Novovoronezh.ru Нововоронеж Интерактивный

  Главная   Новости   Форум   Знакомства   Галерея   Мини чат   Правила сайта   Обратная связь
Rambler's Top100

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )

2 страниц V   1 2 >  
Ответить в данную темуНачать новую тему
> Реакторы, Виды, типы, информация, новости
Flame
сообщение 26.9.2007, 9:18
Сообщение #1


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Японская компания Mitsubishi разрабатывает быстрый реактор-бридер следующего поколения


Японское правительство выбрало компанию Mitsubishi Heavy Industries (MHI) для разработки нового поколения быстрых реакторов-бридеров, поддержав инициативу японского Агентства по атомной энергетике (JAEA).

Правительственные органы власти, включая Министерство образования, культуры, спорта науки и технологий, Федерацию энергетических компаний Японии и JAEA, решили сконцентрировать все вопросы по разработке быстрого реактора FBR в одной компании, способной разработать такой реактор и обладающей реальными достижениями в этой области.

В отличие от большинства используемых сегодня ядерных реакторов, реакторы FBR способны максимально использовать урановое топливо, поскольку они производят больше топлива, чем потребляют. Такие реакторы используют МОХ-топливо, в котором содержится плутоний, извлеченный из отработавшего топлива традиционных тепловых реакторов. Рециклирование плутония из отработавшего топлива потенциально может обеспечить стабильное энергоснабжение на долгосрочный период.

Японское правительство рассматривает реактор FBR в качестве главного ядерного реактора 21 века, который заменит легководные тепловые реакторы. Разработки в области быстрых реакторов в Японии ведутся на высоком уровне. В 1977 года в Японии был введен в эксплуатацию первый прототип быстрого реактора Joyo, за ним последовал прототип реактора FBR - реактор Monju , который начал работать в 1994 году. Однако в 1995 году он был остановлен в связи с произошедшей утечкой натрия. Ожидается, что реактор Monju возобновит работу в 2008 году.

Компания MHI активно участвует в разработке реактора FBR с 1960-х годов. К марту 2008 года компания планирует учредить новое подразделение для организации инженерной деятельности и проведения разработок в преддверии строительства демонстрационного реактора FBR в 2025 году и введения в эксплуатацию коммерческого реактора в 2050 году.

Правительство выделило на разработку реактора нового поколения 13 миллиардов иен (109 миллионов долларов).
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 26.9.2007, 9:24
Сообщение #2


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Юрий Казанский: реактор БН-800 - это вопрос лидерства России


Юрий Алексеевич Казанский, профессор, доктор физ.-мат. наук, заслуженный деятель науки и техники РФ.

Юрий Алексеевич, в новой ФЦП, принятой в России, говорится о реакторе БН-800, который собираются пустить в 2012 году. А ведь Вы пускали БН-600. Вы не напомните, когда это было?

Прекрасно помню - в 1980 году, весной.

То есть, 26 лет назад…

Да, 26 лет назад. В прошлом году отмечался 25-летний юбилей успешной работы этого реактора.

А как Вы думаете, почему такой огромный перерыв возник в программе быстрых реакторов?


В начальный период главной причиной было сопротивление строительству этого реактора так называемого "зелёного движения". По этой причине был создана беспрецедентная (и по составу и по количеству) комиссия для критического рассмотрения проекта, главным образом, в экологических аспектах.

Я был в комиссии, которая рассматривала готовность проекта БН-800, в смысле его проверки на экологическую приемлемость. Это была очень мощная комиссия, её создавали Академия наук и многие другие организации. Я входил в эту комиссию, мы ездили и на Белоярку, и на "Маяк".

Можно сказать, что уже в 90-ые годы на площадке Белоярки начинались работы. Были построены здания для монтажа оборудования, была проложена железная дорога, и так далее. Ещё большие работы были сделаны на "Маяке" под Челябинском.

Говоря о "Маяке", Вы что имеете в виду?

Там тоже должен был строиться блок БН-800. Между прочим, на Белоярке блок с БН-800 отставал от челябинского. Но на "Маяке" начались проблемы.

Обоснование того, что БН-800 должен быть построен на "Маяке", связывали с безопасностью местных озёр. Там очень загрязнённая система озёр, в том числе, озеро Карачай. Этот реактор должен был создать рабочие места, энергетическую подпитку - но самое главное, он должен был реагировать каким-то образом на уровень озёр.

