К вопросу о свинце и венце
Дата: 17/01/2013
Тема: Атомная наука


В. Рачков

Если системно препарировать очередное явление  Булата Нигматулина ПРОатомному народу, то можно расчленить его на три неравные части: очевидные утверждения, серьёзные вопросы  и лукавые откровения. Начну с очевидных для 2012 г. утверждений профессора Б.Нигматулина (далее, БН-2012), т.к. именно они составляют основной пафос его научно-фантастического опуса  “Венец всему делу свинец” или что-то в этом роде.


Очевидные утверждения

                                                                                          Не мысля…, возлюбя, хотел бы…                                                                А.С. Пушкин “Евгений Онегин”

“1. Без демонстрации работоспособности отдельных элементов создание полного комплекса невозможно – это аксиома.

2. Говорить об опытно-промышленной установке можно только после того как будут решены следующие проблемы:

·        найдены подходящая композиция на основе свинца и технология поддержания его физико-химического режима;

·        разработаны и испытаны конструкционные материалы с минимумом паразитного поглощения нейтронов и удовлетворительной совместимостью с ЖМТ и топливом;

·        разработан и испытан твэл (топливо, покрытия или оболочки и т.д. и т.п.) и технологию его безопасной переработки после облучения;

·        разработано оборудование технологического контроля для свинцового теплоносителя и пара высокого давления для таких высоких температур.

3. ПЯТЦ упирается в технологии, которых пока нет.

4. У нас нет готовых заводов по дистанционному изготовлению такого регенерированного топлива.

5. Воспроизводство топлива, как необходимое условие замыкания ЯТЦ, не подтверждено более чем тридцатилетней эксплуатацией БН-600 на Белоярской АЭС

6. Реакторы с жидкометаллическими теплоносителями в принципе могли бы найти применение, в частности, в малой и судовой энергетике.

7. Без решения проблемы переработки и рециклирования уже существующего ОЯТ все "прорывные" реакторные технологии не стоят даже той бумаги, на которой их рисуют”.

Все семь тезисов неубиенны. Первые два похожи на скрижали Моисея и мы уже развесили их где только можно. Спасибо за своевременное и пытливое назидание. Третий и четвёртый тезисы напоминают нам о грустном настоящем, пятый – не даёт нам забыть о бесполезном тридцатилетнем прошлом БН-600. Будем помнить и это. Будущее тоже не забыто (см. шестой тезис), но оно пока только “в принципе”. Особое место занимает последний, седьмой тезис, который профессор использует почти во всех своих публикациях, что заставляет задуматься о том, что бумага у нас действительно не очень дорогая. Потому и рисуем.

Кстати, о прошлом БН-600. БН-600 – это бесценный 33-летний опыт промышленной эксплуатации быстрого энергетического реактора средней мощности с жидкометаллическим теплоносителем, которым, кроме России, не обладает ни одна другая страна в мире. То, что замыкание ЯТЦ не было продемонстрировано на БН-600 – это не недостаток БН-600, а результат экономических и политических обстоятельств. Вспомним: после запуска БН-600 в 1980 г. предполагалось построить серию из нескольких БН-800. На Урале было выкопано 4 котлована, параллельно с этим началось строительство Цеха-300 (ориентированного на производство как оксидного, так и плотного топлива). Будь всё это построено – было бы замыкание ЯТЦ и для БН-800, и для БН-600. Но от строительства серии БН-800 отказались, а тогда  пропала надобность в Цехе-300. Причины отказа от строительства серии БН-800 очевидны: высокая стоимость БН-800 по сравнению с ВВЭРами и, конечно, Чернобыль. 

Серьезные вопросы

 

А нынче все умы в тумане…

А.С. Пушкин “Евгений Онегин”

 

Теперь перейдём к серьёзным вопросам Б.Нигматулина, которые выдают его неподдельный интерес  к освещаемой им теме. Не обладая феноменальной всепроникновенностью и всеядностью моего оппонента, для ответа на эти вопросы я считаю в ряде случаев необходимым привлечь ключевых специалистов.

Вопрос 1:Как разогревать и заполнять бак реактора жидким свинцом, а его заполнение требует непрерывной работы около 7 месяцев (!?)”  

Ответ на этот вопрос я попросил дать профессора П.Мартынова.

П.Мартынов: “Подготовка любого теплоносителя, в том числе воды и натрия, к загрузке в первый контур реакторной установки и сам процесс заполнения первого контура является важнейшей технологической операцией. Не составляет исключения и загрузка свинцового теплоносителя в первый контур реакторной установки БРЕСТ. Требуемые для этого регламент, а также процессы и оборудование предусмотрены в технологическом проекте БРЕСТ-ОД-300. Весь комплекс мероприятий включает выбор поставщика теплоносителя, контроль заказчика за качеством приготовления теплоносителя на заводе, требования по упаковке, хранению, транспортировке и подготовку к плавке и заполнению I контура. Для этого предусматривается проектирование специального оборудования, включающего емкости для плавки, насосы, системы контроля и доочистки теплоносителя, системы обогрева и т.д. При проектировании учитывается имеющийся богатый опыт заполнения реакторных транспортных установок, опыт, накопленный на экспериментальных стендах, а также опыт предприятий - производителей свинца.  Оптимальный вариант заполнения предполагает, что время его осуществления будет определяться не продолжительностью этапов разогрева свинца, его предварительной подготовкой (доочисткой) и заполнением теплоносителем 1-го контура, а необходимостью исключения термомеханических напряжений элементов 1-го контура, которые могут иметь место в случае недопустимо высокой скорости заполнения. В настоящее время с учетом текущей фазы проекта БРЕСТ-ОД-300 фактическая длительность процесса заполнения прогнозируется от 2,5 месяцев до 4,5 месяцев. Соответственно по мере завершения технического проекта эта оценка будет конкретизирована. Следует отметить, что планируемая длительность процесса заполнения первого контура БРЕСТ-ОД-300 теплоносителем является обычной в практике пуска реакторных установок и составляет незначительную часть от общего времени их создания и последующей эксплуатации.”

Вопрос 2:Как фабриковать регенерат с отсутствием разделения и контроля отдельного содержания изотопов урана и плутония в топливе?”

Ответ на этот вопрос я попросил дать известного специалиста по фабрикации ЯТ из головного института ВНИИНМ М.Скупова

М.Скупов: “Контроль за изотопным составом урана и плутония возможен и при отсутствии их разделения при переработке, например, масс-спектрометрическим методом. Вопрос, скорее, в том, как получить нужное количество плутония в смеси с требуемой точностью. Предполагается, что точное соотношение урана и плутония не требуется получать в соосажденной смеси на химической стадии. Дело в том, что уран-плутониевый рефабрикат доводится до нужной кондиции путем добавления обедненного урана, который в любом случае необходимо вводить для компенсации выгорания топлива. Таким образом, в процессе рефабрикации используются две фракции (уран-плутониевая смесь и обедненный уран) соотношение которых позволяет регулировать  содержание плутония в смеси.” 

Вопрос 3: Авторы говорят о возможном перекрытии проходного сечения ТВС окислами свинца, но не раскрывают последствия этого”.

Вот что об этом говорит П.Мартынов: “К сожалению, неизвестно, какие «авторы» говорят о возможном перекрытии проходного сечения ТВС окислами свинца, но не раскрывают последствий. Далее будем использовать общепринятую терминологию «оксиды свинца». Похоже, что эти «авторы» слышали звон, но не знают где он! Последствия перекрытия активной зоны оксидами и другими примесями раскрыты, хорошо известны и опубликованы. Достаточно напомнить о трагических аварийных событиях на первой атомной подводной лодке  (АПЛ) зак. 645 в 1968 г., где из-за шлаковой (в том числе оксидной), блокады активной зоны реактора произошло расплавление ТВЭЛ, попадание топлива в циркулирующий теплоноситель с соответствующими последствиями, в том числе с гибелью членов экипажа АПЛ. Аналогичные события в то же  время развивались и на наземном прототипе АПЛ – на установке 27ВТ/5. Только своевременное снижение мощности реактора позволило избежать аварийной ситуации.

За весь последующий период с 1968 года по настоящее время произошли кардинальные изменения в культуре обращения с тяжелыми теплоносителями и в понимании механизма физико-химических процессов, происходящих в циркуляционном жидкометаллическом контуре при длительной эксплуатации. Были выявлены причины аварийных ситуаций на первых этапах освоения тяжелого теплоносителя и обоснован комплекс методов и средств по исключению подобных аварий. В настоящее время в России создана признанная в мире технология тяжелых теплоносителей, которая включает методы и средства очистки теплоносителя и поверхностей циркуляционного контура (в том числе поверхностей ТВС), контроль и регулирование содержания примесей в теплоносителе, обеспечение противокоррозионной защиты сталей, исходную подготовку теплоносителя,  регламент обращения с теплоносителем при ремонтах и перегрузках,  подготовку теплоносителя к повторному использованию и ряд других процессов и систем. Следует отметить, что в результате использования методов и средств технологии теплоносителя после 1968 года ни на одной из  АПЛ со свинцово-висмутовым теплоносителем уже не наблюдалось негативных ситуаций происшедших ранее на зак.645, где методы и средства по технологии теплоносителя  отсутствовали. Более того, метод водородной очистки теплоносителя и поверхностей контура  от оксидов свинца был позднее успешно применен и на АПЛ зак.645 для ликвидации последствий аварий. Для полного исключения перекрытий проходных сечений ТВС оксидами свинца в проекте БРЕСТА-ОД-300 предусмотрены:

- система тщательной очистки исходного свинца на заводе изготовителе и непосредственно в процессе загрузки свинца в первый контур реакторной установки;

- сведение к минимуму, вплоть до полного исключения возможности попадания  воздуха в первый контур реакторной установки на всех этапах эксплуатации;

- специальные твердофазные дозаторы растворенного кислорода для формирования защитных покрытий на сталях с исключением образования избыточных оксидов свинца на теплообменных поверхностях реакторной установки;

- ранний мониторинг признаков попадания воздуха в первый контур для своевременного выявления причин и их устранения;

- эффективную систему водородной очистки теплоносителя и поверхностей контура от оксидов свинца  при наличии признаков их образования;

- выбор водно-химичекого режима второго контура  (безкислородный) для исключения образования оксидов свинца при вероятном наличии микротечи парогенератора;

-  систему фильтрации теплоносителя и газового контура для удаления примесей и аэрозолей, неудаляемых водородной регенерацией;

- перегрузочное и ремонтное оборудование, исключающее попадание воздуха в теплоноситель, а следовательно, исключающая образование избыточной фазы оксидов свинца при ремонтах и перегрузках.

Вопрос 4:Авторами не рассмотрен, случай эффективности аварийного расхолаживания реактора, когда еще отключаются насосы. И вообще не рассмотрены все аварийные ситуации при отключении насосов”.

На это вопросительное утверждение отвечает главный конструктор проекта “БРЕСТ-ОД-300” В.Лемехов.

В.Лемехов: На этапе разработки проекта обосновываются все принимаемые технические решения, для обсуждения в научной среде периодически печатаются статьи и делаются доклады на научно-технических конференциях. Одни из последних материалов для актуальной конструкции РУ можно увидеть в журнале "Атомная энергия" т. 113., вып. 1, июль 2012. Также конструктивные особенности и параметры РУ были доложены на "Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», проходившей в Москве, 27 - 29 ноября 2012 г. и на которой БН-2012 лично присутствовал. Результаты расчётов переходного процесса с исходным событием "полное обесточивание" показывают, что при выбранной конструкции реакторного блока (большая теплоёмкость, высокий уровень естественной циркуляции) и конфигурации системы аварийного расхолаживания не происходит превышение пределов безопасной эксплуатации элементов РУ.”

Вопрос 5:Авторы необоснованно утверждают, что

1.     радиационное распухание составит 1% на 1% выгорания топлива,

2.     воздействие топлива на оболочку твэлов к концу кампании избыточным газовым давлением будет менее 2МПа”  

Мы безуспешно пытались найти авторов необоснованных утверждений и поэтому попросили ответить на этот вопрос известного специалиста по топливу для БР Л.Забудько.

Л.Забудько: “Действительно в НИКИЭТ были ранее использованы такие данные применительно к твэлу со свинцовым подслоем, в котором максимальная температура топлива не превышает 900-1000 0С. Согласно экспериментальным данным, для столь низких температур газовыделение из нитрида  около 10%. Для рассматриваемого сейчас твэла с гелиевым подслоем температура выше, соответственно, и скорость распухания нитрида и газовыделение будут выше. На основе имеющихся зарубежных и отечественных данных по распуханию и газовыделению из нитрида в ФЭИ разработана модель расчета распухания нитридного топлива, согласно которой скорость распухания топлива зависит от температуры топлива, количества газообразных продуктов деления в топливной матрице, плотности таблетки, контактного давления между топливом и оболочкой. Данная модель реализована как один из модулей  расчетного коде “ДРАКОН”, который разработан для расчета  температур и напряженно-деформированного состояния твэла с нитридом. Код “ДРАКОН” используется сейчас для проведения расчетного обоснования экспериментальных твэлов с нитридом реактора БН-600.”

На следующие три вопроса мы также попросили ответить Л. Забудько.

Вопрос 6: Специалисты утверждают, что у нитрида очень невысокий температурный порог по работоспособности”.

Л.Забудько: “У нитрида есть известная проблема диссоциации - для UPuN это испарение U и Pu (с большей скоростью) при температурах менее температуры плавления. Нами был проведен обзор, который показал, что значительное количество литературных  данных свидетельствует о термохимической стабильности UPuN вплоть до температур 2200-2400 К. Следы испарения Pu  были обнаружены в твэлах с UPuN, облученных в реакторе ФЕНИКС. По оценкам французов, там максимальняа температура превысила 1800 – 1900 0С.  В рамках проекта “ПЛОТНОЕ ТОПЛИВО”, который является частью проекта “ПРОРЫВ” запланированы дореакторные и реакторные эксперименты по исследованию этого явления.”

Вопрос 7: Специалисты утверждают, что если твэл зальется свинцом, то получится массоперенос продуктов деления внутри твэла и газовые пузыри, от которых будут локальные пережоги оболочек с внутренней стороны”

Л.Забудько: “Имеется американский опыт с нитридными твэлами с натриевым подслоем.  Одной из наиболее вероятных причин разгерметизации твэлов называлось растрескивание топлива, перемещение его фрагментов и локальное нагружение оболочки. Только в случае применения специальных “чехлов” на таблетках, не допускающих перемещения топливных фрагментов, оболочки сохраняли целостность. О проблеме пузырей не говорилось. Для свинцового (или натриевого) подслоя температура низкая, газовыделение не более 10%, пузыри маловероятны. Хотя, конечно, дополнительные исследования не помешают. В реакторе БОР-60 облучены две экспериментальные сборки, содержащие твэлы со свинцовым подслоем и топливом UPuN до максимального выгорания   5% т.ат. Необходимо продолжить анализ  результатов этого опыта. ГЛАВНОЕ – основной вариант твэла БРЕСТ это вариант  с гелиевым подслоем, так что острота вопроса не та. Есть время, чтобы разобраться, если в дальнейшем будет решение о свинцовом подслое.”

 Вопрос 8: Специалисты утверждают, что в любой ситуации с превышением температурного порога работоспособности этого топлива его "разорвет" внутренним давлением накопленных газообразных продуктов деления.”.

Л.Забудько: Более чем 100% газовыделения ГПД не будет (при диссоциации не появляется дополнительного количества),  так что это все можно при необходимости предусмотреть конструкцией твэла (выбор соответствующей величины газовой полости,  соотношение диаметра оболочки и толщины ее стенки). Конструкция оксидного твэла также сделана для 100%-ого газовыделения.

Вопрос 9:Азот через неплотности твэла может попасть в свинец, тогда образуется азид свинца, применяемый в военной промышленности, как взрывчатое вещество”.

Ну, на этот вопрос, профессор, Вы могли бы и сами найти ответ в интернете. Понимаю Ваше недоверие к нему, и поэтому отвечаю: азот со свинцом не реагирует. Для образования азида свинца Pb(N3)2 требуются специальные химические условия и реактивы, которые в свинцовом теплоносителе отсутствуют. Кстати азид свинца достаточно дорог. Так что у Вас есть шанс запатентовать его дешёвое получение в БРЕСТе.

Вопрос 10:  “При переходе на докритическое давление возможен переход в режим закризисного теплообмена, причем точка перехода «плавает» по длине канала, существенно снижая ресурс парогенерирующих трубок”.

На этот  вопрос отвечает  профессор А.Сорокин.

А.Сорокин: “Ресурс парогенерирующих трубок РУ БРЕСТ-ОД-300 в значительной степени определяется их параметрами и режимом их работы. Прежде всего следует отметить, что температура парогенерирующей трубки ПГ БРЕСТ-ОД-300 не превышает 540 °С, перепад на стенке не более 80-100 °С, при толщине стенки 3 мм (толстостенные трубки) уровень напряжений намного ниже допустимого Температурный режим трубок определяется условиями теплообмена – величиной участков интенсивного теплообмена  при кипении воды, перехода в кризис теплообмена, закризисного теплообмена. Для витых труб ПГ БРЕСТ наблюдается задержка кризиса теплообмена (центробежный эффект) по сравнению с прямоточными парогенераторами, не наблюдается пленочного кипения, поскольку происходит сдув пленки теплоносителя с поверхности трубок. Проведенные в последнее время в ГНЦ РФ-ФЭИ экспериментальные исследования на стенде СПРУТ на модели ПГ РУ БРЕСТ, обогреваемой свинцом при расходе воды 100%, 80% и 120% от номинального значения показали, что при работе на докритическом давлении (около 18 МПа) температура пара на выходе из модели была 503-509 °С. Во всем диапазоне расходов не обнаружено пульсаций расхода на входе в модель. Исследования продолжаются. Основанием для обоснования длительного ресурса ПГ РУ БРЕСТ является его сопоставление с ПГ РУ БН-600. Имеется 30-летний опыт безаварийной работы ПГ БН-600. В сравнении с парогенератором РУ БН-600 параметры ПГ БРЕСТ-ОД-300 менее напряженные (массовая скорость пароводяного потока 400 кг/м2×с для ПГ БРЕСТ-ОД-300 по сравнению с 700 кг/м2×с для ПГ РУ БН-600), что обуславливает существенно более высокое хкр для параметров ПГ БРЕСТ-ОД-300.”

Вопрос 11:Как вынимать прохудившиеся парогенераторы и как их очищать от свинца и наведенной активности? Похоже, парогенераторы ремонтонепригодны.”

В.Лемехов: В случае разгерметизации трубчатки ПГ разгерметизированную трубку глушат, не извлекая модуль. В случае необходимости извлечение модуля ПГ производится в контейнере, отмывают от свинца в камере разогрева и отмывки и транспортируют к месту ремонта или утилизации. Наведённая активность в ПГ отсутствует, так как он расположен достаточно далека от активной зоны.

Вопрос 12: Проблема отмывки парогенератора. Существующие технологии работают при температурах немногим более 100 градусов. Как отмывать при рабочих температурах свинца 400-500°?”

В.Лемехов: Планируемые к использованию конструкционные материалы контура и водно-химический режим должны обеспечить минимальные отложения на поверхностях теплообмена.  Имеется опыт ведения нейтрального бескоррекционного ВХР (на ТЭЦ) с минимальной скоростью роста отложений, при котором отмывка не требуется 7-10 лет. Поэтому процедура отмывок не будет частой. Для проведения высокотемпературных отмывок рассматриваются несколько вариантов, наиболее перспективной в настоящее время считаем паро-газовую отмывку с добавлением комплексонов.

Вопрос 13: Требуется полномасштабная расчетная модель этого реактора для обоснования его физики. Пока в ряде случаев наблюдается расхождение между расчетными и очень ограниченными экспериментальными данными до 30% и более”.

За ответом на этот вопрос я обратился к профессору Ю.Хомякову.

Ю.Хомяков: Нейтронно-физические расчеты БРЕСТ-ОД-300 проводятся при полном описании активной зоны, включая внутриреакторное хранилище ТВС, с детальным гетерогенным описанием ее элементов (потвэльное описание ТВС, поэлементное описание органов СУЗ и других сборок). Прецизионные расчеты проводятся методом Монте-Карло с минимальными методическими погрешностями с точностью, определяемой практически только нейтронными данными. Трудно понять о каких расхождениях с экспериментом и о каких параметрах идет речь. Можно отметить следующее. Что касается физики активной зоны, то расчетные данные в течение ряда  лет подкрепляются экспериментальным моделированием на критических стендах БФС ГНЦ РФ-ФЭИ. Уже проведены исследования на пяти специально созданных критических конфигурациях (сборках) на стендах БФС-1 и БФС-2. Таким образом, уже накоплена база экспериментальных данных по нейтронно-физическим экспериментам с тяжелым теплоносителем, которая не попадает под определение «очень ограниченная». Кроме того, окончательный проектный вариант также будет промоделирован на БФС. В первых экспериментах (более 10 лет назад) отмечались  расхождения с расчетом по сравнению с реакторами БН, однако, и тогда, насколько мне известно, по базовым характеристикам не доходили до 30%. В настоящее время при использовании современной системы констант БНАБ-93 и современных кодов серьезных расхождений, которые вызывали бы повышенное внимание, с экспериментом не наблюдается: до ~0.3%Dk/k в критичности, до ~5% в спектральных характеристиках,  до ~5% в распределении энерговыделения, до ~10-15% в эффективности РО СУЗ. Уровень расхождений порядка 30% можно ожидать только для расчетных функционалов в периферийных областях реакторной установки, области радиационной защиты, где такие расхождения являются вполне приемлемыми.”

Вопрос 14: На данном этапе разработки проекта не приведены убедительные обоснования для исключения из анализов безопасности запроектных аварий, учитывая

·        наличие в  реакторе парогенератора, размещенного непосредственно в теплоносителе первого контура, с высоким уровнем давления и возможность множественного разрыва теплообменных труб, а также

·        возможность превышения допустимых температур в реакторе при наложении ряда отказов с учетом внешних воздействий, что может привести к расплавлению активной зоны,  образованию  критических масс, накоплению водорода, выходу активности за пределы АЭС.

Ответ на этот комплексный вопрос и следующий вопрос я попросил дать научного руководителя проекта “БРЕСТ ОД-300” А.Моисеева.

А.Моисеев: При эксплуатации реактора БН-350 происходили аварийные ситуации с разрывом трубки парогенератора. И последующее множественное разрушение соседних трубок было связано именно с активным химическим взаимодействием натрия и воды, ростом температуры в месте реакции и "прожигании" соседних трубок. В свинцовом реакторе воздействия, оказываемые на трубки парогенератора при разрыве одной из них, могут быть только механическими. Предварительные оценки показывают, что при разрыве трубки парогенератора множественного разрыва теплообменных труб не происходит. В программе НИОКР предусмотрено создание демонстрационной установки для моделирования разрыва трубок в среде свинцового теплоносителя в обоснование отсутствия зависимого отказа. Для ограничения течи через негерметичные трубы ПГ предусматриваются быстродействующие паросбросные устройства на выходе ПГ, срабатывающие после отсечения ПГ по воде и пару. При этом физико-химические свойства свинцового теплоносителя и системы технологии теплоносителя исключают накопление водорода при течях парогенератора. Что касается плавления а.з., то проведенный анализ безопасности показывает, что даже при наиболее тяжелых исходных событиях, связанных с вводом полного запаса реактивности (UTOP) и полным обесточиванием всех систем РУ (ULOF), расплавления топлива и вскипания теплоносителя не происходит. ”

Вопрос 15:Для Бреста отказ ПВД может привести к замерзанию свинца”.

В.Лемехов: Конструктивно предусмотрены системы, исключающие заброс в ПГ воды с температурой меньше 340 °C. После ПВД стоит СППВ (смешивающий подогреватель питательной воды), в случае отказа ПВД мгновенно "холодная" вода не пойдёт в ПГ, соответственно есть резерв времени для отключения ПГ и переход в режим нормального расхолаживания. Для защиты ПГ от замораживания свинца предусмотрены также отсечные клапаны питательной воды на входе ПГ и отсечные паровые задвижки на выходе ПГ, нормальное и аварийное расхолаживание осуществляется не через ПГ.

Вопрос 16: “На выходе из реактора смешиваются два потока свинца – горячего из зоны и холодного из байпаса. Возникает термическая стратификация в выходном трубопроводе, приводящая к термическим напряжениям”.

А.Сорокин: “ Хорошо известно, что наличие существенных пространственных неоднородностей температуры в элементах первого контура быстрого реактора (верхней камере, полостях слива теплоносителя из ПТО, напорной камере, по объёму элеваторной выгородки, по высоте охлаждения корпуса и т.д.) приводит к устойчивой температурной стратификации с формированием рециркуляционных и застойных образований в теплоносителе с большими градиентами и пульсациями температуры на границах раздела. Так, для всех реакторов типа БН течение в верхней (горячей) камере является стратифицированным. Имеет место расслоение жидкометаллического теплоносителя – зоны горячего и холодного теплоносителя с разностью температур до 100 °С и пульсациями температуры на границе раздела зон до 70 °С. Тем не менее, опыт эксплуатации БР и расчётное обоснование показывают, что этот эффект не оказывает воздействия, приводящего к нарушению работы элементов конструкции быстрых реакторов. В рамках проекта «Прорыв» намечено проведение экспериментальных и расчетных исследований, развитие моделирования этих эффектов.”

Вопрос 17: “Уровень проработки уран-плутониевого топливного цикла сегодня  не позволяет с уверенностью говорить о возможности его замыкания”.

Для того, чтобы ответить на это утверждение, необходимо понять, что это такое – замыкание уран-плутониевого топливного цикла. Для этого нам понадобится ряд определений.

Открытый ЯТЦ – ЯТЦ, в котором основной подпиткой а.з. делящимися нуклидами являются нуклиды обогащённого урана, а дополнительной (в МОХ-топливе ТР) – делящиеся нуклиды, извлекаемые из его ОЯТ. Этот цикл называется открытым именно потому, что он  открыт для обогащённого урана, внешнего по отношению к данному циклу. По характеру обращения с ОЯТ открытый ЯТЦ подразделяется на незамкнутый, квазизамкнутый и замкнутый:

· Незамкнутый открытый ЯТЦ – открытый ЯТЦ, в котором ОЯТ является РАО и подлежит окончательному удалению

· Квазизамкнутый открытый ЯТЦ – открытый ЯТЦ, в котором из ОЯТ извлекаются делящиеся и воспроизводящие нуклиды для производства ЯТ, а МА и ПД подлежат окончательному удалению

· Замкнутый открытый ЯТЦ – открытый ЯТЦ, в котором из ОЯТ извлекаются делящиеся и воспроизводящие нуклиды для производства ЯТ, МА – для “дожигания”(трансмутации) в ЯР (либо в составе ЯТ, либо в нейтральных матрицах), а окончательному удалению подлежат только ПД.

Закрытый ЯТЦ – ЯТЦ, в котором подпиткой а.з. делящимися нуклидами являются только нуклиды, извлекаемые из его ОЯТ. Этот цикл называется закрытым именно потому, что он  закрыт для делящихся нуклидов, внешних по отношению к данному циклу. По характеру обращения с МА закрытый ЯТЦ подразделяется на квазизамкнутый и замкнутый:

·        Квазизамкнутый закрытый ЯТЦ – закрытый ЯТЦ, в котором МА подлежат окончательному удалению

·        Замкнутый закрытый ЯТЦ – закрытый ЯТЦ, в котором МА подлежат “пережиганию” (трансмутации) в ЯР (либо в составе ЯТ, либо в нейтральных матрицах). Этот цикл называется замкнутым именно потому, что он замкнут по всем нуклидам, кроме ПД.

Практическая эволюция ЯТЦ идёт в направлении от незамкнутого открытого ЯТЦ  к замкнутому закрытому ЯТЦ, т.е. в направлении от захоронения ОЯТ к захоронению ПД. Говоря же о замкнутом ЯТЦ, имеют ввиду цикл, в котором захоронению подлежат только ПД, а МА “пережигаются” (трансмутируются) в ЯР (либо в составе ЯТ, либо в нейтральных матрицах). Возможен ли такой цикл – спрашивает Б. Нигматулин. Никаких принципиальных ограничений с точки зрения физики ядерных реакторов на существование такого цикла нет. Есть технологические особенности фабрикации “грязного” топлива - ЯТ с МА - по сравнению с фабрикацией “чистого” топлива - ЯТ без МА. И, в первую очередь, высокая активность ЯТ с МА. Очевидно, здесь понадобится роботизированная фабрикация ЯТ. И работы в направлении создания технологических элементов таких производств ведутся и в России и за рубежом.  

Вопрос 18:Радиохимики пока не знают, как фабриковать «фонящий» реакторный плутоний”.

На это утверждение я попросил ответить профессора В.Каграманяна.

В.Каграманян: “Ну, во-первых, радиохимики только перерабатывают отработавшее топливо, например, для выделения реакторного плутония. При фабрикации же смешанного уран плутониевого топлива радиационная обстановка («фон») зависит в определенной степени от изотопного состава плутония, но главным образом от процентного содержания в топливе младших актинидов. Что касается уран-плутониевого топлива, то во Франции налажено коммерческое производство в перчаточных камерах смешанного оксидного уран-плутониевого (МОКС) топлива для тепловых реакторов. На опытно-промышленном уровне производство смешанного уран-плутониевого топлива было реализовано также и для быстрых натриевых реакторов Феникс и Супер-Феникс. В нашей стране имеется экспериментальный опыт по производству и облучению смешанного уран-плутониевого топлива в реакторе БН-600. Реально проблема высокого «фона» и необходимость дистанционного изготовления смешанного уран-плутониевого топлива возникает в случае многократного рецикла младших актинидов: америция и кюрия вместе с плутонием. В настоящее время во многих странах и у нас ведутся расчетные и экспериментальные исследования по оптимизации рецикла и способов обращения с каждым из этих нуклидов.”

Вопрос 19:  Эффективность СУЗов не доказана, также и по системе аварийного расхолаживания реактора. Принятая квадратная решетка твэлов недоисследована. Коррозионные и прочностные исследования даже на моделях не закончены”.

В.Лемехов: В проекте 2002 г. предполагалось размещать рабочие органы СУЗ на периферии активной зоны, управление реактивностью осуществлялось бы изменением утечки нейтронов из активной зоны. Тогда действительно стоял вопрос о достаточности эффективности РО СУЗ. В разрабатываемом сегодня техническом проекте РО СУЗ размещаются по центру активной зоны, и предположения о недостаточной эффективности РО СУЗ потеряли свою актуальность. Для экспериментального обоснования нейтронно-физических характеристик (помимо расчётного) запланировано моделирование активной зоны БРЕСТ-ОД-300 на стенде БФС. Вопрос выбора типа решётки окончательно не решён и активно выполняется большой комплекс исследований ТВС с различной упаковкой твэлов. Макеты оболочек твэлов, кассет, топливосодержащие макеты твэлов, проходят либо готовятся к испытаниям для обоснования коррозионной стойкости, длительной прочности, вибропрочности, коррозии под облучением и прочим необходимым для лицензирования испытаниям.

Вопрос 20: Проблема разрыва трубок парогенератора в тяжелой несжимаемой жидкости с температурой свинца выше критической температуры для воды (обратный паровой взрыв). Проблемой в полной постановке никто не занимается ”

В.Лемехов: “В разработке и обосновании парогенератора и процессов, происходящих при нарушении нормальной эксплуатации участвует достаточно компетентных организаций разного профиля, которые анализируют эту проблему в полной постановке. Начиная с 1990 года велись маломасштабные эксперименты с разрывом трубок. В настоящее время создан и ещё создаётся ряд рабочих участков для определения параметров процессов, проходящих при разгерметизации трубок. Измеряются как механические эффекты от разрыва, так и теплогидравлические параметры сред. На базе этих экспериментов будут верифицированы расчётные программные средства.”

Вопрос 21:   В ТЗ на проект “ПРОРЫВ” упоминается проблема кавитации в ГЦН. А это значит, что в отраженных ударных волнах или при вихревом течении возможно взрывное вскипание свинца”.

В.Лемехов: Первые представительные эксперименты по кавитации окончены в 2011 году, результат: паровой кавитации в предполагаемом диапазоне работы ГЦН нет. В 2013 году предусмотрены дальнейшие эксперименты на среднемасштабных макетах проточных частей. Эксперименты по кавитации нацелены на верификацию расчётных зависимостей и повышение ресурса проточных частей ГЦН.”

Вопрос 22:Вопрос достижения заявленных кпд и КИУМ также остается открытым”.

Ну, скажем, для опытно-демонстрационной установки это не самые главные показатели. Тем не менее, у нас нет оснований сомневаться в том, что заявленные кпд и КИУМ будут достигнуты.

Особое место занимает следующий вопрос. В нём профессор пытается дать своё видение будущего атомной энергетики, что на всё отрицающем фоне всех его предыдущих заявлений придаёт интригующий характер всему опусу “Свинец всему делу венец”.

Вопрос 23: Если будет развиваться атомная энергетика на быстрых реакторах с замкнутым топливным циклом, ХОТЯ ЭТО ДАЛЕКО НЕ ОЧЕВИДНО, то она будет базироваться на водяном теплоносителе-рабочем теле, и параметры пара перейдут из докритической области (ВВЭР или ВК) в сверхкритическую (БР), и при этом энергоблок будет одноконтурным. Это диктуется всей логикой развития мировой теплоэнергетики.”

Прокомментировать такое сильное заявление я попросил лауреата Ленинской и Государственной премий, профессора В.Орлова.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4260