015.

66. Строительство опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем на площадке закрытого административно-территориального образования «Северск», федеральное государственное унитарное предприятие «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», г. Обнинск, Калужская область (Энергоблок с РУ БРЕСТ-300). Предварительный отчет по обоснованию безопасности. 1208-БРС-ПООБ. АО «АТОМПРОЕКТ», 2016 г.

67.  Экспертное заключение о безопасности опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения), ДНП-5-3546-2018, ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, 2018.

68.  Экспертное заключение о безопасности опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения), ДНП-5-3546/2- 2021, ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, 2021.

69.  Письмо Ростехнадзора от 24.01.2022 № 05-00-11/155.

70.  Ганжур О. БРЕСТ: начало. ‒ Страна Росатом, № 21(485), июнь 2021.

71.  Троянов М.Ф., Тошинский Г.И. Александр Ильич Лейпунский  (к 100-летию со дня рождения). ‒ Атомная энергия, 2003, том 95, вып. 6, с. 467-470.


От редакции. Предлагаем вниманию читателей авторский вариант первой главы книги «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». 


Продолжение следует

 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Блог Булата Нигматулина
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Блог Булата Нигматулина:
О двухтомнике Б.И. Нигматулина

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.5
Ответов: 12


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 33 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
Браво, уважаемый Булат Искандерович!




[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
Ощущение дежавю.Подумал, что ошибся. Взял с полки книжку - вышла в 2023 году. Её здесь уже печатали и обсуждали.


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
В настоящее время Westinghouse статьи  и книжки не пишет  и не бежит впереди всей планеты а   разрабатывает концепцию быстрого реактора со свинцовым охлаждением (LFR) - ядерной установки следующего поколения, предназначенной для конкуренции даже на самых сложных мировыхСвинцовый быстрый реактор Westinghouse (LFR) - это пассивно безопасный модульный реактор среднего размера, разрабатываемый для снижения первоначальных капитальных затрат и выработки гибкой и конкурентоспособной электроэнергии. LFR обеспечивает новый уровень доступности энергии за счет внедрения инновационных конструктивных особенностей, упрощающих и компактных установку, в то время как улучшенная модульность конструкции сокращает сроки строительства. Использование свинца в качестве теплоносителя с температурой кипения выше 1700 ° C позволяет работать при высоких температурах при атмосферном давлении без проблем с закипанием теплоносителя. Это повышает термодинамическую эффективность, снижает капитальные затраты и облегчает достижение присущей ему безопасности по сравнению с системами, работающими под давлением. Поскольку свинцовый теплоноситель работает при атмосферном давлении и не вступает в экзотермическую реакцию с воздухом или с жидкостями для преобразования энергии (такими как сверхкритический диоксид углерода и вода), технология LFR также устраняет необходимость в дополнительных компонентах и резервных системах безопасности, которые требуются в других конструкциях установок для защиты от утечек теплоносителя. Дальнейшие улучшения в эксплуатации и безопасности также достигаются за счет использования топлива и оболочки с высокотемпературными характеристиками на основе некоторых из тех, которые разрабатываются в топливной программе Westinghouse EnCore LFR обладает способностью выходить за рамки выработки электроэнергии с базовой нагрузкой за счет использования системы накопления тепловой энергии для выравнивания нагрузки. Его высокотемпературные характеристики позволяют использовать его в широком спектре применений, таких как комбинированное производство тепловой и электрической энергии, а также для опреснения воды на закрытых рынках. Кроме того, работа в спектре быстрых нейтронов способствует улучшению использования ресурсов урана и сокращению образования ядерных отходов, что потенциально может привести к завершению ядерного топливного цикла. Westinghouse продолжает разработку своей атомной электростанции следующего поколения средней мощности, основанной на технологии быстрых реакторов со свинцовым охлаждением (LFR). Предоставление коммерчески конкурентоспособной, надежной, экологически чистой энергии с нулевым уровнем выбросов при беспрецедентной безопасности и гибкости эксплуатации  
  • Чистая мощность 450 МВт




[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024

  • Чистая мощность 450 МВ
А чем от БРЕСТа-300 отличается, тем что на ЕЦ работает, раз пассивное охлаждение? А это возможно для 450 МВтэ?


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 28/06/2024
"...разрабатывает концепцию..." - ключевые слова. А не бросились вбухивать в стройку, как у нас с БРЕСТОМ. Не задумывались, что они там ничего реально не тратят, а поддерживают мнение, чтобы направить нас на ложный путь?  


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
«…Ощущение дежавю…»  – просто тема не увяла. Даже более того, обострилась. Не все еще высказались. А на НТС боятся говорить правду. Поэтому обсуждение идет на ПРоАтом.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
"Даже более того, обострилась."  

Появились экспериментальные данные по длительному взаимодействию свинца с материалом твэлов? В чем обострение?


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
"... А на НТС боятся говорить правду." Всё дело в том, что ПРОРЫВ и БРЕСТ задуманы не для создания нового направления, а для обычного распила денег. Адамов уйдет в мир иной, ив сё остановится. Так и "Алеша" думает.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
  • Что такое быстрый нейтрон
  • Реакторы на медленных нейтронах десятилетиями работали, не сталкиваясь с проблемами взаимодействия оболочек твэл с нейтронами. Реакторное материаловедение появилось только из-за проблем материалов оболочек быстрых реакторов.
  • Энергия теплового нейтрона в 40 раз ниже энергии связи металла в решетке. Энергия отдачи ядра металлов при столкновении с тепловыми нейтронами в тысячи раз ниже энергии связи.
  • Энергия нейтрона 1 МэВ в миллион раз превышает энергию связи металла в кристалле, порядка единиц эВ.
  • При ударе быстрого нейтрона в ядро железа, передается в среднем одна сотая доля этой энергии. Этой энергии хватает, чтобы ядро вылетело со своего места на сотни-тысячи расстояний между атомами.
  • Никакой материал не может противостоять быстрому нейтрону. Это было установлено в конце 1940-х. Только металлическая жидкость безразлична к этому воздействию. 
  • Гетерогенные быстрые реакторы имеют одну проблему - нейтронное разрушение оболочки твэл. 6% выгорания держит любой металл, 12% выгорания не держит ни один металл. 
  • Даже если вы справитесь с ЖМК, нейтрон сделает из оболочки ядерное сито, со свойствами как у стекла. 
  • Проблема нейтронного потока БР обусловлена низким сечением деления ЯМ. Это приводит к росту в 200-300 раз нейтронного потока, по сравнению с ТР, при равной удельной объёмной мощности. 
  • Так как в ТР на оболочку тоже действуют быстрые нейтроны, вылетающие из мяса твэл, разрушение оболочки твэл ТР происходит на два с лишним порядка меньше, при равном выгорании с БР.
  • Имитация нейтронного потока делается электрохимией. Поставьте на анод хоть платину, напряжение выше энергии связи растворяет всё что угодно.
  • БРЕСТ пытается бороться с быстрыми нейтронами за счет снижения объёмной мощности. 75 Вт/л, против 1100 Вт/л в БОР-60. Время жизни оболочки это продляет. Но выгорание в любом случае не будет выше предела, установленного в начале эры быстрых реакторов.
  • Вывод печальный. 
  • Физика БР не позволяет достичь высокого выгорания, и поэтому предлагаются бесконечные переработки ОЯТ. На одного физика нужно 100+ химиков-металлургов ЯМ. Ни о какой эффективности не может быть и речи.
  • Если вы сторонники ЗЯТЦ  БР, Изучайте общую химию, металлургию ядерных материалов, методы получения материалов ядерной чистоты, радиохимию ОЯТ, учет и контроль ЯМ, ядерную и радиационную безопасность радиохимического производства, взрыво-пожаробезопасность. 
  • Рекомендую начать повышение квалификации с наблюдения за горением дров. Опишите все наблюдаемые реакции, цвета, запахи, температуры, обратные связи. Запишите уравнения реакции с дефицитом и избытком воздуха, влияние воды и влажности древесины. Пройдите путь своих предков, пройденный 100-1000 и более лет назад.
  • Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
  • Ошибка. 75 и 1100 кВт/литр. ДБ. 


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 25/06/2024
"Физика БР не позволяет достичь высокого выгорания"
   Что же  тогда о тепловых реакторах говорить?! Сравните выгорание топлива в БН-600, БН-800 и ВВЭРах!


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
  • Соглашаюсь с замечаниями, при сравнении выгорания БР, и ВВЭР на обогащенном уровне. Неубедительно сравнивать выгорание самого топлива, нужно сравнивать с выгоранием природного урана. 
  • В чем разница между (оболочкой) ВВЭР и БН. В первом падает реактивность топлива, она останавливает реакцию. Но на обогащении 90% можно достичь выгорания 100%, оболочка легко выдерживает, если работать на оболочке твел типа пластина, крест и т.д., которые не боятся распухания топлива. Пример - реакторы АПЛ, реактор СМ-РБТ с выгоранием 65%. Оболочка ОЯТ в идеальном состоянии, и является первичным чехлом при захоронении.
  • Оболочка ВВЭР выдержит и 200% выгорания, только гореть уже нечему. Выгоревший твэл превращается в поглощающий элемент, бессмысленно уничтожающий нейтроны. Смещений атомов оболочки очень мало, структура металла не разрушается.
  • Реактивность в БН-600 на ВОУ практически не падает, а на плутонии даже растет. Предел выгорания обусловлен оболочкой, которая охрупчивается, рвется, лопается. Массовое разрушение оболочки начинается при выгорании 8-12%, что в 100 раз ниже, чем в ВВЭР.
  • Экономическим, важнейшим параметром является выгорание природного урана за один цикл работы реактора. Это есть топливная эффективность. Это ресурсная база атомной энергетики, которую должен поднять ЗЯТЦ БР, согласно гипотезе Ферми 1943 года.
  • Выгорание природного урана в ПУГР 0,1%. В РБМК и ВВЭР 0,7%. 
  • В БН-600 на уране 20%, и выгорании 10%, это 0,35% (если без потерь на центрифуге). В БН-600 на плутонии ПУГР,  выгорание природного урана за один цикл всего лишь 50% от 0,1%. Сгорает 10% от 20% плутония в топливе. Это невероятные 2000 радиохимических переработок, требуемые для выжигания 100% природного урана. Это есть "достижение" нынешнего БН-800, загруженного оружейным плутонием. Масса отвалов природного урана в две-три сотни раз превышает загрузку в реактор. 
  • Повреждения оболочки сравнивают в сна - смещении на атом. Так как энергия связи металла оболочки порядка единиц эВ, атомы выбивают и промежуточные нейтроны. При равном выгорании, разница в повреждениях примерно 10-20 раз, если топливо сделано из обогащенного урана. 
  • В итоге, на первом месте сегодня ВВЭР с выгоранием 0,7%. Этот мизер - мировой рекорд атомной энергетики.
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
"
  • Экономическим, важнейшим параметром является выгорание природного урана за один цикл работы реактора."  
Ссылку на какую-нибудь работу приведите, где это показано.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
  • Советская атомная наука и техника. Стр. 113. Состояние и перспективы экономики АЭС. 1967.
  • "Отнесение стоимости оборотных средств, основную долю которых на АЭС занимает стоимость топливной загрузки, на стоимость отпускаемой электроэнергии требует максимального увеличения эффективности использования и ускорения оборачиваемости ядерного горючего в цикле". 
  • Цель работы советских атомщиков - снижение себестоимости ээ до 0,40 коп/квтч.
  • "АЭС мощностью 1 млн. кВт (эл) требует при работе без регенерации 250-500 тонн природного урана в год". "Образуется 1 тонна осколков деления на 1 млн. кВт в год".
  • Для понимания. 2024.
  • Сегодня лучшие мировые АЭС расходуют 150 тонн природного урана на 1 ГВтэ*год. Обратная величина - эффективность использования ядерного топлива, от 0,2% в 1967 до 0,7% в 2024. Пока  ядерное топливо это только природный уран.
  • Чтобы понять лживость научно-обоснованной пропаганды, возвращайтесь к первоисточникам, и сравнивайте рекламу с реальными характеристиками техники.
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
Посмотрел ссылку
"Одна из важнейших характеристик, оказывающая существенное влияниена величину топливной составляющей себестоимости электроэнергии и определяющаяэффективность использования ядерного горючего в АЭС,— глубинавыгорания ядерного горючего. Она характеризует количество тепловой (а значит,и электрической) энергии, выработанной каждой единицей веса загруженногов реактор горючего. Развитие энергетического реакторостроенияв области твэлов имеет своим главным содержанием борьбу за увеличениеглубины выгорания горючего до экономически выгодных пределов. Так,проектная глубина выгорания горючего во втором реакторе Белоярской АЭСувеличена в три раза по сравнению с первым блоком и принята равной12 000 Мвт-сутки/т, а во втором реакторе Ново-Воронежской АЭС — в два разаи увеличена до 18 000—20 000 Мвт- сутки/т. В ближайшие годы намечаетсядостигнуть глубины выгорания до 30 000 Мвт-сутки/т в реакторах на 115Рис. 15. Ожидаемое снижениеудельной стоимости АЭС и ТЭСв зависимости от их мощности(американские оценки).тепловых нейтронах и до 100 000 Мвт-сутки/т в реакторах на быстрыхнейтронах.Основные пути увеличения глубины выгорания — повышение стойкоститопливных композиций против распухания при накоплении продуктов деления,использование керамического топлива с малым непроизводительнымпоглощением нейтронов (двуокись и карбиды урана), применение более прочныхконструкционных материалов и конструкций твэлов, введение рациональныхрежимов частичной перегрузки горючего в реакторе."
Речь идет только о "топливе"! Про природный уран ни слова.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
  • Про природный уран ни слова?
  • "Топливо для АЭС делают из природного урана". Можете считать это откровением от Дементия, но мне это было известно от школьного учителя физики, от моих старших коллег. И 50 лет я с этим прожил. Примите на веру. 
  • Задача радиохимика - максимально использовать энергию урана. То есть смеси из трех природных изотопов. Сначала максимально извлечь уран из руды, затем максимально извлечь делящийся пятый уран, и затем сделать топливо, которое максимально эффективно делится в реакторе. 
  • Выгорание радиохимия измеряет в процентах тяжелых атомов. Физика - в МВт*сут. Это просто разные единицы измерения одного и того же процесса - деления атомов урана и др. актинидов, которые производятся из природного урана. 
  • Глубина выгорания горючего - это глубина выгорания обогащенного урана, а значит и глубина выгорания природного урана. 
  • Посмотрите на реакторы КАНДУ и ПУГР на природном уране. Там прямым текстом стоит задача увеличения выгорания природного урана. Все усилия направлены на эту задачу, и результат сравним с таковым у ВВЭР. 
  • Признак взросления ребенка - он начинает узнавать себя в зеркале. Это значит, он научился не только смотреть, но и видит и идентифицирует предметы. 
  • Адамов первым делом рекламирует бесконечный ресурс атомной энергетики в виде уже добытого природного урана. Почитайте его работы. Очень правильные рассуждения. Если не знать реальных потерь и выбросов прирадиохимии и фабрикации топлива из плутония, который получен из природного урана.
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
Глубина выгорания горючего - это глубина выгорания обогащенного урана, а значит и глубина выгорания природного урана. 
   Бред


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 05/07/2024
"Выгорание радиохимия измеряет в процентах тяжелых атомов. Физика - в МВт*сут."
Ошибаетесь, физики используют выгорание топлива в %т.а. и МВт*сут/т.
 Кстати, раз уж Вы, химик, написали про выгорание топлива в СМ = 65%, то напишите размерность - это ведь не %т.а. :-)


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 05/07/2024
  • Замечание с размерностью выгорания справедливо, но настоящему физику ещё нужно указать материал, например тонну НОУ, или т.а. в общем виде. Вес остальных атомов материалов не учитывается. 
  • Обычно, для топлива ОЯТ АЭС это МВт*сут/кг т.а. Длинно, неудобно, и без указания т.а. неадекватно.  Но выгорание в МВт*сут/т встречается в технической литературе.
  • Aнглийский вариант   burn up "MWd/T natU" , то есть нужно еще указать изотопный состав тяжелого металла. 

  • Реактор СМ (Савелий Моисеевич) работает на высокотемпературном кермете (дисперсионное топливо) с ВОУ. Стартовый темп выгорания 1% т.а. в сутки. Температура теплоносителя до 85*С. Суммарное выгорание до 50% т.а. Далее топливо дожигают РБТ-6 и РБТ-10, до 65% т.а., темп выгорания до 2% т.а. в месяц. 
  • В нейтронной ловушке СМ твэл- мишени с Cm-248 достигают выгорания 96% т.а. Иначе Cf-252 не получить. 
  • 100 МВт на 50 литров АЗ СМ. Кувэ 2 МВт/литр в среднем. 
  • В ЦБТМ СМ Кувэ до 5 МВт/литр (на максимально холодной воде). 
  • Сравните с ВВЭР-1000 с керамикой из НОУ, Кувэ менее 30 кВт/л. Темп выгорания 1% т.а. в год.
  • Спасибо дотошному читателю, изучающему ядерную физику и технику образца 1961 года. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров..........Спасибо авторам, что зафиксировали и обосновали наибольшую техническую аферу 21 века в России. Добавлю, что проблема не только в оболочках и низком КВ, но еще проблема массопереноса конструкционных материалов трубопроводов, теплообменников, насосов. Эта проблема встанет сразу с началом опытной эксплуатации свинцового теплоносителя. И еще много очень дорогих проблем вылезет.


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
А можно вопрос?  Сколько сотен тонн свинца по проекту БРЕСТ будет циркулировать в первом контуре и каким образом предполагается предварительный разогрев контура и поддержание температуры плавления при остановке реактора? Что-то не нащёл  какой-либо конкретной информации. 


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
Эти вопросы к НИКИЭТ. РКД у них и они ее в РТН не сдают. Не та стадия. Система грелок будет очень дорогая. Она и на БН-800 дорогая, а будет дороже. Наприй мягче при застывании и проблем всяких защемлений при перегрузках меньше. Если закачивать инертный газ, то и чистоту надо обеспечить и температуру гораздо выше для свинца...


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 26/06/2024
  • Свинец, как и чугун, водород из воды не вытесняет. Это несомненно плюс, по сравнению с натрием. Но если разом вылить жидкий чугун в воду, хотябы тысячу тонн, пар стекла повышибает за 10 километров. 


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 27/06/2024
Гуглите, и да огуглится Вам!
Microsoft PowerPoint - _П-1-Лемехов-през-рус.pptx (nikiet.ru)
Объем теплоносителя первогоконтура (свинца), м3 915


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 28/06/2024
Кто-нибудь считал, насколько уменьшится мощность, если вместо свинца оставить воду? 


Конечно, оптимизировав при этом геометрию системы ;)


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 28/06/2024
Кто-нибудь считал, насколько уменьшится мощность, если вместо свинца оставить воду? 

Один из авторов книги В.А.Пивоваров придумал не RMWR, а как сделать таким реакторам нормальную активную зону. Это куда как проще БРЕСТ-а. Но на Пивоварова не нашлось Адамова.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 28/06/2024
Придумал это хорошо. А как насчет детального моделирования со всей физикой?


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 28/06/2024
Без физики и моделирования это не придумывается. Но за этим к В.А.Пивоварову.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 05/07/2024
Если вместо свинца оставить воду. Это как если бы у бабушки был ч**н, то это был бы дедушка


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 05/07/2024
Прежде, чем умничать, рекомендую ознакомиться с RMWR.


[
Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2024
"Теоретический реактор (или теоретическая реакторная установка) почти всегда имеет следующие основные характеристики: 1) Он прост. 2) Он мал.     3) Он дешев, 4) Он легок. 5) Его можно построить очень быстро. 6) Спектр его использования очень широк. 7) Объем разработок, связанных с его созданием, очень мал. В нем используются «готовые элементы». 8) Реактор находится в стадии исследования. Его строительство еще не начато."
Хорошо сказано!


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2024
"ПРОРЫВ и БРЕСТ задуманы не для создания нового направления, а для обычного распила денег"

Возможно и так, достоверно мы этого не знаем, но есть еще возможный вариант: Адамов хочет прославиться войти в историю как руководитель "Второго Атомного Проекта", ознаменовавшего возрождение атомной энергетики в мире.


[ Ответить на это ]


Re: Краткая история ТЖМТ (Всего: 0)
от Гость на 08/07/2024
"А можно вопрос?  ... каким образом предполагается предварительный разогрев контура и поддержание температуры плавления при остановке реактора?"
Для этого нужен всего лишь еще один реактор)))


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@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: 0.16 секунды
Рейтинг@Mail.ru