Знаете, с чем была связана вторая авария на Карачае (ветровой разнос 1967 года)? Первая авария там хорошо известна и описана - это авария 1957 года, взрыв одной из ёмкостей с высокорадиоактивными отходами, который дал громадный выброс. А вот ветровой разнос был не таким сильным. Была очень жаркая весна, отошла вода, были сильные ветра, и началось рассеяние высохших радиоактивных отложений… На озере Карачай сейчас ведётся постоянная работа по его, по сути дела, засыпке.

Так вот, я что хочу сказать - несмотря на все эти экологические проблемы, в 90-ых годах было ясно, что проект БН-800 был очень хорошо проанализирован со всех точек зрения. Но была ещё и тривиальная причина - денег не было на стройку.

В последние годы было принято решение, что БН-800 будет строиться на Белоярке. Пошло финансирование. Конечно, пока это крохи по сравнению с требуемыми суммами.

Не забывайте, что у реактора БН-800 есть много противников. Их лейтмотив заключается в том, что нет нужды строить этот реактор, ведь он уже устарел. Действительно, он проектируется уже более четверти века. Все технические решения, которые в нём заложены, всегда можно формально назвать старыми. Но я не знаю, есть ли новые и более эффективные решения по сравнению с теми, что используются в БН-800?

У противников есть и второй аргумент, и я бы здесь выступил почти так же, как и они. Мы говорим, что нам нужно развивать атомную энергетику. Но нужно ли именно сегодня делать реакторы на быстрых нейтронах? Я думаю, что почти все скажут, что нет. Сегодня это не нужно. Почему? Потому что у нас много урана, нам его не жалко, мы можем складировать его на отложенный спрос.

Но при этом, мы будем отставать и упускать свои позиции лидеров. Раньше мы их делили с французами… Точнее говоря, сначала были американцы, потом мы стали делить лидерство с французами, а сейчас в направлении быстрых реакторах осталась только наша Россия. Единственный энергетический реактор, реально работающий на протяжении 26 лет - это БН-600 в России. Причём это реактор по своим показателям признаётся одним из лучших реакторов - не только среди быстрых, а вообще среди всех энергетических реакторов.

Кроме того, в России рассматривается реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.

Точности ради, французы пустили не так давно свой "Феникс"…

У них ведь была более дорогая штука - "Суперфеникс". Конечно, решение о его закрытии - это дело самих французов, но я просто не понимаю, с чем это было связано. Если это только из-за той аварии, что была у французов - ну подумаешь, у нас на БН сначала даже парогенераторы летели. Но ведь мы, в конце концов, всё поправили!

А почему именно БН-800? Откуда взялась такая цифра?

Я думаю, вот откуда. После реактора БН-600 сначала был проект реактора БН-1600. Но после пуска БН-600 возник своего рода ажиотаж. Тогда приняли решение построить ещё два быстрых реактора на Урале. Зачем? Несмотря на то, что в 80-ые годы они вряд ли были бы экономически целесообразны, но они давали возможность построить реакторы со смешанным топливом и реализовать в крупном масштабе замкнутый топливный цикл. Реактор, следующий после БН-600, уже планировался со смешанным топливом.

Введение смешанного топлива потребовало пересмотреть проект. По ходу дела оказалось, что можно получить мощность не 600, а 800 МВт(эл.).

По поводу смешанного топлива, какие там проблемы возникали?

Первая неприятность заключалась в том, что загрузка свежего топлива у нас проводилась недистанционно. То есть, приходит машина с топливом, и вы можете его спокойно загружать - в случае урана, но не плутония!

На БН-600 есть специальные устройства - барабаны свежих пакетов. Они должны быть разогреты, нельзя ведь холодную кассету опустить в горячий натрий при перегрузке. Иными словами, там есть определённая технология перегрузок, и на неё накладывалось то, что для смешанного топлива она должна была быть реализованной дистанционно. Это был принципиальный момент.

Вторая и, может быть, главная неприятность плутониевого топлива связана с тем, что допустимый процент разгерметизированных твэлов должен быть сильно уменьшен. Плутоний более токсичен, более агрессивен, чем уран.

Требования к оболочкам более жёсткие становятся?

Да. Третья вещь, то же очень важная - обработка выгоревших сборок усложняется. Там тоже очень непростая технология обращения, есть специальные барабаны отработанных пакетов. Среди прочего, кассета идёт на обмывку. Представляете, как натрий вымыть водой? Этого просто нельзя делать!

А чем же его вымывают?

О, моют очень интересной и известной жидкостью!

Почему процесс обмывки может быть довольно опасным? Если вы будете мыть обычной водой, то у вас просто будут взрывы, и разрушатся твэлы. Поэтому приходится делать добавки в воду, чтобы весь процесс становился бы более мягким…. Короче говоря, технологию обращения с отработавшими сборками также нужно было пересмотреть при переходе на смешанное топливо.

Что касается физики самого реактора, сами понимаете, что большой разницы между урановой и плутониевой зонами нет. Хотя, при переходе на смешанное топливо заметно изменится доля запаздывающих нейтронов.

То есть, все стержни СУЗ надо менять?

Да, тут разные будут требования к СУЗ. Конечно, пересмотр должен быть. Кроме того, у БН-800 зона увеличилась, и были внесены некоторые другие изменения.

А вот такой вопрос сейчас начинает обсуждаться, в Европе, в Норвегии - ториевые реакторы. Не уран-плутониевые, а ториевые. Скажите, в Советском Союзе рассматривался ториевый цикл?

Я думаю, что делалось очень много расчётов ториевых реакторов, но я не думаю, что такие установки разрабатывались столь же глубоко и серьёзно, как реакторы ВВЭР иди БН. Я не думаю, что знаменитый ВНИИНМ имени А.А.Бочвара столько внимания уделял торию, сколько было уделено урану и плутонию.

А почему?

А я сейчас скажу, почему. Давайте так - вся наша энергетика родилась на военном комплексе. На чём военный комплекс был основан? Обогащение и реакторы-накопители. Там тория не было. Все технологии были построены вокруг урана и плутония. Для них всё было готово, вот мы их и реализуем.

Если бы торий имел колоссальные преимущества в энергетике по сравнению с ураном или плутонием, то тогда, конечно бы, за него взялись. А так - не "приспичило", уран есть, поэтому торий не очень интересен.

Недавно у нас выступал представитель ИАЭ имени И.В.Курчатова, который рассматривал радиотоксичность масштабной атомной энергетики для трёхзвенной системы - реакторы тепловые, быстрые и выжигатели с жидким топливом. Он рассмотрел для неё урановый, уран-плутониевый и ториевый циклы. Он пришёл к выводу, что с точки зрения радиотоксичности все циклы примерно одинаковы.

Честно говоря, меня этот вывод удивил. В своё время, основной лозунг сторонников тория был таков - у тория нет плутония, нет нептуния и америция, то есть, нет этой ужасной цепочки распадов. Но зато у него есть уран-232, который имеет очень неприятный период полураспада, поэтому он очень активный, и так далее.

В своё время, 20 или даже 30 лет назад, говорили так - когда экономика позволит, надо обязательно переходить на торий. Но вот такая работа, о которой я только что упомянул, это далеко не первое исследование, показывающее, что громадного преимущества у тория нет.

Последний вопрос, буквально в двух словах. Что Вы думаете о свинцовых реакторах?

Это не минутный разговор, конечно. Тут столкнулись, я бы сказал, амбиции…

То есть, свинцовые реакторы - это политика?

Нет, это амбиции, не политика. На самом деле, если рассмотреть быстрый реактор с теплоносителем из тяжелого металла, то у него видны многие преимущества. У него нет давления, и он не горит. У такого реактора более жёсткий спектр нейтронов. Это просто прелесть какая-то!

Но есть один хитрый вопрос. Если послушать одних учёных, то они говорят - проблем с технологией свинцовых теплоносителей нет. А другие специалисты, которые имели отношение к нашим военным технологиям, утверждают, что есть, и ещё какие!

Но можно вспомнить и то, как боялись в своё время натриевой технологии. Вы ещё молодые, вы просто не знаете, какие тогда были крики по поводу того, что всё сгорит и всё взорвётся! Да, тревоги были очень большие, но ведь у нас, у американцев, англичан, французов, японцев всё в итоге с натрием получилось. Набрали человеко-годы на различных сборках, реакторах малой мощности. Именно такой аварии, которой боялись - взрыва натрия с водой - всем удалось избежать. Поэтому и реактор с тяжёлым металлическим теплоносителем должен иметь право на экспериментальную опытную проверку в масштабе, сопоставимым с промышленным.

А мне самому, честно говоря, очень нравится идея, над которой много работали в России - это реактор-"самоед" с КВа>1. Загружаешь в него природный уран и систематически отгружаешь топливные сборки с накопившимся плутонием. Реактор сам себе производит ядерное топливо без всяких внешних заводов и предприятий ЯТЦ.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 26.9.2007, 9:37
Сообщение #3


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Владимир Каграманян: мне жалко французов


Владимир Семёнович Каграманян - к.т.н., помощник генерального директора ГНЦ ФЭИ по инновационным технологиям в атомной энергетике.

Главная задача - переход на 238U

Вы не могли бы прокомментировать ситуацию с ураном, которая складывается в России? Достаточно ли у нас урана для работы нашей атомной энергетики?

Вопрос о том, достаточно или недостаточно урана, поднимается с самого начала развития ядерной энергетики. Мне кажется, что постановка вопроса звучит неправильно. Моя точка зрения состоит в том, что уран будут продолжать находить, и природного урана хватит на долгое время. Главный вопрос заключается в том, можно ли существовать на технологии, использующей мизерную часть (менее 1%) добываемого природного урана.

Если мы посмотрим на ресурсы природного урана, то при нынешнем использовании мизерной доли природного урана, в основном его изотопа 235 , нам придётся сказать - запасы урана уступают запасам нефти, и их в десять раз меньше, чем природного газа. На такой технологии не имеет смысла продвигать ядерную энергетику, ведь развившись и исчерпав ресурсы урана, она, в отличие от энергетики на органическом топливе, после себя оставит проблему отработавшего топлива.

Я бы ответил так - природного урана много. Наши проблемы носят технологический характер, потому что сегодня мы используем только мизерную часть урановых запасов. Подавляющая часть добываемого природного урана в виде изотопа 238 сегодня накапливается в основном в отвалах обогатительных производств и частично в ОЯТ. На такой технологии атомная энергетика не может развиваться долго и масштабно с целью замещения органического топлива.

Вы считаете, что необходимо обязательно переходить на реакторы-бридеры?

Бридеры, быстрые реакторы - это всё технические термины. Нам необходимо перейти на другое сырьё, а именно, на 238U, начинать его интенсивное использование. Мы должны перейти на такие технологии, которые позволяют, в свою очередь, перейти на 238U. Если мы сможем приступить к масштабному использованию этого изотопа, тогда появится смысл в существовании ядерной энергетики, так как будет полностью закрыта ресурсная проблема. Переход на 238U требует замыкания топливного цикла, что может одновременно содействовать и решению проблемы отходов.

Я бы не говорил конкретно о бридерах или быстрых реакторах. Я бы ставил вопрос так - нам нужны технологии перевода ядерной энергетики с преимущественного использования ограниченных ресурсов 235U на преимущественное использование 238U , запасы которого колоссальны. Это технологии переработки ОЯТ и многократного рецикла извлекаемого из ОЯТ плутония вместе с ураном 238 в реакторах с КВ больше 1. Сегодня продемонстрировано, что такое КВ достигается в быстрых реакторах, охлаждаемых натрием.

Когда нужно начинать ввод быстрых реакторов?

Мне кажется, быстровики допускают идеологическую ошибку. Они часто говорят так - вот когда кончится 235U или цены на него резко возрастут, тогда и появится потребность в быстрых реакторах. В этих условиях открытие новых запасов природного урана или снижение темпов развития атомной энергетики автоматически отдаляет время ввода быстрых реакторов.

Однако сегодня на пути масштабного развития атомной энергетики острее стоит проблема роста количества отработавшего топлива и отсутствия продемонстрированных решений окончательного обращения с ними. Если вы заметили, то в мире основной акцент делают теперь именно на поисках решения проблемы ОЯТ. Пока такое решение не продемонстрировано и продолжается накопление ОЯТ, вообще рискованно развивать ядерную энергетику.

Длительное хранение ОЯТ приводит с одной стороны, к потери энергетического потенциала плутония (до 15%) из-за распада изотопа плутоний-241, а с другой стороны к возникновению новых экологических проблем из-за накопления высокорадиотоксичного 241Am - продукта распада изотопа плутония-241.

Оказывается, что мы можем развивать и коммерциализировать быстрые реакторы, ориентируя их в начале на решение насущных проблем, связанных с накоплением и длительным хранением ОЯТ тепловых реакторов.

Коммерциализация подразумевает строительство малой серии

Кто может выступать потребителем плутония в результате химпереработки ОЯТ тепловых реакторов? У нас, как известно, есть только один реактор БН-600 и строится БН-800. Вы предлагаете использовать для рециклирования плутония эти два реактора? Но есть известная ситуация с 34 тоннами военного плутония, который тоже предполагается утилизировать в БН-800. Как мы сможем объединить эти два процесса?


Если бы задача освоения БН ставится с учетом экономики, то необходимо говорить о коммерциализации БН. Она предполагает строительство не одного блока, а малой серии, а также завода по изготовлению топлива.

Мы дошли сейчас до ситуации, когда мы в состоянии коммерциализировать направление БН, то есть, довести этот реактор до коммерческого состояния. При этом не надо дожидаться, когда уран подорожает или когда уран-235 исчерпается. Наши оценки показывают, что быстрые реакторы в ограниченном количестве уже сегодня могут выполнять важнейшую для системы атомной энергетики миссию - решить проблему накопления ОЯТ тепловых реакторов и минимизировать количество 241Am в топливном цикле.

Для этого необходимо построить малую серию БН - до 10% от общей мощности атомной энергетики. В масштабах России это 4-10 ГВт(эл.) до 2030 года, в зависимости от количества новых АЭС с ВВЭР. Топливом для этих реакторов может быть плутоний, полученный в результате переработки ОЯТ всех ВВЭР! Всех, повторяю, потому что из 10 ВВЭР можно получить количество плутония, достаточное для загрузки одного БН. В этой серии один реактор типа БН-800 можно было бы спокойно переориентировать на выполнение миссии по оружейному плутонию.

А мы сможем справиться с двумя задачами одновременно - начать работы по замыканию топливного цикла и утилизацию оружейного плутония?

Это не представляет принципиальной сложности. Если вы решаете энергетическую задачу коммерциализации быстрых реакторов, то основным направлением на начальном этапе станет переработка ОЯТ тепловых реакторов. Нам потребуется выйти на мощный завод типа РТ-2, обслуживающий весь парк тепловых реакторов и дающий 10-20 тонн плутония в год. В этом балансе оружейный плутоний будет составлять небольшую часть.

А заводы? Завод по изготовлению МОКС топлива для БН будет один и для энергетического, и для оружейного плутония?

Завод по изготовлению MOКС-топлива для реакторов БН мог бы быть один. Нет никаких проблем использовать его линии для фабрикации топлива с оружейным плутонием, эта задача технологически станет даже более лёгкой, чем фабрикация топлива с энергетическим плутонием.



Вы упомянули MOКС-топливо. Но, с другой стороны, идёт много разговоров о нитридном топливе. Каково Ваше мнение об этом направлении?

Вы знаете, я сам научный работник, исследователь, мне всегда было интересно что-то изучать. И чем проблема сложнее, тем больше работ и интереснее в ней копаться. Но сейчас я понимаю, что учёные могут настолько увлечься своими частными сложными долгосрочными задачами, не обращая внимание на решение более простых, но насущных проблем развития атомной энергетики.

Политиков больше всего интересует результат, а исследователей интересуют проблемы. Нашей проблемой стало то, что мы всегда были зациклены на проблемах и не думали о результате.

Если идти поэтапно, то каждая задача имеет несколько стадий - обоснование теоремы существования, НИОКР, демонстрация работоспособности, коммерциализация. Перескакивать через стадии и давать при этом обещания означает блефовать.

Для MOКС-топлива сегодня мы можем довести проекты до коммерческого уровня и на основе этой технологии решить важную миссию по утилизации в реакторах БН выделяемого плутония ОЯТ тепловых реакторов Что до нитридного топлива, то надо продолжать исследования. Если на нитридном топливе у нас успешно пройдёт демонстрация работоспособности и все его заявленные свойства будут доказаны, то только после этого мы сможем осознанно рассуждать на тему, нужно нам такое направление или не нужно.

Самая большая ошибка научного работника - если он с самого начала, ещё на бумажном этапе, начинает убеждать политиков в том, что новые направления лучше имеющихся. В результате, создаётся серьёзнейшая кризисная ситуация, поскольку политики перестают понимать, о чём идёт речь. Такие понятия, как MOКС- или нитридное топливо, для политиков не более чем абстракция. Им трудно разобраться в том, какому направлению следует отдать предпочтение - хорошему или лучшему?

Но нитрид действительно лучше оксида по своим характеристикам, таким как КВ.

Да, он лучше. Но надо сначала его освоить! Он должен быть освоен и проверен на реакторах, должен доказать свою работоспособность, должен появится "нитридный" экономичный топливный цикл. Освоение топлива должно включать в себя ответы на многие вопросы - где его делать, откуда его брать и как с ним поступать после использования в реакторе? После того, как все эти цепочки будут пройдены, у нас появятся аргументы для выбора.

По оксидному топливу мы должны понять, что его технологии уже существуют. MOКС-топливо в мире активно используется в тепловых реакторах. Переработка MOКС-топлива также была проверена во Франции. Вопрос на сегодняшний день стоит так - какие-то части этой технологии нужно продемонстрировать, а какие-то довести до коммерческого уровня.

Перспективные направления в области замкнутого топливного цикла , которые находятся на стадии НИОКР - нитридное топливо, вибротопливо, сухие методы переработки ОЯТ - все это, если у нас есть деньги, нужно обосновать на экспериментальном уровне для них весь цикл и после этого переходить к вопросам демонстрации и коммерциализации.

Потенциально или на бумаге, улучшение характеристик для новых топлив и технологий есть. Однако встаёт вопрос о том, нужны ли такие характеристики, например большее значение КВ, уже сегодня и какую цену нужно заплатить?

Для этого необходимо рассмотреть, как характеристики первых быстрых реакторов будут влиять на всю систему атомной энергетики. В этом случае вы поймёте, что топливные характеристики всей системы атомной энергетики долгое время - по крайней мере, до 2050 года - будут определяться скорее характеристиками тепловых, а не быстрых реакторов. Последние должны пройти этапы коммерциализации и интенсивного роста мощностей с тем, чтобы по суммарной мощности хотя бы сравняться с тепловыми реакторами. Ключевыми факторами успеха здесь будут экономические показатели первых быстрых реакторов, их безопасность и надёжность.

Французы и японцы попали в ловушку

Вы упомянули Францию. Но у французов есть свой подход к использованию плутония, они загружают его в свои легководники (REP). Как Вы комментируете такой подход?

Мне жалко французов, попавших в настоящую ловушку.

Во Франции развивались быстрые реакторные технологии и технологии переработки ОЯТ. Был построен завод по химпереработке ОЯТ тепловых реакторов и быстрый реактор "Суперфеникс". Намечалось строительство новых АЭС с быстрыми реакторами для утилизации плутония выделяемого из ОЯТ тепловых реакторов. Всё шло в этом направлении, но в 80-ых годах в Европе начали стабилизироваться потребности в электричестве за счёт повышения эффективности энергопотребления. Отпала необходимость в дальнейшем наращивании мощностей. В результате, перед французами встала задача, что делать с выделяемым плутонием?

Простое накопление выделенного плутония, как в Англии и СССР (на РТ-1) было признано нецелесообразным. Тогда возникла следующая идея - чтобы сохранить людей и технологии, MOКС-топливо можно начать использовать в существующих легководных реакторах, тем более, что эту технологию уже продемонстрировала соседняя Бельгия.

Что дало Франции использование MOКС-топлива в тепловых реакторах? Склады ОЯТ стало возможным уменьшить в разы! Всё перерабатывается, и плутоний сразу же используется. Но задача по переработке ОЯТ MOКС-топлива оказывается теперь сложнее. Там деградированный изотопный состав плутония, который труднее рециклировать в тепловых реакторах. Одновременно с этим возникло понимание того, что в МОКС ОЯТ значительно больше содержание младших актинидов, чем в ОЯТ уранового топлива..

Имейте в виду - помещая MOКС-топливо в тепловые реакторы, вы сжигаете половину накопленных 239Pu и 240Pu, являющихся ценным топливом для быстрых реакторов и "не портящихся" при длительном хранении. В то же время, количество 241Pu в начале и конце кампании в тепловых реакторах не меняется, а значит, экологическая проблема, связанная с накоплением изотопа 241Am при длительном хранении ОЯТ в случае с МОКС будет такой же, как и в случае урановых ОЯТ.

Если в свежем урановом ОЯТ масса америция невелика и он появляется только после длительного хранения, то в результате использования MOКС-топлива у вас сразу образуются значительные массы америция. Теперь встаёт задача - что же делать с MOКС-ОЯТ? Плутоний можно будет использовать в быстрых реакторах. А что делать с огромными количествами 241Am? Отсюда понятен интерес к различным идеям специализированных реакторов-выжигателей младших актинидов.

Абсолютно в такую же ловушку сейчас попадают японцы. Сегодня им не нужны новые реакторы, будь то тепловые или быстрые. Они десятками останавливают свои атомные блоки на ППР и по другим причинам и спокойно переживают такие моменты. Долгое время они не будут вести массового строительства АЭС. Они понимают, что быстрые реакторы - это основа будущего. