proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 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





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
PRo Выставки
Testing&Control
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. 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

[22/01/2013]     Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей

 Ф.М.Митенков, академик, научный руководитель ОКБМ Африкантов, лауреат премии "Глобальная  энергия"

На современном этапе становления ядерной энергетики не только определились базовые реакторы с водяным теплоносителем (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR), но в получила практическое подтверждение идея расширенного воспроизводства в реакторах ядерного топлива, т.е. возможность организации такого нейтронно-физического процесса. при котором количество вновь образующихся делящихся изотопов существенно превышает количество разделившихся (коэффициент воспроизводства КВ > 1).  



Такие реакторы позволят создать двухкомпонентную структуру ядерной энергетики (реакторы-размножители и тепловые реакторы), и при которой тепловые реакторы работают на избыточном ядерном топливе, нарабатываемом в реакторах-размножителях. В некоторых странах в 50—60-х годах были созданы экспериментальные реакторы-размножители с натриевым теплоносителем. в которых реакция деления поддерживается преимущественно за счет быстрых нейтронов. Всесторонние исследования, проведенные на экспериментальных реакторах-размножителях, позволили создать опытно-промышленные АЭС с такими реакторами.

В СССР были сооружены две опытно—промышленные АЭС с быстрыми реакторами, реакторные установки которых различаются компоновочными решениями: петлевая БН-350 в Шевченко и моноблочная БН-600 в Заречном. АЭС с БН-350 отработала с превышением на 5 лет назначенный ресурс (с 1973 по 1998 гг.) и в настоящее время выведена из эксплуатации. АЭС с БН-600 успешно эксплуатируется с 1980 г.

Актуальность развития реакторов-размножителей. Возможность развития крупномасштабной ядерной энергетики определяется в первую очередь наличием доступных делящихся материалов. Естественные запасы урана исследованы и оценены [1]. С учетом их ограниченности, а также использования в тепловых реакторах не более 1 % урана долговременное масштабное развитие ядерной энергетики невозможно. Этого заключения не меняет рециклирование топлива тепловых реакторов и вовлечение тории в топливный цикл. Реакторы-размножители по существу являются единственным средством полного использования урана и тория для производства энергии и тем самым обеспечивают длительное развитие ядерной энергетики. Поэтому перевод ядерной энергетики на замкнутый топливный цикл неизбежен, и реакторы-размножители со временем должны играть определяющую роль [1] .

Следует заметить, что реакторы-размножители эффективно могут использоваться не только для расширенного воспроизводства ядерного топлива, но и для утилизации оружейного плутония, выжигания долгоживущих компонентов отходов отработавшего топлива перед захоронением.

В настоящее время только в России в плановой эксплуатации находится АЭС с БН-600, в Стадии строительства — 4-й энергоблок Белоярской АЭС с БН-800, в котором использованы основные решения, оправдавшие себя в БН-600, и учтены новые требования безопасности, экономической оптимизации. Это позволило заметно улучшить технико-экономические показатели энергоблока, повысить электрическую мощность на 200 МВт и уровень безопасности. США и Великобритания прекратили эксплуатацию прототипных реакторов-размножителей, во Франции заканчивается эксплуатация реактора «Феникс».

Сокращение объема и интенсивности работ по таким реакторам является отражением общего замедления работ, наблюдавшегося после аварий на АЭС «Три-МайлАйленд» и Чернобыльской АЭС и, как следствие, избытка урана на международном рынке. Не последнюю роль здесь играет и недостаточная экономическая конкурентоспособность, первых реакторов-размножителей.

В связи с этим необходимо отметить, что существенное превышение (~30%) капитальных затрат на сооружение энергоблоков с реакторами-размножителями по сравнению с ВВЭР объясняется в значительной степени тем, что при создании опытно-промышленных энергоблоков с реакторами-размножителями экономические показатели не относились к числу приоритетных. Определяющими характеристиками на этом этапе являлись безопасность, надежность, безотказность, коэффициент воспроизводства. Ко времени их создания энергоблоки с ВВЭР уже прошли достаточно большой путь экономической оптимизации в части и проектно-конструкторского совершенствования, и технологии изготовления, монтажа оборудования, и организации строительных работ.

Большие возможности технико-экономической оптимизации энергоблоков с реакторами-размножителями, несомненно, имеются и будут использоваться в перспективных проектах [2]. Для этого необходимо при проектировании учитывать, что принципиальная значимость основной функции реакторов — расширенное воспроизводство ядерного топлива не должна заслонять необходимость совершенствования и таких традиционных показателей, как:

  • оптимизация способов и технических средств обеспечения безопасности; ресурсная надежность оборудования;
  • простота проектных решений;
  • простота управления реакторной установкой;
  • ремонтопригодность оборудования и систем;
  • конкурентоспособность по экономическим показателям: капитальные затраты, себестоимость производимой электроэнергии, срок окупаемости затрат и др.

Экономическое совершенствование реакторов-размножителей. Одним из определяющих показателей эффективности энергоблока АЭС является термодинамический к.п.д. цикла преобразования тепловой энергии в электрическую. В энергоблоках с такими реакторами термодинамический к.п.д. равен 40—43%, что значительно выше к.п.д. энергоблоков с ВВЭР — 32—35%. Это обусловлено существенно более высокой температурой теплоносителя (натрия) на выходе из быстрого реактора 550 °С по сравнению с ВВЭР (320—325 °С).

Дальнейшее повышение к.п.д. в случае быстрых реакторов может быть реализовано за счет следующих мероприятий:

  • увеличение температуры на выходе промежуточного теплообменника путем развития теплообменной поверхности;
  • повышение теплостойкости конструкционных материалов активной зоны (оболочек твэлов и чехлов ТВС) в целях роста температуры натрия на выходе реактора;
  • перевод парогенератора в закритический режим работы по давлению и температуре пара.

Реализация указанных мероприятий может увеличить термодинамический к.п.д. дополнительно на 2—4%. В случае отказа от высоких значений КВ, ликвидация боковой зоны воспроизводства также будет способствовать снижению затрат и, следовательно, повышению эконом и ческой эффективности быстрого реактора.

Существенное уменьшение капитальных затрат может быть получено за счет снижения металлоемкости. Конструктивные разработки, выполненные в процессе поиска оптимального варианта модернизации БН-60О (проект БН-600М), показали, что за счет совершенствования конструкции промежуточного контура и оборудования систем обращения с ядерным топливом металлоемкость может быть уменьшена на 25%, в случае дополнительной замены модульных парогенераторов на корпусные — на 58%, что позволяет снизить и строительные объемы и в целом приблизиться к удельным затратам на ВВЭР и даже превзойти их.

Сравнительный технико-экономический анализ энергоблоков с БН-800 и ВВЭР-1000 (проект В-392) показал, что совершенствование промежуточного контура и транспортно-технологической системы БН-800 и последующая оптимизация строительных решений позволят даже при сохранении модульных парогенераторов свести различие в удельных затратах между энергоблоками до менее 11%. Наличие промежуточного контура в быстром реакторе следует рассматривать как обязательную составляющую часть. которая не только исключает химическое взаимодействие радиоактивного натрия первого контура с водой и паром при нарушении герметичности теплообменной поверхности в парогенераторах, но и является физическим барьером, предотвращающим воздействие высокого давления воды и пара (более 18 МПа) на корпус реактора и его внутренние компоненты, включая активную зону.

Перспективным направлением улучшения экономических показателей энергоблоков с быстрыми реакторами также является оптимизация топливного цикла, уменьшение вклада топливной составляющей в себестоимость производимой электроэнергии. Многолетний опыт эксплуатации БН-600 и исследования свидетельствуют о наличии больших возможностей на этом пути. Работы ведутся по двум направлениям: повышение глубины выгорания диоксидного топлива за счет оптимизации характеристик используемых материалов оболочки твэлов и чехлов ТВС, использование в активной зоне вместо диоксидного топлива нитридного, имеющего большую плотность и теплопроводность. За время эксплуатации БН-600 глубину выгорания топлива удалось повысить до 11% по тяжелым атомам, что намного больше проектных 7% тяж.ат. Имеются основания ожидать дальнейшего увеличения глубины выгорания. Французские исследователи на реакторе «Феникс» достигли выгорания 15% тяж.ат. [3]. Нитридное топливо было апробировано на экспериментальном реакторе БР-10, где было получено выгорание 8% тяж.ат.

В части дальнейшего повышения надежности и безопасности имеются перспективные направления. Одно из них — локализация всего объема натрия первого контура в корпусе, включал систему очистки. При таком решении исключаются патрубки на корпусе и трубопроводы первого контура за пределами реактора. Это существенно упрощает конструкцию первого контура, исключает течи радиоактивного натрия и соответственно его аварийное возгорание.

Указанные направления совершенствования и технико-экономическая оптимизация энергоблоков в целом далеко не исчерпывают всех возможностей, но и перечисленные направления свидетельствуют, что достижение конкурентоспособности с лучшими энергоблоками ВВЭР реально и при системном подходе к разработке перспективных проектов, несомненно, будет реализовано.

Теплоноситель в реакторах-размножителях. Как известно, в результате всесторонни исследований разных теплоносителей разработчики проектов реакторов-размножителей во всех странах остановили свой выбор на натрии. Этому решению способствовали исключительно хорошие теплофизические свойства натрия, совместимость со многими конструкционными материалами, относительная простота поддержания качества при эксплуатации, а также низкие стоимостные показатели:

 

Натрий

Свинец

Плотность при 450 оС, кг/м3

845

10470

Температура, оС

плавления

кипения

 

97,8

883

 

327,4

1737

Теплопроводность при 450 оС, Вт/(м·К)

 

68,9

 

15,7

Теплоемкость при 450 оС, кдж/(кг·К)

1,272

0,155

Распространение в земной коре, %

2,85

1,6·10-3

Стоимость натрия реакторной очистки, долл./кг

 

3 - 5

 

-

Стоимость свинца, долл./кг

неочищенного (по ценам 2001 г.)

очищенного марки СОО (по прейскуранту 02-01 от 01.01.1986 г.)

очищенного марки СОООО (по прейскуранту 02-01 от 01.01.1986 г.)

 

-

 

 

 

1

 

1,25

 

200

Однако натрий пожароопасен при контакте с водой и воздухом. Поэтому потребовалось разработать специальные технические решения, исключающие недопустимые проявления пожароопасности. Эффективность этих решений подтверждена многолетней промышленной эксплуатацией АЭС с БН-350, - 600. Конечно, решения наложили свой отпечаток на конструкцию оборудования, контактирующего с натрием, на схемные решения реакторной установки в целом.

В последние годы широко обсуждается предложение о замене натрия другим теплоносителем [1, 4—6] и уже развернуты проектные работы по использованию свинца в реакторах-размножителях. При обосновании целесообразности замены декларируется, что натрий исчерпал себя как теплоноситель и не создает условий для технического совершенствования реакторов-размножителей, повышения их безопасности, улучшения экономических показателей. Все эти негативные утверждения однозначно связываются с пожароопасностью натрия и низкой температурой кипения. Однако каких-либо результатов конкретных исследований в подтверждение указанных утверждений не приводится. Ранее были обозначены реальные направления технического совершенствования и оптимизации характеристик установок с быстрыми реакторами, по которым уже ведутся плановые работы в течение нескольких лет. Большинство этих работ носит общий характер и отнюдь не ограничивается только особенностями теплоносителя. Поэтому сделать обоснованное заключение о предпочтительности того или иного теплоносителя в реакторе-размножителе, сравнивая только их отдельные физические свойства, нельзя. Реакторные установки — это сложные технические комплексы, и оптимальность их технико-экономических и эксплуатационных характеристик не может обеспечиваться за счет какой-либо отдельной составной части, например, теплоносителя. Она практически достигается за счет системной оптимизации, которая всегда предполагает выбор решений на основе компромисса. При этом отдельные составные части могут иметь неоптимальные значения или свойства. Поэтому обоснование целесообразности замены натрия на другой теплоноситель, например, свинец, требует системного анализа в рамках реакторной установки, где пожароопасность натрия и инертность свинца будут только одними из многих факторов, подлежащих учету при выборе решения.

Корректный сравнительный анализ затрудняется тем, что по натрию в нашей стране и других странах уже накоплен большой опыт в процессе создания и эксплуатации экспериментальных, демонстрационных и опытно-промышленных реакторных установок и энергоблоков. Затраты в СССР на их создание, исследования, эксплуатацию оцениваются — 12 млрд дол., в мире в целом — 50 млрд дол. [7]. Ни одного реактора в мире со свинцовым теплоносителем не создавалось и никакого опыта по его использованию как теплоносителя нет. Ссылки на опыт использования эвтектического сплава свинец—висмут в корабельных реакторных установках неправомочны, поскольку по физическим характеристикам он значительно отличается от свинца и, в первую очередь, по температуре плавления (температура плавления свинцово-висмутового сплава 127 °С, свинца — 327,4 °С). Температура плавления теплоносителя в значительной степени определяет проектные, конструктивные решения и реактора, и установки в целом, эксплуатационные условия, ремонтопригодность.

Для свинца потребуется заново разработать систему поддержания качества при эксплуатации реакторной установки, поскольку рабочая температура, соотношение объема свинца и омываемых им поверхностей резко отличаются от соответствующих значений корабельной установки со сплавом свинец—висмут.

Поэтому, обсуждая замену теплоносителя, следует понимать, что речь идет о совершенно новом реакторном направлении в ядерной энергетике, по которому ни в нашей стране, ни в мире в целом опыта нет. Учет этого обстоятельства приводит к заключению, что создание реактора-размножителя со свинцовым теплоносителем потребует проведения не меньшего объема исследовательских, экспериментальных, опытных работ и существенно больших финансовых затрат [8].

Конечно, отказ от многолетнего дорогостоящего опыта использования натриевого теплоносителя не может основываться только на декларативных суждениях сторонников свинцового теплоносителя. для этого необходимы объективные выверенные результаты сравнительного анализа. Масштабность этой проблемы и последствия решений таковы, что безусловно требуется представительное обоснование целесообразности развертывания работ со свинцовым теплоносителем.

Опыт создания реакторных установок нового типа и различного назначения позволяет выделить несколько последовательных этапов, которых, безусловно, следует придерживаться. Применительно к рассматриваемой проблеме их можно сформулировать следующим образом:

  • принципиальное обоснование целесообразности создания реактора-размножителя со свинцовым теплоносителем. Его основу должен составлять перечень новых потребительских качеств, которые в принципе не могут быть обеспечены реакторами с натриевым теплоносителем;
  • обоснование технической реализуемости предложения в рамках действующих обязательных нормативов с гарантированным обеспеченнем заявленных потребительских качеств, обоснование как минимум в объеме развернутого технического предложения или эскизного проекта с отражением специфических особенностей, связанных со свинцовым теплоносителем;
  • обоснование необходимых научно-исследовательских, экспериментальных, опытно-конструкторских работ, сроков их завершения, оценка необходимых для выполнения финансовых средств;
  • обоснование этапов создания рсактора-размножителя со свинцовым теплоносителем с учетом традиционного подхода — экспериментальный реактор, демонстрационный реактор, коммерческий (промышленный) реактор.

К сожалению, сторонники предложения об использовании свинцового теплоносителя по существу не информируют о каких-либо новых потребительских качествах, которые могут быть получены только в реакторах с этим теплоносителем, ограничиваясь утверждением, что в таком реакторе обеспечивается естественная безопасность. Сравнительные относительные характеристики активных зон следующие:

 

БН-800

(натрий)

БРЕСТ-300

(свинец)

Удельная загрузка (кг/кВт) делящегося материала

1

1,9

Теплонапряженность

1

0.4

Коэффициент теплоотдачи в ТВС

1

0,17

Объемная доля топлива.

1

0,6

Макросечения замедления нейтронов по теплоносителю

1

0,27

Макросечения поглощения нейтронов по теплоносителю

1

2,29

Из рассмотрения характеристик можно сделать заключение, что по теплофизическим и нейтронно-физическим параметрам, а также экономическим показателям реактор со свинцовым теплоносителем всегда будет существенно уступать реактору с натриевым теплоносителем при реализуемых конструктивных решениях и материалах активной зоны. Так, нетрудно убедиться, что при одной и той же максимальной температуре оболочки твэла температура свинца на выходе из реактора должна быть на 40—50 оС ниже, чем натрия, а это непосредственно скажется на температуре пара, термодинамическом к.п.д.

В исследованиях [5] проведено детальное сравнение натрия и свинца как возможных теплоносителей, отмечены достоинства и недостатки каждого из них и по результатам сделано заключение о неоспоримом преимуществе реактора с натриевым теплоносителем по таким параметрам, как гидравлические потери, мощность на прокачку, естественная циркуляция. По теплоаккумулирующей способности он уступает реактору со свинцовым теплоносителем примерно на 20%. При одной и той же тепловой мощности размеры реактора со свинцовым теплоносителем будут существенно превышать размеры реактора с натриевым теплоносителем. При сравнимых условиях оборудование для реактора со свинцовым теплоносителем будет существенно более металлоемким.

Безопасность реакторов-размножителей. При использовании свинцового теплоносителя большие надежды связываются с реализацией естественной безопасности. По мнению авторов [6], естественная безопасность является тем принципом, который позволит снизить вдвое стоимость оборудования систем и сооружений АЭС, поскольку их стоимость якобы определяется требованиями безопасности. Высокий уровень безопасности за счет отказа от потенциально опасных решений и использования природных закономерностей, по их мнению, создает предпосылки для упрощения конструкций, снижения требований к основному и вспомогательному оборудованию, сооружениям АЭС, а также персоналу, к отказу от дополнительных систем безопасности. В этом утверждении обращает на себя внимание указание на значимость отказа от потенциально опасных решений и учета природных закономерностей. Но эти два положения являются само собой разумеющимися для конструкторов любых технических систем, поскольку попытки создавать какую-либо систему вопреки природным законам, используя потенциально опасные решения, не более чем нонсенс.

Учитывая неопределенность содержания введенного понятия «естественная безопасность», с одной стороны, и принципиальную значимость ее реализации в проекте согласно утверждению авторов, с другой, имеет смысл попытаться раскрыть конкретное содержание понятия с помощью доступных проектных материалов о свинцовом теплоносителе (сообщения, публикации, проектные разработки) [6, 9—11]. Такой подход приводит к заключению, что естественная безопасность предполагает:

  • детерминистское исключение тяжелых аварий;
  • выбор наиболее тяжелой (максимальной) проектной аварии, перекрывающей по масштабам возможных последствий любые другие, включая ошибки персонала;
  • воспроизводство ядерного топлива в активной зоне КВА — 1; запас реактивности всегда меньше
  • отрицательный пустотный эффект реактивности;
  • необходимые запасы температуры теплоносителя, топливной композиции до фазовых переходов;
  • надежность теплоотвода от активной зоны в любых ситуациях;
  • наличие стабилизирующих обратных связей по температуре, расходу тегтлоносителя;
  • баланс радиоактивности между извлекаемым из земли ураном и захораниваемыми радиоактивными отходами.

Из рассмотрения приведенного перечня положений, в совокупности и составляющих, по-видимому, содержание понятия «естественная безопасность», можно видеть, что за исключением последнего положения, непосредственно не относящегося к реакторной установке, в нем не содержится чего-то существенно нового, качественно отличающегося от тех положений, которыми традиционно руководствуются при проектировании реактора, реакторной установки и АЭС с быстрым реактором с натриевым теплоносителем. Однако необходимо внести уточнения. Акцент на детерминистское исключение тяжелых аварий и отрицание необходимости вероятностного анализа наряду с детерминистским неправомерен. Детерминистский подход предполагает точное (однозначное) знание всех параметров, описывающих конструкцию, процессы и др. Практически так не бывает и не только в инженерной практике, в связи с чем детерминистское описание всегда условно. Эта условность и диктует необходимость варьирования параметров я вероятностного анализа при теоретических исследованиях, что особенно важно при оценке безотказности оборудования и риска. Относительно выбора максимальной проектной аварии следует напомнить, что по рекомендации МАГАТЭ в национальные нормативы по безопасности внесено положение о постулированной аварии, которое предписывает, что в тех случаях, когда невозможно достоверно обосновать нереализуемость в данной конструкция рсактора физически возможных аварий, приводящих к тяжелым последствиям для окружающей среды, следует постулировать расплавление активной зоны и доказать, что принятые проектные решения исключают недопустимые воздействия на окружающую среду и население. Представляется, что такой подход однозначно решает вопрос о максимальной аварии.

Обеспечение КВА = 1 и условия запаса реактивности меньше в течение всего периода работы, отрицательного пустотного эффекта реактивности в реакторах с натриевым или свинцовым теплоносителем безусловно желательно, но оно связано С решением следующих однотипных задач:

- определение технически реализуемых в реакторе условий, включая требования к коэффициенту воспроизводства активной зоны, точности обеспечения загрузки, стабильности изотопного состава топлива, обратным связям, режимам работы и скорости их изменений и др., при которых допустимо ограничение запаса реактивности менее 3;

- создание активной зоны с более плотным топливом, чем диоксид, и достаточно глубоким выгоранием.

В обоих случаях решение задачи связывается с нитридным топливом. Затраты на отработку нитридной зоны с натриевым теплоносителем будут, конечно, существенно меньше, поскольку материалы активной зоны, режимы работы и др. уже известны и отработаны. Запас по температуре фазового перехода требует конкретного рассмотрения с учетом конструкционных материалов, используемых в активной зоне и реакторе в целом, поскольку есть основания полагать, что существует оптимальный запас относительно температуры фазового перехода теплоносителя. Например, в случае тяжелых аварий, приводящих к перегреву активной зоны, температурное состояние твэлов будет существенно различно для натриевого и свинцового теплоносителя. действительно, при температуре плавления оболочки твэла (сталь) — 1450 ос в кипящем натрии оболочка не плавятся, интенсифицируется теплоотдача. При свинцовом теплоносителе оболочка расплавляется еще до того, как свинец закипит (Тк = 1720 град.С), расплавляются также и металлоконструкции.

Перечень систем безопасности для быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, которые разработчик предусматривает, руководствуясь принципом «естественной безопасности>, аналогичен перечню для быстрого реактора с натриевым теплоносителем, который проектировался по традиционной схеме: защитные системы — системы аварийного расхолаживания, аварийной защиты реактора, защиты от превышения давления газа реактора, аварийного сброса пара при течах парогенератора, защиты от превышения давления газа во втором контуре, обнаружения течи парогенераторов, локализующие системы — страховочный корпус реактора, страховочные кожухи на вспомогательных трубопроводах первого контура, система предотвращения выхода радиоактивного газа и аэрозолей в обслуживаемые помещения и окружающую среду, обеспечивающие Системы — системы надежного производственного водоснабжения, надежного электроснабжения систем безопасности, пожаротушения кабельных помещений систем безопасности, вентиляции и кондиционирования воздуха помещений

систем безопасности, управляющие системы безопасности (по номенклатуре защитных, локализующих и обеспечивающих систем безопасности). Составы систем безопасности полностью совпадают, за исключением системы пожаротушения, которая предусматривается для реактора с натриевым теплоносителем. Это и позволяет утверждать, что введенное понятие «естественная безопасность» нового содержания не несет.

В обоих случаях безопасность достигается за счет целенаправленного выбора схемных, конструктивных решений, реализации необходимых обратных связей (по знаку и значению), самосрабатываюших защитных устройств и при необходимости физических барьеров на пути возможного распространения радиоактивных продуктов при тяжелых авариях.

Конструктивные решения. Опыт создания реакторной установки с разными теплоносителями однозначно свидетельствует об определяющей роли теплоносителя при выборе конструктивных решений, материалов конструкции и обосновании эксплуатационных режимов. Поэтому во всех известных случаях созданию демонстрационных и коммерческих реакторов с новым теплоносителем предшествовала разработка экспериментальных реакторов и их всестороннее исследование.

В нашей стране сооружению первой АЭС с быстрым реактором предшествовало создание экспериментальных реакторов БР-5, БОР-6О. Такая последовательность позволила получить необходимую информацию о технологии обращения с натрием, выработать требования по предотвращению недопустимых проявлений его химической активности, проверить обоснованность выбранных конструкционных материалов, ядерного топлива и др. 12 1. Именно на результаты исследований экспериментальных реакторов опирались при проектировании АЭС с БН-350, затем с БН-600 и БН-800. С учетом сказанного нельзя признать обоснованным предложение начать освоение свинцового теплоносителя с сооружения АЭС с реактором электрической мощностью ЗОО МВт, минуя стадию экспериментальных реакторов малой мощности [б]. Апробирование наиболее ответственных конструктивных решений, как-то конструктивных схем приводов поглощающих сборок, фиксации ТВС и др., выбор и аттестация конструкционных материалов, контактирующих со свинцом, обоснование требований к ним должны проводиться «с нуля». То же относится и к обоснованию требований, условий и средств поддержания характеристик свинца при эксплуатации, от которых также зависит выбор конструкционных материалов. Переносить решение перечисленных принципиальных вопросов со стадии экспериментального реактора на стадию демонстрационной АЭС недопустимо.

Вызывает возражение и отказ от трехконтурной схемы реакторной установки, принятой для всех установок с быстрыми реакторами. Хотя в случае свинцового теплоносителя опасность недопустимых радиационных последствий при контакте свинца первого контура с водой отсутствует, но остается опасность переопрессовки первого контура и масштабного разрушения активной зоны при возможном воздействии импульса давления в случае аварийной разгерметизации теплообменной поверхности парогенератора. Скорее всего, отказ от промежуточного контура является потенциально опасным решением.

Неординарной задачей для активной зоны со свинцовым теплоносителем является разработка механической фиксации ТВС, исключающей ее всплытие при работе реактора и в то же время гарантирующей возможность выгрузки ТВС после длительного (7—14 лет) пребывания в свинце при температуре более 400 °С, теплосменах, интенсивном нейтронном облучении. Особенно сложной для практического решения задачей может оказаться экспериментальное подтверждение надежности той или иной схемы фиксации.

Если при проектных решениях нельзя будет доказать принципиальную (физическую) невозможность расплавления активной зоны, то максимальная авария будет совпадать с постулированным расплавлением активной зоны. Анализ такой аварии сведется к решению двух задач:

  • недопущение образования расплавом вторичной критической массы;
  • обеспечение теплоотвода от расплава при сохранении целостности корпуса реактора.

В реакторе с натриевым теплоносителем положительное решение первой задачи достигается за счет организации скопления расплава в днище корпуса при гарантированном исключении критичности. При этом принимаются конструктивные меры для обеспечения теплоотвода от расплава, исключающие перегрев корпуса реактора. В случае реактора со свинцовым теплоносителем плотность расплава активной зоны будет меньше плотности свинца, поэтому определенного представления о месте скопления рсплава не будет к велика вероятность его скопления за пределами корпуса реактора и в разных местах. Такая неопределенность потребует поиска специальных решений для предупреждения образования вторичной критической массы и организации теплоотвода в местах возможного скопления расплава.

Опасность образования вторичной критической массы усугубляется существенно большей загрузкой ядерного топлива в реакторе со свинцовым теплоносителем и неизбежным процессом сепарации расплава от легких компонентов конструкционных материалов за счет всплытия. Указанные особенности поведения расплава в свинцовом реакторе могут серьезно осложнить конструкцию реакторной установки независимо от типа компоновочных решен и й (блочная, моноблочная).

Конструкционные материалы. для быстрых реакторов выбор конструкционных материалов не представил особых трудностей, поскольку ориентация на нержавеющую сталь оправдалась представительными проверками на экспериментальных реакторах. Специальный поиск конструкционных материалов потребовался для кожухов ТВС и оболочки твэла. По мере увеличения глубины выгорания ядерного топлива требования, к материалам этих элементов по тепловой и радиационной стойкости возрастают. Поэтому поиск более теплорадиационно-стойких материалов ТВС будет продолжаться и впредь.

для быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем выбор конструкционных материалов, включая представительные испытания, аттестацию, будет нелегкой задачей. На это указывает опыт выбора материалов для контура с эвтектическим сплавом свинец—висмут. Присущие свинцу эрозионная и коррозионная активность, стимулирование переноса железа через защитную оксидную пленку и др., сильная зависимость эти х особенностей от температуры усложняют выбор и соответствующее обоснование. Конструкционные материалы для ТВС со свинцовым охлаждением являются самостоятельной проблемой, поскольку для их выбора и обоснования нужны представительные экспериментальные исследования с имитацией рабочих условий по температуре, флюенсу нейтронов, гидродинамическим воздействиям.

Финансовые затраты. Как и в случае освоения натриевого теплоносителя, большая часть затрат при освоении свинцового теплоносителя, безусловно, будет связана с экспериментальными исследованиями материалов, испытаниями конструктивных узлов, опытных образцов оборудования и систем, технологией поддержания качества свинцового теплоносителя. Вследствие более высокого исходного уровня температуры в случае свинца (более 370 °С) проведение экспериментов заведомо будет более сложным, следовательно, и более дорогим по сравнению с натрием и эвтектическим сплавом свинсц-висмут. Как уже отмечалось, в нашей стране затраты на создание и освоение реакторов-размножителей с натриевым теплоносителем оцениваются примерно в 12 млрд дол. Нет оснований думать, что освоение свинцового направления потребует меньших затрат. Напротив, изложенные соображения свидетельствуют о том, что эти затраты существенно возрастут.

Таким образом, развитие и совершенствование реакторов-размножителей является актуальной задачей, поскольку крупномасштабная ядерная энергетика невозможна без их включения в ее структуру. Перспективное развитие должно проводиться на базе натриевого теплоносителя. Совокупность его свойств, определяющих теплотехнические и конструктивные характеристики реакторной установки, не достигается другими известными теплоносителями, в том числе и свинцом. Единственный недостаток натрия — пожароопасность успешно преодолевается техническими мероприятиями, что подтверждается многолетней эксплуатацией. Переход на свинцовый теплоноситель не обеспечит каких-либо новых потребительских качеств, реализация которых была бы невозможна с натриевым теплоносителем. Одной из приоритетных задач является повышение технико-экономических характеристик установок с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем, обеспечение конкурентоспособности с реакторными установками ВВЭР. Проведенные к настоящему времени разработки показывают реальные направления решения этой задачи.

 

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века. — Бюл. Центра общественной информации по атомной энергии, 2000, № 6, с. 4—17.

2. Поплавский В.М. Атомная электростанция с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на современном этапе и возможные пути ее усовершенствования. — В сб.: Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях, т. 2, ФЭИ, Обнинск, 1999, с. 470—481.

3. Status of Liquid Меtal Сооled Fast Rеасtor Тесhnology. IАЕА-ТЕСDОС-1083, 1999.

4. Ламба В. Преимущества и недостатки быстрых реакторов с различными теплоносителями (аналитический обзор). — Бюл. по атомной энергии, 2001, № 9, с. 32—37.

5. Багдасаров Ю.Е., Кузнецов И.А., Камаев А.А. Сравнение натрия и тяжелого теплоносителя как охлаждающей среды для быстрого реактора. — В сб.: Тяжелые жидкометаллические теплоносители В ядерных технологиях, т. 2, ФЭИ. Обнинск, 1999, с. 482—495.

б. Адамов Е.О., Орлов В.В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. — Там же, т. 1, с. 25—32.

7. Зродников А., Кузин В., Тушинский Г. и др. ТЖМР-10. Научно-технический и экономический эффект. — Журн. Ядерного общества, 2001, 1 3—4, с. 30—33.

8. Моuгоgоv V., .Juhn Р.Е., Kupitz J., Rineiskii А. Liquid-mеtal-cооled-fast Rеасtor (LMFR) development IAEA activities. — Еnergy, 1998, т. 23, № 7—8, с. 637—648.

9. Орлов В.В., Леонов В.Н., Сила-Новицкий А.Г. и др. Проект АЭС с реакторами естественной безопасности (БРЕСТ) со свинцовым теплоносителем. — докл. на Межд. сем. Стратегия разработки ядерных топливных циклов быстрых реакторов, Япония, 3—9 февр., 2001 г.

10. Белая книга ядерной энергетики. Под общей ред. Е.О.Адамова. М., ГУП 1-IИКИЭТ, 2001.

11. Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение. Труды Межд. сем, М., Мин-во РФ по атомной энергии, 2000.

Поступила в Редакцию 26.12.01

 АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, Т. 92, ВЫП. 6, ИЮНЬ 2002

От редакции. Мы публикуем статью десятилетней давности  Федора Михайловича Митенкова, академика, лауреата премии "Глобальная энергия". Один из наших комментаторов утверждает, что по БРЕСТУ  «все принципиальные вопросы решены. Причём не просто решены, а защищены перед экспертами, которыми были не кто-нибудь, а на минуточку: ОКБМ Африкантов — ярыми сторонниками натриевой тематики в БР! Причём эта защита была практически 10 лет назад». Редакция надеется получить от ОКБМ пояснения и сегодняшнюю оценку состояния проекта «Прорыв»


 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


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

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 2.31
Ответов: 67


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 52 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Надо еще добавить, как Митенкова сами специалисты ОКБМ фактически отбрили за его надуманные заключения, которые он навязывал всему ОКБМ, подписавшись под взвешенными


[ Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2013
Так что насчет оценки состояния проекта Прорыва? Редакция ждет.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Атомроспил  готов  совершить   "Прорыв" или средства оправдывают цель
Разработка реакторной установки БН-1200 ведется в соответствии с Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП) и долгосрочной программой действий концерна «Росэнергоатом».
Никого не смущает,  свешивавшийся факт  что
  Суперфеникс    реактор  на быстрых нейтронах последних функционируют в Европе для производства  электроэнергии. был закрыт в 1998 году   По данным доклада 1996 года французский Office Accounting (Счетной Comptes),   общая сумма расходов 9,1 один миллиард евро.. [translate.googleusercontent.com]


[ Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Том 2
 
 
 
УТВЕРЖДАЮ:
Директор 
Проектно-конструкторского филиала
ОАО «Концерн Росэнергоатом»
 
 
________________ С.В. Егоров
 
 
 
 
ТЕХНИЧЕСКОЕ ЗАДАНИЕ
на выполнение работы
 
1. Наименование работы
Разработка материалов по экономическому обоснованию капитальных и эксплуатационных затрат на сооружение и эксплуатацию энергоблоков БН-800 и БН-1200 на Белоярской АЭС.
2. Основание для выполнения работы
2.1 Поручение Генерального директора ОАО «Концерн Росэнергоатом» №9/41-Пч из перечня поручений по итогам производственного совещания на Белоярской АЭС от 21.07.2012.
2.2 Сводный план мероприятий на разработку нормативно-технической документации
ОАО «Концерн Росэнергоатом» в 2012 году, утвержденный Заместителем Генерального директора – директором по капитальному строительству ОАО «Концерн Росэнергоатом» В.Н. Сучковым 27.03.2012 (пункт 71).
2.3 План № 02/12 мероприятий (работ), выполняемых Проектно-конструкторским филиалом за счет инвестиционной программы ОАО «Концерн Росэнергоатом» в 2012 году (пункт 1).
3. Срок выполнения работы
Начало – с даты заключения договора.
Окончание – 20.12.12г.
4.  Исполнитель
Исполнитель определяется по результатам проведения закупочных процедур.
Исполнитель имеет право привлекать соисполнителей в порядке, установленном Единым отраслевым стандартом закупок Госкорпорации «Росатом» (ЕОСЗ).
5. Цель работы и ожидаемые результаты
5.1 Цель работы.
Целью работы является исследование свойств инвестиционных проектов сооружения энергоблоков БН-800 и БН-1200 на Белоярской АЭС на предмет выявления граничных условий по капитальным вложениям и эксплуатационным затратам, при которых проекты сохраняют свою экономическую эффективность.
5.2 Ожидаемый экономический эффект от внедрения результатов работ.
Экономический эффект от реализации инвестиционных проектов сооружения и эксплуатации энергоблоков БН-800 и БН-1200 на Белоярской АЭС будет определен в ходе выполнения работы.

6. Исходные данные для проведения работ
6.1 При выполнении данной работы Исполнитель должен использовать следующие исходные данные и сценарные условия:
-        Источник финансирования проектов – собственные средства ОАО «Концерн Росэнергоатом»;
-        Расчеты эффективности провести в текущих ценах 2012 года;
-        Анализ чувствительности инвестиционного проекта выполнить для следующих параметров: капитальные вложения, ежегодные эксплуатационные затраты при фиксированных значениях цены (тарифа) на электроэнергию и отпуска электроэнергии. Диапазон варьирования параметров принять от – 40 % до + 40 %;
-        Ставка дисконтирования принимается в соответствии с данными, изложенными в письме ГК «Росатом» от 17.08.2012 № 1-8.3/24091-ВК;
-        В расчетах эффективности учесть актуальные (установленные на 2012 год) значения отчислений средств для формирования резервов ОАО «Концерн Росэнергоатом» и считать их неизменными на протяжении всего расчетного периода.
6.2 Если в ходе работы будет выявлена необходимость получения дополнительных исходных данных, Заказчик предоставляет их в оперативном порядке по письменному запросу Исполнителя.
7. Основные требования к выполнению работы
7.1 Работа должны быть выполнена в соответствии с требованиями настоящего Технического задания, а их результат должен соответствовать целям, изложенным в п. 5.1 настоящего Технического зада

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
"Наличие промежуточного контура в быстром реакторе следует рассматривать как обязательную составляющую часть. которая не только исключает химическое взаимодействие радиоактивного натрия первого контура с водой"

Наличие промконтура ничуть не препятствует катастрофическим последствиям аварии типа фукусимской. Да что там фукусимской, достточно уронить парогенератор на крышку реактора при транспортировке модуля ПГ в центральном зале. БН-овцы просто не хотят рассматривать такие варианты, поскольку предотвратить катастрофу не могут никакими мерами.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
А почему бы не сделать промконтур БН свинцово-висмутовым?


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
И тащить 3 технологии на АС: натриевую, ТЖМТ и водную)))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
И тащить 3 технологии на АС: натриевую, ТЖМТ и водную)))

Зато отсечь натрий от воды! Технология Pb-Bi не нова. А безопасность должна улучшиться!


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
А уж экономика-то как улучшится)))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
А уж экономика-то как улучшится)))
В доме повешенного неприлично говорить о веревке!
"Эконом(и)ка должна быть экономной" - Л.И. Брежнев, ПСС, т.1.
Многие  здесь толкуют за экономику, но забывают что экономика не кончается после пуска АЭС. Каждое ТНЭ, каждый останов, каждый ремонт - это экономика! Каждая ликвидация последствий аварии - тоже экономика! Давайте прикинем сколько стоил Чернобыльский блок и сколько потратил ( и тратят сейчас) на ликвидацию последствий? Знали бы тогда про катастрофу проектанты (хоть от пришельцев ) - тройную защитную оболочку бы соорудили!!! 
Так что, батенька, еще посчитать надо энту экономику, да с умом, да с запасом!


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Что Вы называете "крышкой", в БНах такой конструкции нет. И как это модуль ПГ может оказаться над реактором?Слышал звон, а не знаю где он.... 


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2013
Уважаемый, учите матчасть! Модули ПГ в центральном зале не транспортируются. Так что, низачот.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 02/02/2013
БНовцы рассматривают падения тяжелых предметов на оборудование РУ в разделе 15 ОООБ, а также в ВАБ.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Как было доложено Поплавским, БН-1200 пока не получается сделать сопоставимым по цене кВит-ч с ВВЭР...
С точки зрения нацбезопасности реакторы типа БН неприемлемы


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Хорошая статья. Мудрый и опытный товарищ пытается очень деликатно урезонить вконец распоясовавшихся шалунов, потерявших чувство меры, совести и ответственности.


[ Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Вот если бы еще мудрый товарищ вкратце обрисовал бы картину последствий аварии типа Фукусимской, но с реакторами БН...


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 02/02/2013
Последствия аварии типа Фукусимской обрисованы уже и для БН-600 и для БН-800. СПбАЭП совместно с ОКБМ и ФЭИ  в 2011-2012 годах произвел соотвествующие исследования и выпустил отчеты по стресс-тестам. Там, где мог возникнуть дефицит безопасности, предложены компенсирующие решения. На БН-600 для их реализации готовы и проектные решения и оборудование закуплено. Для БН-800 тоже все предусматривается. Отчет для БН-600 прошел уже экспертизу в Ростехнадзоре, отчет по БН-800 находится у экспертов.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Интересно то как! Осталось дождаться запрошенных ответов и вернуться к обсуждению достоинств замкнутого ядерного топливного цикла на основе быстрых реакторов. Подробно, с оценкой количества образующихся РАО. И куда их захоранивать. Впрочем, как бы компетентные органы не вмешались - о свинцовых проблемах было хорошо известно ещё 10 лет назад, а денежки  в Прорыв всё-таки потекли.


[ Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Пример Федора Михайловича показывает, что академиком может быть не каждый. Какая ясность мысли!


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2013
Критикуя свинцовое направление, он как-то забывает сделать то же самое в отношение натриевого. Тут ясность мысли почему-то ему отказывает. Критика в одни ворота получается.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Критика всегда должна быть в одни ворота. На то она и критика.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Критика - должна быть в разные в ворота, а вот лоббирование финансирования, действительно, в одни ворота


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Митенков известный "ястреб" относительного ТЖМТ и фанатик натрия. А фанатизм, как известно, не лучшее качество. В свое время ОКБМ, разрабатывая АПЛ с Pb-Bi параллельно с ГП, потерпел сокрушительный провал, после которого ОКБМ приняло решение признать РУ с ТЖМТ тупиковой веткой. Видать крепко досталось самолюбию Митенкова, что даже рефлекс выработался)))...


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Если с Pb-Bi сокрушительный провал, зачем собираются строить СВБР в Димитровграде? Очередная авантюра?


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Оба хуже


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
А в чем заключается провал c Pb-Bi?


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Провал заключался в том, что проект АПЛ с ТЖМТ от ОКБМ не был принят на вооружение из-за серьезных технических недостатков, а проект проект АПЛ с ТЖМТ от ГП - принят и прошел все испытания.
На самом деле ни проект БРЕСТ, ни проект СВБР НИКАКОГО отношения к АПЛ с Pb-Bi не имеют (кроме части самых общих концептуальных вещей: ТЖМТ, добавление кислорода в контур и еще 1-2мелочей)


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Совершенно верно, станция - это новая установка


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Да и ГП уже не тот...


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2013
Гидропресс, как и многие в Росатоме, давно перестал работать на результат, а работает только на удержание соска, а уж жидкометаллическое направление и вовсе - дом престарелых и буйных, которым не нашлось место в ВВЭР-тематике


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2013
Престарелые и буйные сделали столько реальных проектов, причем в железе, чем остальные за тоже время. А некоторые молодые и энергичные тратят свое и чужое время на работы далекие от результата и представляющие ценность только для персонального результата  


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2013
это уж точно, поэтому и спят в борозде))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2013
с конца 70-хх?


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2013
Спящая красавица в хрустальном гробу 100 лет спала, но не потеряла своей фертильности, так что с конца 70х еще есть 60лет крепкого сна, пока не приедет принц и не займется с ней первобытным сексом (именно так и происходит в первоисточнике)


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2013
А пока те, кто уже не может поучаствовать в этом увлекательном действии, оттачивают будущее оружие победы.И пишут для будущего принца сценарии и инструкции, пособия и концепции.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2013
))) это четвертый сон Веры Павловны пересказываете (так и зовут Спящую красавицу)... А 2-ой том первоисточника известный роман "Что делать?" 


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2013
Похоже, что любители беллетристики занимаются конструированием ядерных реакторов. Что из этого получается, известно. Вы, хотя бы эпиграф прочитали этого романа.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
А уж какой любитель беллетристики был Александров)


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
Гражданин, Вы классику не читали? Н.Г. Чернышевский не использовал эпиграф к "Что делать?" (а вот с названием главы 1 рекомендую ознакомиться), вот В.И.Ленин к одноименному роману использовал эпираф: " ..Партийная борьба придает партии силу и жизненность, величайшим доказательством слабости партии является ее расплывчатость и притупление резко обозначенных границ, партия укрепляется тем, что очищает себя..."(Из письма Лассаля к Марксу от 24 июня 1852 г.)"
Кстати, эта цитата, эпиграф, очень актуален)))))))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
Батенька, не мешайте классику и  литературу политического деятеля В.И. Ленина. Вы не перепутали название первой главы с прологом?  


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
http://lib.ru/LITRA/CHERNYSHEWSKIJ/chto_delat.txt [lib.ru]


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
http://ilibrary.ru/text/1694/p.1/index.html


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
Мы совпали с названием главы 1 )))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
И убедились, что эпиграфа нет))


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
Да уж, Вы бы хоть оглавление потрудились посмореть, а эпиграф не может даже школьник не заметить.


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2013
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%AD%D0%BF%D0%B8%D0%B3%D1%80%D0%B0%D1%84 [ru.wikipedia.org]
то, что Вы приняли за эпиграф им не является...


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2013


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2013


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2013


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2013


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2013
Тут два "дауна" решили обсудить новейшую тему, но ... они же совершенно не в курсе, а что есть на самом деле. Один видимо из бывших ( котором не нашлось места даже в тематике ВВЭР, не говоря уж о ТЖМТ), н  что же - приходи и помоги. Гюльчатай - открой личико. " Вообще удивительно, что на таком уважаемом специфическом, оригинальном сайте пасутся такие козлы. Все, что эти два барана сказали, не соответствует действительности. Будьте бдительны коллеги!!!


[
Ответить на это ]


Re: Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей (Всего: 0)
от Гость на 02/02/2013
Что за чушь! На вооружение были приняты оба проекта, в равных количествах корпусов. Почитаетй про пла проекта 705.


[
Ответить на это ]






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