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

[12/02/2019]     Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах

Томас Б. Кохрен, Гарольд А. Фейвесон и Фрэнк фон Хиппель

От редакции. Представляем статью, опубликованную 1 ноября 2009 года. В развитие этой темы интересен также доклад «Ядерное будущее Америки», опубликованный в апреле 2012 года комиссией «Голубой ленты», созданной в 2010 году министром энергетики США по поручению президента для выработки рекомендаций по новой ядерной стратегии. Только дураки учатся на своих ошибках и на свои деньги. Умные изучают наработанный опыт. Надеемся, что американский опыт уже учтен при разработке  стратегии развития атомной отрасли России на далекую перспективу.



Эта статья содержит хронику взлета и падения исследований реакторов на быстрых нейтронах в США. Эти исследования начались в конце Второй мировой войны и составили значительную часть исследовательских усилий США по гражданской ядерной энергии до начала 80-х годов. Задачей большинства этих исследований была разработка плутониевого размножающего реактора (бридера), способного производить больше плутония от U-238, чем он потребил.

Но с прекращением проекта размножающего реактора на Клинч Ривер разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах по существу завершилась. Соображения безопасности сыграли роль в этом окончании программы размножающих реакторов на быстрых нейтронах, но более важными причинами стали опасения ядерного распространения и растущее убеждение, что такие реакторы не будут нужны или окажутся экономически несопоставимыми с легководными реакторами на десятилетия, если не навсегда.

Томас Б. Кохрен работает в Ядерной программе Совета по защите природных ресурсов, Вашингтон, ОК, США.

Гарольд А. Фейвесон и Фрэнк фон Хиппель работает в Программе по науке и всеобщей безопасности, Школа им.Вудро Вилсона по общественным и международным событиям, Принстон, Нью Джерси, США.

 

 

РАННЯЯ ИСТОРИЯ

Сразу же после бомбардировки Пирл Харбора 7 декабря 1941 года исследования по производству плутония для атомного оружия были сосредоточены в Университете Чикаго под руководством Нобелевского лауреата Артура Комптона. “Металлургическая лаборатория” (позднее она стала Аргоннской национальной лабораторией) – такое кодовое наименование было дано предприятию Комптона. Именно здесь небольшая группа ученых во главе с Энриком Ферми построила первый в мире реактор – чикагский котел (ЧК-1), который достиг критичности 2 декабря 1942 года. В течение двух последовавших лет деятельность по разработке реакторов для производства плутония переместилась в Окридж (Теннеси), а позднее в Хэнфорд (Вашингтон). В начале 1944 года Комптон и чикагские ученые начали думать о роли Металлургической лаборатории после войны1.

Утром 26 апреля 1944 года Энрико Ферми, Лео Сциллард, Юджин Вигнер, Элвин Вайнберг и другие собрались для обсуждения возможностей применения ядерного деления к обогреву и освещению городов2. Дефицит делящегося материала был у всех на уме. В то время было неясно, хватит ли урана, даже чтобы получить высоко обогащенный уран (ВОУ) и плутоний для существенного числа единиц ядерного оружия. Поэтому Ферми и его коллеги из Металлургической лаборатории изыскивали возможности получения максимума энергии (или плутония для оружия) с минимальными ресурсами3. Они обнаружили, что некоторые конфигурации реакторов могут позволить получать превращение урана-238 в делящийся (и приводящий к цепной реакции) плутоний более быстрыми темпами, чем накапливается делящийся уран-235. Отсюда появился термин “размножающий реактор”.

Уолтер Зинн – один из немногих экспертов США по реакторам и близкий коллега Ферми, вскоре был мобилизован для решения возникшей проблемы. Летом 1944 года он начал более детальное рассмотрение конструкций размножающих реакторов. В конце 1945 года он отказался от идеи преобразования тория в уран-233 и одобрил первоначальный план получения плутония-239 из урана-238 с помощью быстрых нейтронов деления5. В 1945 году Эн- рико Ферми заявил: “Страна, которая первой разработает реактор-бридер, будет иметь значительное преимущество в состязании за атомную энергию”6.

Первым в мире реактором на быстрых нейтронах стала Клементина – опытный реактор мощностью 25 кВтт с охлаждением ртутью, построенный на площадке Омега (ТА-2) в Лос Аламосе7. Проект был предложен и одобрен в 1945 году. Высокие интенсивности нейтронов спектра деления требовались конструкторами бомбы. Кроме того, работа реактора дала бы информацию о быстрых реакторах, касающуюся их возможного применения для получения энергии и делящихся материалов8.

Сооружение началось в августе 1946 года и критичность была достигнута в конце 1946 года, а работа на полной мощности началась в марте 1949 года. Реактор был заполнен металлическим плутонием, закрытым пробкой из естественного урана на каждом конце брусьев, покрытых сталью. Брусья были установлены в стальную коробку, через которую электромагнитным насосом прогонялся охладитель (жидкая ртуть). Активная зона реактора была концентрично окружена отражателем из естественного урана толщиной 15 см и слоем свинца толщиной 10 см9.

Клементина была заглушена в марте 1950 года из-за неправильного функционирования контрольного стержня. Операции возобновились в сентябре 1952 года. Реактор, впрочем, проработал только до 24 декабря 1952 года, когда разорвался топливный стержень. Урановые пробки раздулись, разрушили оболочку и освободили плутонию путь в ртутный охлади- тель10. В дальнейшем реактор был разобран.

После Клементины Лос Аламос разработал еще один быстрый реактор LAMPRE-I и проработал с ним в течение короткого времени. Охлаждаемый натрием реактор был заполнен в качестве топлива расплавленным плутонием. Он достиг начальной критичности в начале 1961 года и успешно проработал несколько тысяч часов до середины 1963 года. LAMPRE-I был сконструированный для изучения вопросов, связанных с применением плутониевого топлива в быстрых реакторах, и заранее предназначался для работы на уровне 20 МВтт. Стало очевидным, однако, что имевшиеся представления о поведении некоторых материалов активной зоны при высоких температурах и в условиях высокого радиационного окружения оказались неадекватными11. Поэтому проектная мощность была снижена до 1 МВтт и появились планы построить LAMPRE-2 с мощностью 20 МВтт. К середине 1963 года LAMPRE-I выполнил намеченные задачи и был заглушен. Финансирование строительства LAMPRE-2 никогда не было реализовано12.

Адмирал Риковер немного экспериментировал с реактором на быстрых нейтронах для двигательных установок подводных лодок. Эти усилия начались с разработки компанией “Дженерал Электрик” для флота наземного прототипа SIG в лаборатории атомной энергии Кнолл (Вест Милтон, Нью Йорк). Реактор SIG с топливом из ВОУ проработал с весны 1955 года до закрытия в 1957 году после того, как адмирал Риковер отказался от быстрых реакторов для морских силовых установок. За свою недолговечную историю существования охлаждаемый натрием SIG испытывал трудности из-за утечек в паровых генераторах13.

За прототипом SIG последовало развертывание быстрого реактора S2G в ядерной подводной лодке USS Seawolf (SSN 575). Как сказано историками Комиссии по атомной энергии (КАЭ) Хьюлеттом и Дунканом в их книге по истории американского подводного флота в период 1946-62 гг,

До завершения начальных морских испытаний с уменьшенной мощностью в феврале 1957 года Риковер уже решил отказаться от реактора, охлаждаемого натрием. В начале ноября 1956 года он сообщил Комиссии, что сделал шаги к замене реактора Seawolf на охлаждаемый водой реактор, аналогичный тому, какой был на Nautilus. Утечки на паровой установке Seawolf стали важным фактором для этого решения, но наиболее убедительными оказались прирожденные ограничения систем с натриевым охлаждением. По словам Риковера, они были “дорогими для строительства, сложными для работы и чувствительными к длительным остановкам в результате даже малейших нарушений, а их ремонт оказывался трудным и требовал много времени…”14..


ОБЪЕДИНЕНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ ПО РАЗМНОЖАЮЩИМ РЕАКТОРАМ В АРГОННСКОЙ НАЦИОНАЛЬНОЙ ЛАБОРАТОРИИ

В 1946 году недавно созданная КАЭ взяла контроль над национальными установками по ядерным исследованиям и поручила Зинну руководство Чикагской лабораторией, которая тогда была реорганизована и стала называться Аргоннской национальной лабораторией (АНЛ). В следующем году руководство КАЭ решило объединить в АНЛ все свои реакторные программы15. Комиссии были нужны реакторы не только для производства оружейного плутония, но также для производства радиоизотопов и для исследований более общего характера. Существовал также широкий общественный интерес к использованию реакторов для получения электроэнергии16.

При подготовке своей части отчета Генерального Комитета советников Зинн подчеркнул энергетические реакторы. В этом случае (как было без перемен с 1944 года) особо важным фактором был недостаток делящегося материала. Существующие запасы урановой руды казались слишком ограниченными для производства умеренного количества вооружений, не говоря уже относительно обеспечения топливом энергетических реакторов. Зинн верил, что единственная надежда для энергетических экспериментальных реакторов лежит в тех системах, которые вырабатывают больше делящегося материала, чем потребляют17.

Зинн убедил КАЭ дать проекту размножающего реактора высокий приоритет и настоял на собственном руководстве проектом. Его поддержал Ферми, выступая с лекциями, где превозносил задачу получения почти 100% энергии деления от природного урана18.

 

Экспериментальный размножающий реактор-1

19 ноября 1947 года КАЭ уполномочила АНЛ сконструировать и построить реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охладителем (второй быстрый реактор в США) – Экспериментальный размножающий реактор-1 (EBR-1), называемый также “Чикагским кот- лом-4” и “ Дьявольским котлом Зинна”.

Группа сотрудников, работавшая с EBR-1, решила охлаждать активную зону реактора сплавом натрия и калия. Поскольку они мало знали о влиянии этого жидкометаллического охладителя на материалы и тревожились о том, что управляющие стержни могут размягчиться или подвергнуться коррозии, они решили охлаждать их потоком воздуха, что привело к сложностям при конструировании двух совершенно разных систем охлаждения. Это оказалось особенно трудным, поскольку сплав натрия с калием загорается воде, так и на воздухе. Но поэтому не могло быть утечки жидкого сплава19.

С начала Манхэттенского проекта поднимались вопросы опасения относительно общественной безопасности, связанной со строительством реакторов в районе Чикаго.

Летом 1948 года Зинн убедился, что проект необходимо осуществлять в удаленном месте, и попросил КАЭ найти такое место20. Руководители выбрали площадку вблизи Арко (Айдахо), которая была проверенным местом для морской артиллерии. Она стала известной теперь как Национальная станция для испытания реакторов и частью Национальной лаборатории Айдахо (НЛА). Скоро НЛА приютила остальные реакторные проекты, АНЛ, а также другие правительственные реакторы21.

EBR-1 был первым реактором на быстрых нейтронах, сконструированным как для размножения плутония, так и для получения электроэнергии. Реактор с мощностью 1.2 МВтт (0.2 МВтэ )22, охлаждаемый натрием, стал критичным 20 декабря1951 года и зажег четыре электролампы по 200 Вт каждая, став по этой причине первой ядерной энергоустановкой, генерирующей электроэнергию (см. Рис.1). Топливом для EBR-1 стал уран оружейного качества (степень обогащения 94%). КАЭ объявила 4 июня 1953 года, что EBR-1 стал первым реактором в мире, продемонстрировавшим получение плутония из урана.

К сожалению, реактор был сконструирован с быстрым положительным коэффициентом реактивности (повышение мощности имело положительную обратную связь). 29 ноября 1955 года во время эксперимента по сбору информации относительно этой неустойчивости в реакторе произошло частичное расплавление (40-50 %) активной зоны. Поврежденная активная зона была удалена, а реактор отремонтирован и продолжал работать до закрытия 30 декабря 1963 года.


Авария на EBR-1 сфокусировала внимание на вопросах безопасности, связанных с реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемыми жидким натрием, и особенно на возможность взрывной критичности, обязанной частичному расплавлению и коллапсу активной зоны. Эта возможность впервые изучалась Бете и Тайтом23. К 1983 году – официальному завершению американской программы коммерциализации быстрых реакторов, американские аналитики пришли к заключению, что анализ Бете-Тайта был слишком консервативным в отношении величины возможного выброса энергии при аварии быстрого реактора, но в анализе не было “универсально принятых оценок верхних пределов последствий гипотетических аварий быстрых реакторов”24..

Рис.1: Экспериментальный реактор-размножитель-1. После зажигания четырех электроламп EBR-1 стал первой ядерной электроустановкой 20 декабря 1951 года.

Быстрый реактор с мощностью 1 кВт был также создан на Национальной станции по испытанию реакторов с целью получения нейтронов для программы разработки быстрого реактора. Его запуск произошел 29 октября 1959 года и реактор работал где-то до конца 70-х годов, когда его перевезли на новое место на площадке в Айдахо.

 

Экспериментальный размножающий реактор - 2

Экспериментальный реактор EBR-2 был, вероятно, наиболее успешным среди американских быстрых реакторов (См. Рис. 2). Он имел мощность 62.5 МВтт (20 МВтэ), охлаждался натрием и был реактором “бассейнового типа”, где теплообменники для переноса тепла к вторичной петле жидкого натрия погружены в бак реактора. Он был сконструирован в АНЛ и изготовлялся с июня 1958 года на Национальной станции испытания реакторов (сейчас это Материально-топливный комплекс в Национальной лаборатории Айдахо). Критичность на малой мощности без натриевого охладителя была достигнута 30 сентября 1961 года, критичность с натрием – 12 ноября 1961 года, а проектная мощность - 25 сентября 1969 года.

EBR-2 продемонстрировал осуществимость размножающего реактора, охлаждаемого натрием и работающего в качестве источника электроэнергии. Поначалу он работал на металлическом ВОУ-топливе. Критическая особенность была в том, что ему сопутствовала Установка топливного цикла (УТЦ), которая теперь называется Установкой для доведения топлива до кондиции, позволяющей проводить непрерывную переработку и повторное использование топлива, чтобы не допустить накопления его рабочего запаса25. Отработанное топливо перерабатывалось, а свежее топливо готовилось на УТЦ с 1964 по 1969 год26.

В 1967 году EBR-2 был переориентирован с демонстрационной установки на установку для облучения.

Рис. 2: Экспериментальный размножающий реактор-2. 

После закрытия размножающего реактора в 1983 году EBR-2 и УТЦ стали исследовательской и демонстрационной установками для концепции IFR (Интегральный быстрый реактор), которую поддерживала АНЛ. Программа IFR затем была прекращена, а на EBR-2 начались операции по закрытию, которое произошло в сентябре1994 года после 30 лет работы.

Деятельность по закрытию EBR-2 включала в себя избавление от топлива, а также осушку первичной и вторичной натриевой петли. УТЦ была преобразована в Установку для кондиционирования топлива, чьей задачей стала электрохимическая обработка отработанного топлива от EBR-2 для получения радиоактивных отходов в таком виде, который оказывается приемлемым для помещения в национальное геологическое хранилище. Топливо не считается годным для прямого помещения в такое хранилище, так как содержит натрий, который обеспечивает хороший тепловой контакт с обломками топлива. Натрий может реагировать с водой, проникающей вовнутрь, образуя водород. Лаборатория подписала соглашение со штатом Айдахо, что деятельность по приведению топлива в надлежащий вид будет завершена к 2035 году.

 

Короткая жизнь первого коммерческого размножающего реактора – Ферми 1

Атомная энергетическая станция имени Энрико Ферми (Ферми 1) была плодом ума Уолкера Кислера, кто в 1951 году стал президентом и генеральным управляющим, а затем председателем Совета директоров компании “Детройт Эдисон”. Ядерная энергия захватила воображение Кислера в 1947 году, когда он обратился в комитет советников КАЭ по вопросу налаживания отношений с частной промышленностью. В декабре 1951года Кислер представил КАЭ результаты исследования, проведенного компанией “Доу-Детройт Эдисон”, - одного из четырех, выполненных в промышленности, которые нашли, что “атомная энергия имеет важный потенциал для производства энергии, если даже сами реакторы пока еще не достаточно экономичны для этого”27.

В 1952 году Кислер предложил свои услуги для руководства созданием организации по разработке проекта размножающего реактора имени Энрико Ферми. Проект формально был

организован в 1955 году под началом Компании по разработке энергетического реактора (КРЭР) с участием еще 34 фирм. В январе 1956 года КРЭР обратилась в КАЭ за разрешением начать сооружение реактора на берегу озера Эри в лагуне Бич (около Ньюпорта, в 50 км от Детройта, штат Мичиган). Разрешение на строительство было выдано 4 августа 1956 года, земляные работы начались четырьмя днями позже, а заливка бетоном последовала в декабре 1956 года28.

По размеру активной зоны и по величине мощности Ферми 1 был самым крупным реактором на быстрых нейтронах, построенным до этого времени. Критичность была достигнута 23 августа 1963 года. Энергетический реактор мощностью 200 МВтт (66 МВтэ), охлаждаемый натрием, с ВОУ-топливом отличался от EBR-2 тем, что был основан на конструкции петли, где основной охладитель - жидкий натрий, передавал свое тепло вторичному натрию во внешнем теплообменнике29.

В октябре 1966 года блокировка потока натрия через часть активной зоны привела к частичному расплавлению активной зоны. Этот несчастный случай был вызван циркониевой плитой, которая оказалась не закрепленной и привела к потоку натрия в топливную сборку. В результате этого несчастного случая расплавились две сборки из 105, но никакого загрязнения вне бака, где эти сборки находились, не было отмечено. Этот случай послужил основой для книги “Мы почти потеряли Детройт”30..

Повреждение реактора и топливных сборок отняло примерно четыре года на ремонт.

В мае 1970 года реактор был готов к возобновлению работы, но взрыв натрия задержал начало до июля. В октябре реактор, наконец, достигнул уровня мощности 200 МВт. За 1971 год он всего лишь произвел 19.4 гигаватт-часа электричества, что соответствовало среднему коэффициенту занятости, равному 3.4%. КРЭР поэтому отказалась закупать дополнительное урановое топливо для продолжения работы станции. В августе 1972 года после отказа в продлении лицензии на работу было инициировано закрытие реактора. Его деятельность завершилась 22 сентября 1972 года. Решение по этому поводу было принято 27 ноября 1972 года, но официально работа с Ферми 1 была прекращена 31 декабря 1975 года.

 

РАЗРАБОТКА ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКОГО РАЗМНОЖАЮЩЕГО РЕАКТОРА В 60-е И 70-е ГОДЫ

Несмотря на коммерческую неудачу Ферми 1, усилия по разработке быстрого жидкометаллического размножающего реактора (ЖМБРР) получили толчок в 60-е годы, направленный на коммерциализацию такого реактора до конца века31. В докладе президенту США о гражданской атомной энергетике (1962 год) КАЭ конкретно рекомендовала, чтобы будущие правительственные программы содержали энергичные разработки и своевременное введение размножающих реакторов, которые КАЭ считала существенными для длительного и крупномасштабного использования атомной энергии32. В 1967 году ЖМБРР был крупнейшей программой КАЭ по разработке гражданской энергетики33. Программа КАЭ начала объединять усилия по созданию промышленной базы и получения согласия общественных пред- приятий на ЖМБРР, в основном, на основе плановых субсидий правительства на строитель- ство коммерческих энергоустановок типа ЖМБРР34. КАЭ рассматривала его программу “как ключ к эффективному переходу программы быстрых размножающих реакторов от стадии разработки технологии к точке крупномасштабного коммерческого использования”35..

Развивая эти задачи, КАЭ в 1968 году выпустила десятитомный план программы ЖМБРР, подготовленный в АНЛ. Двойная цель плана заключалась в следующем:

Добиться (путем НИР) необходимых технологий и “Быть уверенным в максимальной разработке и применении конкурентоспособной, самоподдерживающей промышленной способно- сти ЖМБРР”36.

Задача заключалась в разработке экономически жизненного ЖМБРР коммерческого типа к середине 60-х годов37. Проведенное в 1969 году исследование рациональности программы размножающего реактора, выполненное в КАЭ, предположило, что датой появления коммерческого ЖМБРР станет 1984 год38.

На фоне растущих тревог по поводу возможного экономического кризиса быстрое осуществление технологии ЖМБРР стало национальной задачей39. Эта задача оставалась самой приоритетной программой разработки КАЭ вплоть до 1977 года, когда президент Джимми Картер добился снятия демонстрационного проекта размножающего реактора на Клинч Ривер. Этот проект оставался программой высокого приоритета до 1983 года, когда проект Клинч Ривер был прекращен Конгрессом.

В стиле обязательства президента Кеннеди о высадке американцев на Луну через 10 лет, данного в 1960 году, президент Никсон в своем послании Конгрессу 4 июня 1971 года объявил в качестве высшего приоритета своей энергетической программы “обязательство завершить успешную демонстрацию ЖМБРР в 1980 году”40. Эта задача была подтверждена Объединенным комитетом Конгресса по атомной энергии41.

 

Расходы на программу ЖМБРР

В 1975 году Отчетно-финансовое управление правительства США (GАО) подсчитало, что “полное финансирование программы ЖМБРР со стороны КАЭ за 1948-74 финансовые годы составило примерно 1.8 миллиардов долларов”42. GAO сообщает, что расходы на программу ЖМБРР за 1975 финансовый год составили 481 миллионов долларов43, а это по ценам 2006 года примерно составит 1.6 миллиардов долларов. (Смотрите Рис.3). Усилия по коммерциализации характеризуются двумя компонентами: базовой программой НИР, сосредоточенной на двух испытательных реакторах, и усилиями по демонстрации размножающего реактора на Клинч Ривер.

Рис.3: Расходы США на НИР по делению в 1974-2006 финансовых годах (по сведениям МАГАТЭ). По оси Y отложены расходы в миллиардах долларов (по ценам 2006 года). Верхний график соответствует полным расходам на НИР по делению. Нижний график приведен для расходов на "ядерный размножающий реактор”.

 

ЮГО-ЗАПАДНЫЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ БЫСТРЫЙ РЕАКТОР НА ОКСИДАХ МЕТАЛЛОВ

Все ранние концепции размножающих реакторов были основаны на металлическом топливе. Однако в 60-х годах началась работа на использовании керамики – смеси оксида плутония и оксида урана, называемой МOX-топливом. Юго-западный экспериментальный быстрый реактор на оксидах (ЮЭБРО) имел мощность 20МВтт, охлаждался натрием, имел топливо из МОХ-смеси и работал на быстрых нейтронах. Он был предназначен для определения рабочих характеристик реактора с МОХ-топливом и, в частности, для изучения влияния доплеровского коэффициента тепловой обратной связи в МОХ-топливе, позволяющего работать при более высоких температурах, чем для металлического топлива44. ЮЭБРО не производил электроэнергию.

Расположенный вблизи Стриклера (Арканзас) ЮЭБРО был изготовлен для КАЭ компанией “Дженерал Электрик” и работал под руководством Юго-западной Ассоциации по атомной энергии – бездоходного консорциума, образованного семнадцатью силовыми компаниями и европейскими ядерными агентствами, включая Общество по атомной энергии в Карлсруэ (Западная Германия).

Эксперименты на ЮЭБРО подтвердили, что отрицательный температурный коэффициент реактивности, связанный с применением топлива на смеси оксидов, улучшит безопасность быстрых реакторов при аварийных условиях, включая возрастание температуры топлива.

ЮЭБРО начал работу в мае 1969 года и был заглушен три года спустя. Топливо и облученный охладитель были удалены из реактора и позднее помещены за пределы площадки в 1972 году. Был также произведен небольшой демонтаж. Реактор был передан университету Арканзаса в 1975 году и до сего времени находится в его владении, хотя университет никогда не включал его48.

 

Испытательная установка с быстрым потоком

КАЭ посчитала, что переход от существующих быстрых реакторов (EBR-2 с мощностью 62.5 МВтт и Ферми 1 с мощностью 200 МВтт) к предложенному демонстрационному реактору на Клинч Ривер (975 МВтт) был бы слишком рискованным для преодоления его одним шагом. Поэтому был нужен реактор с промежуточной мощностью для проверки топлива. Такой реактор был включен в программу разработки ЖМБРР. В июле 1967 года Конгресс США одобрил строительство Опытной установки с быстрым потоком (ОУБП), затраты на которую в то время оценивались в 87.5 миллионов долларов, а к операциям на полной мощности намечалось приступить в начале 1974года49.

ОУБП с мощностью 400 МВтт была быстрым реактором с МОХ-топливом и натриевым охлаждением, а также не имела бланкета для размножения дополнительного плутония. (См. Рис.4).

Сооружение ОУБП было завершено в 1978 году на площадке Министерства энергетики США в Хэнфорде (Вашингтон), а критичность была достигнута в 1980 году. Она начала действовать в качестве опытной установки в 1982 году. Когда в следующем году прекратил  свою деятельность реактор на Клинч Ривер, ОУБП осталась без своей основной задачи.  Она продолжала работать до апреля 1992 года, проверяя разные аспекты конструкций и операций быстрых реакторов, включая эксперименты, предназначенные для проверки возможности пассивного удаления тепла радиоактивного распада из активной зоны реактора путем конвекции охладителя из жидкого натрия. К 1993 году польза от реактора упала, так что в декабре этого года было принято решение о его остановке. Через несколько последующих лет все попытки найти новые задачи для ОУБП, включая производство радиоактивных изотопов для применения в медицине или трития для оружия, ни к чему не привели. После удаления топлива и охладителя ОУБП продолжает оставаться в холодном резервном состоянии, а его сторонники продолжают искать новые оправдания для его применения.

 

АЛЬТЕРНАТИВНЫЕ КОНЦЕПЦИИ РАЗМНОЖАЮЩИХ РЕАКТОРОВ

Хотя наивысший приоритет был отдан ЖМБРР, в США рассматривались некоторые иные типы размножающих реакторов и были достигнуты разные этапы разработки. Кроме ЖМБРР сюда входят быстрый размножающий реактор с газовым (гелиевым) охлаждением и два типа реакторов на тепловых нейтронах: легководный размножающий реактор и размножающий реактор на расплавленных солях. Размножающие реакторы на быстрых нейтронах были предназначены для получения плутония из урана-238, а конструкции размножающих реакторов на тепловых нейтронах оптимизированы на получение урана-233 из тория-232.

Возможно наиболее интересной альтернативной концепцией, исследованной в этих ранних работах, был размножающий реактор на расплавленных солях, у которого еще остались защитники47. В этом реакторе топливо и охладитель находятся в расплаве смесей солей фторидов. Соль протекает через активную зону реактора, через промежуточный теплообменник и затем снова попадает в активную зону. Реакторы на расплавленных солях впервые предложили Эд Беттис и Рэй Брайант из Окриджской национальной лаборатории во время послевоенной попытки сконструировать самолет на атомной энергии48. В Окридже было построено два реактора с расплавом солей. Первый был прототипом реактора для самолета с мощностью 1.5 МВтт (Экспериментальный самолетный реактор), который проработал 100 часов в октябре 1954 года. Второй реактор с графитовым замедлителем имел мощность 8 МВтт (Экспериментальный реактор на расплавленных солях -ЭРРС) и проработал с июня 1965 года до декабря 1969 года, продемонстрировав техническую осуществимость концепции размножающего реактора на расплавленных солях.

Рис.4: Испытательная установка с большим потоком в Хэнфорде (Вашингтон). Фото Федерации американских ученых.

В 1972 году Окриджская национальная лаборатория предложила крупную программу разработки, объединяющую создание и работу реактора, получившую название Эксперимента с размножающим реактором на расплавленных солях. Полная стоимость программы оценивалась в 350 миллионов долларов на период в 11 лет49. Однако те, кому пришлось одобрить финансирование программы, уже были сильно втянуты в ЖМБРР. Предложение Окриджа было отвергнуто КАЭ отчасти потому, что КАЭ хотело снизить количество кандидатов на разработку, и по причине низкого коэффициента воспроизводства, проектируемого для реактора на расплаве солей по сравнению с тем, что ожидалось от реакторов на быстрых нейтронах50. В январе 1973 года Окриджской национальной лаборатории было дано указание прекратить разработку размножающего реактора на расплавленных солях (РРРС). Но попытки возобновились через год. В 1973 году Окридж представил более разработанное предложение, предлагающее потратить примерно 720 миллионов долларов в течение 11 лет. Это предложение снова было отклонено, а в 1976 году Окриджу приказали закрыть про- грамму РРРС в очередной раз по “бюджетным соображениям”51.

Атомная электростанция в Шиппингпорте была преобразована в 1975 году в незначительный размножающий реактор, использующий топливный цикл торий-уран-23352. Установка в Шиппингпорте начала коммерческую деятельность 26 мая 1958 года и была первой ядерной энергетической станцией в США, генерирующей коммерческую электроэнергию. Это также стало крупным этапом в разработке легководных силовых реакторов, поскольку такое событие явилось пионером в применении топлива из окиси урана в реакторе с водя- ным охлаждением53.

Быстрый размножающий реактор с газовым охлаждением (БРРГО) продвигался компанией “Дженерал Атомикс”, которая разработала и выбросила на американский рынок высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (ВТГР)54. Первая демонстрационная модель ВТГР была создана на атомной силовой станции в Форте святого Врайна (Колорадо). Форт святого Врайна был соединен с электросетью 11 декабря 1976 года и был отключен 29 августа 1989 года из-за продолжавшихся проблем55. Быстрый реактор с газовым охлаждением (БРГО) будет иметь такую же охлаждающую гелиевую технологию, а его топливо будет иметь много общего с топливом ВТГР. Но у него не будет графитового замедлителя (какой имеется у ВТГР), хотя он обладает преимуществом в безопасности из-за большой теплоемкости.

 

АНАЛИЗ СТОИМОСТИ И ВЫГОД, ПРОВЕДЕННЫЙ КАЭ

КАЭ подготовила три исключительно оптимистических анализа стоимости и выгод для программы ЖМБРР. Первый был написан в 1968 году и выпущен в 1969 году56; второй был обновленным (1970 год) вариантом, вышедшим в 1972 году57, а третий анализ 1973 года был поначалу выпущен как часть Заявления КАЭ о воздействии на окружающую среду (черновик 1974 года) по поводу программы ЖМБРР58.

Эти анализы были исключительно чувствительны к изменениям некоторых важных входных переменных, включающих в себя капитальные затраты на ЖМБРР в сравнении с обычными ядерными реакторами, требования к темпам роста потребления электричества, доступность урана и курс дисконта, которые определяют относительный вес краткосрочных инвестиций и долгосрочных выгод. Делая благоприятные, но нереальные предположения, КАЭ создает привлекательные соотношения между выгодами и затратами в каждом из упомянутых анализов.

Рис.5: Оценки КАЭ роста ядерной мощности в США. LWR – это легководные реакторы. По мнению КАЭ, урановые запасы США смогут поддержать менее 1000 ГВтэ от LWR. Размножающие реакторы представлены ЖМБРР. Источник: Заявление КАЭ Wash-1535 (1974) относительно ЖМБРР. На верхнем графике приведены перспективные возможности ЖМБРР и LWR, на среднем – перспективы только возможностей LWR, а на нижнем – реальное потребление ядерной энергии в США.

Эти предположения включают в себя совершенно нереальные допущения о росте ядерной энергии59. Например, Рис.5 показывает прогнозы КАЭ на 1974 год по ядерной энергии, где на 2008 год прогнозируется полное потребление ядерной энергии примерно в 2000 ГВтэ. Эта величина примерно в четыре раза превышает реальное полное потребление электроэнергии в США за 2008 год. Реальное полное потребление ядерной энергии в США составило в 2008 году примерно 100 ГВтэ, что приблизительно равно 20% всей электрической мощности США.

 

ВЗЛЕТ И ПАДЕНИЕ ДЕМОНСТРАЦИОННОГО РАЗМНОЖАЮЩЕГО РЕАКТОРА НА КЛИНЧ РИВЕР

В 1969 году было получено твердое решение о начале работ по первой демонстрационной модели ЖМБРР60, финансируемой, в основном, федеральным правительством51. Размножающий реактор на Клинч Ривер (РРКР) явился совместным проектом нескольких электрических компаний и КАЭ (в дальнейшем Министерства энергетики)62. Ответственности за финансирование, строительство и управление РРКР были распределены согласно Меморандуму о понимании 1972 года между КАЭ, властями Долины Теннеси, компанией “Эдисон” (теперь “Экселон”), Корпорацией управления проектом и Корпорацией размножающего реактора. Изготовление реактора было поручено корпорации “Вестингауз Электрик”. Сооружение РРКР было решено начать в 1974 году или 1975 году (а электрогенератора – в 1981 или 1982 году).

Для строительства была выбрана площадка КАЭ на изгибе реки Клинч в Окридже (Теннесси), а руководство электростанцией было отдано властям Долины Теннесси (ВДТ).

Она должна была поставлять электричество в сети ВДТ. РРКР должен был стать связующим звеном между ОУБП и конечным полномасштабным прототипом коммерческого размножающего реактора. Его проектная тепловая мощность составила 975 МВтт , что примерно в 2.5 раза выше, чем у ОУБП, а мощность электрогенератора равнялась 350 МВтэ. Реактор охлаждался натрием и питался МОХ-топливом, увеличивая запасы плутония.

Однако, начавшись в 1972 году, программа ЖМБРР и проект РРКР в частности начали возбуждать сильное противодействие, связанное с экономическими перспективами, а также с опасениями относительно нераспространения и безопасности. Президент Джимми Картер 24 марта 1977 года, основываясь на решении президента Форда от 28 октября 1976 года, отдал распоряжение о бессрочном запрещении коммерческой переработки и повторного применения плутония в США. В этом же распоряжении президент Картер отложил процесс лицензирования на получение ограниченного разрешения проводить работу над РРКР.

Решения президентов Форда и Картера стали, в основном, реакцией на использование Индией плутония, выделенного при содействии США по программе “Атомы для мира”, для проведения ядерного взрыва в 1974 году. В это же время Бразилия, Пакистан и Южная Корея заключили контракты на закупку предприятий по переработке во Франции и Германии. Правительство США подозревало, что три эти страны были заинтересованы в выделении плутония для военных целей.

Наряду с этими тревогами по поводу распространения срочность в размножающих реакторах начала таять. Президенту Картеру намекнули, что прогнозы КАЭ о росте ядерной мощности в США и, следовательно, ее утверждения о том, что США вскоре выиграют от дешевого урана, были сильно преувеличены65.

Возрастание затрат также сыграло значительную роль в расширении оппозиции проекту. В сентябре 1972 года во время слушаний в Объединенном комитете по атомной энергии КАЭ представила оценку расходов на демонстрационную установку РРКР в объеме 699 миллионов долларов. Федеральное правительство должно было обеспечить 422 миллиона долларов через КАЭ, а оставшуюся часть покрывали электрические компании. Проект должен был приступить к начальным операциям в 1979 году66. В следующем году компании обязались выплатить 257 миллионов долларов, а остаток – в сентябре 1983 года в объеме 340 миллионов долларов. Но к 1974 году, когда были рассмотрены детали проекта, оценка полных затрат на проект возросла до 1.7 миллиарда долларов. К сентябрю 1983 года, когда было затрачено примерно 1.7 миллиарда долларов, оценки затрат на проект выросли свыше 4 миллиардов долларов. В соответствии с контрактом между Министерством энергетики и частными компаниями, практически все дополнительное финансирование придется покрывать правительству67.

Связанный с этим вопрос заключался в высокой цене строительства размножающих реакторов для получения электроэнергии До конца 1975 года КАЭ предполагала, что капитальные затраты на размножающие реакторы должны уменьшиться до такого уровня, как у легководных реакторов, в течение 15 лет. В 1977 году эта оценка была пересмотрена в сто- рону повышения до постоянно более высокого уровня затрат на 25-75%. Это означало, что цене урана придется расти до 450-1300 долларов для экономии урана, чтобы скомпенсировать дополнительные капитальные расходы на размножающие реакторы68.

В исследовании, проведенном для консервативного Фонда наследия в 1982 году, Генри Сокольски, ссылаясь на изучение контрактов, выполненное для Агентства США по контролю над вооружениями и разоружению, обратил внимание на то, что с учетом неравенства предполагаемых капитальных затрат выравненная цена урана будет почти в 18 раз выше текущей цены69. Такие исследования затрат привели многие консервативные группы к противодействию КРРР. Экономика размножающих реакторов кажется столь же туманной сегодня, как и в 1983 году70.

Несмотря на возражения администрации Картера, Конгресс продолжил финансирование КРРР. Хотя строительство на площадке не могло развиваться, проект продолжал заказывать и помещать на склады важные компоненты. В 1981 году президент Рональд Рейган возобновил процесс лицензирования строительства КРРР. К концу 1982 года проект был в основном завершен, а большинство компонент либо были на руках, либо были заказаны71. Но 23 октября 1983 года Конгресс снял финансирование на 1984 финансовый год для КРРР, а 31 декабря 1983 года Ядерная регулирующая комиссия прекратила процесс лицензирования и упразднила одобрение лицензии на работу, которую она поддержала годом раньше. В результате этих действий разработка размножающих реакторов в США фактически завершилась.

 

ПОПЫТКИ ВОСКРЕСИТЬ БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ В США 

С момента прекращения работ по КРРР в 1983 году Аргоннская национальная лаборатория и Управление программой ядерной энергии в Министерстве энергетики продолжали искать пути для разработки реакторов на быстрых нейтронах в США, во-первых, поддерживая интегральную концепцию быстрых реакторов72, затем через Международный форум четвертого поколения и совсем недавно с помощью Глобального партнерства по ядерной энергии (ГПЯЭ). До сих пор, однако, эти инициативы содержали в основном только исследования на бумаге.

 

Интегральный быстрый реактор и пирообработка 

Поминая кончину проекта реактора на Клинч Ривер, ученые АНЛ разработали и поддерживают концепцию Интегрального быстрого реактора (ИБР). Подготовленный по образцу EBR-2 и соединенной с ним Установки топливного цикла (смотрите обсуждение EBR-2), ИБР будет объединять реактор размножения плутония с процессами пиротехнической обработки и электроочистки, расположенными поблизости. В такой конфигурации плутоний будет отделяться от незначительного количества трансурановых элементов и заново вводиться в новое топливо.

ИБР был прорекламирован как ключ к тому, чтобы сделать размножающий реактор экономичным, устойчивым к распространению и приемлемым с точки зрения окружающей среды73. Но было достаточно оснований для скептицизма. Более важно то, что пирообработка смотрится более дорогой по сравнению с обычной переработкой. Более того, если технология ИБР будет принята страной, не имеющей ядерного оружия, эта технология обеспечит страну доступом к тоннам плутония в каждом расположенном вблизи реакторе и установками для переработки. Кадры экспертов, натренированных в химии трансуранов и металлургии плутония, смогут отделить плутоний от других трансурановых элементов, используя горячие камеры и другие имеющиеся установки. Проведенное в 1992 году исследование, поддержанное совместно Министерством энергетики и Государственным Департаментом США, рассматривает множество путей для использования заводов пиропереработки, чтобы получить относительно чистый плутоний74


Несмотря на эти проблемы, АНЛ была способна привлечь федеральную поддержку концепции ИБР в течении десятка лет до тех пор, пока администрация Клинтона прекратила программу ИБР, а Конгресс завершил ее финансирование в 1994 году. В качестве политического компромисса с Конгрессом стороны пришли к соглашению, что когда EBR-2 будет за- крыт, финансирование исследований по переработке топлива будет продолжено под новым названием – “ проект повторного использования актинидов”75..

Через десяток лет характер программы изменится, и ее будут продвигать как необходимую для долгосрочного управления ядерными отходами, что стало центральной частью про- граммы ГПЯЭ администрации Джорджа Буша.

После того, как Конгресс прекратил финансирование программы ИБР, Министерство энергетики сохранило свою программу пирообработки нетронутой, выбрав ее для переработки 3.35 метрических тонн отработанного топлива EBR-2 и ОУБП, залитого натрием, в Национальной лаборатории Айдахо. В 2006 году Министерство энергетики провело оценку возможности обработать этим способом оставшиеся 2.65 тонны такого топлива за восемь лет за 234 миллионов долларов, включая обработку отходов и удаление их при стоимости переработки примерно 88000 долларов за кг76.

 

Международное сотрудничество 

Расходы на НИР для продвинутых ядерных энергетических реакторов сегодня гораздо меньше того, что было в 70-х годах. Это приводит к большему международному сотрудничеству.

Одним примером такого сотрудничества между ведомствами, финансируемыми государственными НИРами, служит Международный форум четвертого поколения. Этот форум возник в 2001 году по инициативе Соединенных Штатов, чтобы облегчить международное сотрудничество по проектированию нового поколения ядерных реакторов, намечаемых к развертыванию после 2030 года. В 2002 году Форум отобрал шесть типов для изучения, включая три размножающих реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемых, соответственно, жидким натрием, жидким сплавом свинца с висмутом и гелием. Таким образом, сотрудничество по этим вопросам было сосредоточено на координации и объединении национальных исследований в областях проектирования реакторов, сопротивления распространению, безопасности, технологий производства топлива, разработки материалов и на других вопросах77.

Второй пример сотрудничества – Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (МПИЯР), был инициирован резолюцией Совета МАГАТЭ в 2001 году благодаря отчасти исключению России и ряда других стран, с которыми США не имели соглашений по ядерному сотрудничеству, из Форума четвертого поколения. Поэтому МПИЯР издал “Руководство по оценке инновационных ядерных реакторов и топливных циклов” и справочники о том, как осуществлять оценку “инновационных систем по ядерной энергии”. Сейчас члены МПИЯР сотрудничают по исследовательским проектам, выдвинутым разными странами, и оценивают предложенные системы78.

В 2006 году администрация Джорджа Буша предложила Глобальный план по ядерной энергии (GNEP) с целью расширить ядерную энергетику в США и за границей с уменьшением рисков распространения и требований к долгосрочным хранилищам для размещения радиоактивных отходов. Для достижения этих целей администрация предложила отказаться от однократно используемого ядерного топлива, когда ядерное топливо будет постоянно храниться в геологических хранилищах, ради разработки и использования замкнутого топливного цикла, основанного на продвинутой переработке ядерного топлива и “сжигающих” реакторах на быстрых нейтронах.

Программа GNEP проектировала применение реакторов на быстрых нейтронах скорее для сжигания, а не для размножения плутония и незначительных трансурановых элементов (нептуний, америций и кюрий), чтобы избежать необходимости помещения этих радиоактивных материалов с большим периодом полураспада в геологическое хранилище отходов. Отношение числа быстрых реакторов к обычным реакторам зависит от коэффициента конверсии (КК), который определяется как отношение скорости производства к скорости разрушения трансурановых элементов в реакторе на быстрых нейтронах. Для таких реакторов возможен широкий диапазон значений КК, поскольку величина КК зависит от конструкции активной зоны. Чем ниже коэффициент конверсии быстрого реактора, тем меньше потребуется сжигающих реакторов. Вообще говоря, количество быстрых сжигающих реакторов пропорционально величине КК/(1-КК). В 1996 году в докладе Национального исследовательского совета цитировалось высказывание компании ”Дженерал Электрик” о том, что минимально возможное значение КК, которое может быть получено от конструкции ее быстрого реактора PRISM и совместимо с приемлемой безопасностью, равно 0.679. Аргоннская национальная лаборатория гораздо позже утверждала, что значение КК=0.25 может быть легко достигнуто80. Если предположить, что КК быстрого реактора лежит в диапазоне 0.25-0.6, потребуется 40-75 ГВтэ от быстрого реактора на каждые 100 ГВтэ легководного реактора81.

Несмотря на переход от размножения плутония к его сжиганию, мечта о размножении не умирает. Одна из конструкций сжигающего реактора на быстрых нейтронах Аргоннской национальной лаборатории отличается компактной активной зоной, где инертный (стальной) бланкет нельзя просто заменить на бланкет из урана или обедненного урана, удобный для размножения. Но АНЛ в 2007 году выбрала другую конструкцию, в которой можно осуществить перевод в режим размножения гораздо легче, но за более высокую цену (примерно на 0.8 цента за кВт-час)82.

 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 

Хотя существуют вопросы безопасности, характерные для жидкометаллических быстрых реакторов, не кажется очевидным, что они оказались доминирующими для кончины программы размножающих реакторов в США. Более важными были тревоги по распространению и растущее убеждение в том, что размножающие реакторы не будут требоваться или не смогут стать конкурентными по сравнению с легководными реакторами в течение десятилетий, если не навсегда.

Приняв программу GNEP, Министерство энергетики отразило возникший интерес к быстрым реакторам и поначалу к сжигающим реакторам, вызывающим деление актинидов из отработанного топлива легководных реакторов. Пока что новые проекты существуют в основном на бумаге, а перспективы больших усилий для разработки сжигающих реакторов в лучшем случае остаются неопределенными. Администрация Обамы прекратило действие программного заявления GNEP и усилий Министерства энергетики по стремлению к близкой коммерциализации быстрых реакторов и замкнутых топливных циклов для преобразования отходов.

Однако администрация Обамы будет продолжать НИРы по быстрым реакторам и продвинутым топливным циклам как возможным долгосрочным вариантам. Экономические аргументы против таких реакторов остаются сильными83.

 

Примечания и ссылки

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Интуиция в законе

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.85
Ответов: 7


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 19 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 12/02/2019
Уважаемая редакция, а нельзя ли про реактор, про любимый быстрый трактор...
Т.е. указать все источники литературы?По тексту в ссылках их 83, а приведены в разделе "Примечания и ссылки" 65.


[ Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2019
Редакции сайта
Только дураки учатся на своих ошибках и на свои деньги. Умные изучают наработанный опыт.

Господа редакция, эта ваша "вводная" возмутительна!Как известно, американцы построили АПЛ "Сивулф" с реактором,охлаждаемым жидкометаллическим теплоносителем - натрием. Однако, столкнувшись с трудностями, очень скоро заменили натриевый реактор на водоводяной и с тех пор никто не слышал об американских АПЛ с ЖМТ. А вот в СССР нашлась команда во главе с А.И.Лейпунским, которая построила свинцово-висмутовые АПЛ. История и судьба этих АПЛ была славной, трудной, местами трагической. Сегодня эта история и судьба подробно описана в открытой литературе.
С точки зрения, изложенной вашей редакцией, это была "команда дураков". Поскольку они были первопроходцами, им пришлось учиться на своих ошибках. Поскольку они служили своему государству, они делали это за "свои", т.е.  деньги СССР, ибо трудно предположить, чтобы США предоставили для этого свои доллары. А что говорили знающие американцы про эти АПЛ, рассказано в документальном фильме "Заказ Русанова", снятом в документальном же сериале "Тайны забытых побед". Норманн Палмер, военный советник правительства США, говорит (не дословно, но близко к тексту) - я поздравляю советских ученых, конструкторов, рабочих с тем, что они построили такую лодку; Запад не мог бы ее построить, даже если бы захотел; но как гражданин США я очень рад, что "Альфы" больше никогда не выйдут в море, потому что Штатам было бы нечего им противопоставить. Любой желающий может найти этот фильм в интернете.Таких первопроходцев в СССР было очень много, хотя, возможно, не обо всех было известно. Господа редакция, вы всех их считаете дураками?Преамбула, которой вы сопроводили эту публикацию красноречиво отражает вашу редакционную политику. Вы культивируете человеконенавистничество, поощряете некомпетентность на грани невежества и закрываете глаза на хамство на грани нецензурщины. Это отвратительно.
С.Антонов.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2019
С.Антонову. Уважаемый С.Антонов, зря вы так близко к сердцу приняли «вводную» редакции, она просто фиксирует общее правило. Редакция как раз надеется, что в руководстве страны и Росатома дураков нет, поскольку они наверняка изучили весь положительный и отрицательный межлународный опыт. А по поводу АПЛ со свинцово-висмутовым теплоносителем, не могли бы вы сообщить, сколько сегодня плавает таких субмарин и еще, сколько произошло с ними аварий и сколько погибло людей на таких лодках. Пожалуйста, если вас не затруднит,  ваш опыт тоже нужен читателям и редакции, надеюсь, что там дураков нет.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
А по поводу АПЛ со свинцово-висмутовым теплоносителем, не могли бы вы сообщить, сколько сегодня плавает таких субмарин и еще, сколько произошло с ними аварий и сколько погибло людей на таких лодках.===================Ответ на Ваши вопросы Вы найдете в книге Г.И.Тошинского "Беседы о ядерной энергетике, физике реакторов и технологии модульных быстрых реакторов с теплоносителем свинец-висмут", Саров, 2017.Есть также очень интересная книга адмирала Н.Г.Мормуля "Катастрофы под водой". Там тоже можно прочесть о том, что Вас интересует.С.Антонов.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
"...что Вас интересует. С.Антонов..." — и все-таки, сколько сегодня плавает субмарин на С-В теплоносителе? Ответ — нисколько. Бездарно потраченные народные деньги. Впрочем, как и вся атомная энергетика, которую втюхивали нашей неграмотной власти атомные лоббисты. А сколько было аварий? Ответ — много! Загублено много человеческих жизней. Почему? — Потому, что атомные лоббисты, говоря словами уважаемого А.Антонова, проводили человеконенавистническую, некомпетентную, на грани невежества политику. Атомным баронам было наплевать на нищету народа, человеческую жизнь, на болезни, которые несет "мирный" атом. Следствие такой политики — Чернобыль, когда непроработанный проект запустили в жизнь, впрочем, как и все блоки РБМК преступно эксплуатируются сегодня без защитных колпаков. Следствие такой политики мы наблюдаем и сегодня, когда непроработанный, без доказательств безопасности, проект "Прорыв" продавливается в промышленное исполнение. Следствием такой человеконенавистнической политики является Кыштымская авария, Новая Земля, переработка ОЯТ и много-много других преступлений против народа, за народные, кстати, деньги.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
...и все-таки, сколько сегодня плавает субмарин...============
Я очень сожалею, что вопрос об АПЛ был мной ошибочно принят за интерес к делу. Оказалось, что это лишь повод для злобного брызгания слюной, что, впрочем, меня совершенно не удивляет на сайте Проатом. Вступать в полемику с подобными комментаторами я не собираюсь, беру обратно свои ссылки на книги уважаемых авторов.С.Антонов.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
Слова разумного человека.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
Уважаемый С. Антонов, ничего личного, просто вы попутали «злобное брызганье слюной» с Правдой. Мне за редакцию «Проатом» обидно, вы походя оскорбили их и должны бы за это извиниться. Ребята честно работают и дают возможность высказаться людям с разными мнениями. Вот, и ваши комментарии они не удалили. Правда – она горькая, но скрывать и приукрашивать ее нельзя.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2019
Уважаемый С. Антонов, ничего личного, просто вы попутали «злобное брызганье слюной» с Правдой................Правда – она горькая, но скрывать и приукрашивать ее нельзя.++++++++++++++++++++++++
Оказывается, незабвенный Глеб Капустин дожил до 2019 года и даже освоился с интернетом. Кто бы мог подумать!


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 12/02/2019
 
  • Сжечь плутоний можно, ломать – не строить. Сотрудники БОР-60 продемонстрировали готовность сжечь плутоний под контролем компетентных экспертов, КК порядка 0,5 на первом цикле. На последующих циклах эффективность выжигания уменьшается, КК растет.
  • При равновесном цикле сжигания КК будет выше 0,6. Этот процесс вполне приемлем для планомерного сворачивания атомной энергетики до нуля. Нужно лишь политическое решение на уничтожение инвентарных запасов. Не ученые направляют, они лишь исполнители высшей воли.
  • Если бы поставили задачу пережечь 34 тонны в 17 тонн, то БОР-60 потребовалось бы примерно 300 лет. А вот БН-600 справился бы с работой за 10 лет. Но активность при этом не уменьшится, а возрастет. Так что если уж выжигать, то до нуля. При этом опять наиглавнейшую роль будет играть скоростная радиохимия, чтобы не успевал накапливаться америций. Что бридинг, что выжигание, нужна радиохимия.
  • Сжечь америций таким чудесным способом – увы, не получится. КК для америция ниже единицы ни один реактор не демонстрирует. В собственном потоке быстрого реактора запасы америция только растут за счет утяжеления плутония при выжигании.
  • За свою долгую жизнь в атомной промышленности получал приказы бежать вперед, за высоким КВ – более 1,7. Потом приказ стоять и ничего не делать. Потом бежать назад, за минимальным КК. Потом приказ бежать, но так, чтобы стоять на месте – КВ = 1,035. Вот так и получилось, что за почти 40 лет не сдвинулись ни с места.
  • Реактор не может самостоятельно ни сжечь уран-238, ни плутоний. Реакторная установка не является самостоятельной единицей энергетики, как например дровяная печь или гидроэлектростанция. Для реактора нужны хранилища на столетия и радиохимические комплексы, чтобы обезвредить ОЯТ – отходы атомных реакторов.
  • Если бы не последнее обстоятельство, США давно начали бы пережигать плутоний и америций. Но радиохимия на несколько порядков опаснее реакторной установки, и радиохимики категорически отказываются выполнять бессмысленные особо опасные и особо вредные работы. Напомню, что с 1973 года в США запрет на радиохимию ОЯТ гражданских реакторов.
  • Когда будет остановлен последний реактор, накапливающий плутоний, америций, и другие актиниды, тогда можно будет говорить о том, что физики повернулись лицом к населению, а не к любимой игрушке - ядерному оружию. Пока, в России в частности, физики реактора не понимают, что Холодная Война наших дедов давно закончилась, и пришла пора думать о мирной жизни.
  • Мое предложение по планомерному сворачиванию АЭ выглядит следующим образом: Сначала прекращаем строить АЭС у себя в России (почти выполнено), затем прекращаем строить АЭС в Евразии (прекращаем финансирование из бюджета России), а потом захораниваем ОЯТ на глубине больше 250 м (на те деньги, которые решили подарить строителям АЭС за рубежом). Никакой радиохимической переработки ОЯТ (ноль затрат и ноль опасности). Никакого ввоза ОЯТ из-за рубежа (место получения пользы должно совпадать с местом получения ущерба). 
  • Дементий Башкиров 
 


[ Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2019
Ну, ты фантазер, Дементий Башкиров. А воровать-то как? Где вы еще найдете такую закрытую корпорацию, да еще и с зарубежным выводом бобла, чтобы безнаказанно...


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2019
Как написано в статье, исследования длились десятки лет. Потрачено много миллиардов долларов. На выходе - ноль. Но! На проатоме никто не кричит про "закрытую корпорацию", про распил бабла, про безнаказанность  и пр. То есть у них отрицательный результат исследований - это нормально, а случись неуспех у нас - крик на всю вселенную!Хотелось бы, чтобы администрация придержала истеричных крикунов и восстановила добрую репутацию сайта, где обсуждаются проблемы атомной энергетики (как это было несколько лет назад). Хватит брызгать слюной!.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2019
Глупость - дар божий, но не следует им злоупотреблять


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2019
Уважаемый Дементий, а в чем собственно проблема Am-241. О пережигании какого топлива вы говорите? Содержание Pu-241 в ОЯТ БН очень низкое (в урановом ОЯТ БН около 1-2 % от всего плутония), а скоростная переработка горячего ОЯТ - дебилизм в квадрате...Инженер


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2019
Статья полезная, но как-то криво переведена (особенно это касается сокращений - не поймешь про какой РБН пишут) или просто переводчик (автор) не в теме.
США потратили кучу бабла и времени на РБН, но ... продолжают разработки в этом направлении, особенно в последние 2-3 года - прямо ренесанс РБН. Видно не учатся на своих ошибках!
Кстати, они (ученые США) завидую нашим успехам в данной области, в частности с этим и связан их повторный, в какой уж раз, возврат к РБН.


[ Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2019
ДБ "Мое предложение по планомерному сворачиванию АЭ выглядит следующим образом: Сначала прекращаем строить АЭС у себя в России ... "
Будь-те уж честны,  вы пропустили 1 п.п. - сначала вы отработали всю жизнь в АЭ (имели ЗП и льготы), заработали досрочную пенсию и не малую (по сравнению с другими гражданами РФ), а потом начинаем сворачивать! Класс!!!
Может вернете всё полученное и откажетесь от пенсии?


[ Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2019
Может вернете всё полученное и откажетесь от пенсии?
++++++++++++++
Какой Вы наивный человек, коллега! Разве Вы не читали разъяснения Дементия Башкирова о том, как он, работая в НИИАР, спасал население Среднего Поволжья? Оказывается тот простой факт, что в свое время НИИАР просто не справился с порученным делом - разработкой технологии переработки ОЯТ, на самом деле представляет собой геройский подвиг неких самоотверженных тайных патриотов. Так что все, что получил от советской власти Дементий Башкиров, в том числе и за умышленное сокрытие объективной информации - это заслуженная награда за честно прожитую жизнь.


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2019
Cначала вы отработали всю жизнь в АЭ, а потом начинаем сворачивать! Класс!!! Может вернете всё полученное и откажетесь от пенсии?

Вот, опять агитпихота набежала! Пропаганд-ботам, наверное, неведомо, сколько людей в мире заработали пенсии и научные звания на разработке всякой бактериологической отравы, химических ядов, бесчеловечных боеприпасов и прочих людоедских вундервафель. Но по мере своего развития мир осознал бесчеловечность содеянного и занялся планомерным уничтожением всей этой мерзости, несмотря на то, что в нее были вложены гигантские ресурсы.

Башкиров уже, кажется, написал несколько десятков статей с анализом радиотоксичности и летальности всех имеющихся технологий переработки ОЯТ, не оставляющих никаких шансов человечеству на выживание после разгерметизации оболочек накопленных ТВЭЛов. Казалось бы, если он неправ, за это время кто-нибудь из специалистов-апологетов ЗЯТЦ уж должен был накорябать хоть одну заметку про заблуждения дремучей общественности о возможностях наших чудо технологий. Всего то и достаточно было бы написать, что дилетанты думают у нас утечки РВ в биосферу не меньше 1%, а на самом-то деле все в стопицот раз меньше. Но таких результатов нет и солгать о них не получится, поэтому ложь искажения заменяется на ложь умолчания. Ведь признаться в обратном - это же означает разрушить такой восхитительно прибыльный бизнес, где еще столько специалистов хотели бы заработать и зарплату, и льготы, и награды, и звания, и досрочную пенсию!


[
Ответить на это ]


Re: Разработка реакторов на быстрых нейтронах в Соединенных Штатах (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2019
Суперский обзор. Первоисточник лежит по адресу:
https://www.princeton.edu/sgs/publications/sgs/archive/17-2-3-Cochran-Feiv-vonHip.pdf 


[ 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: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru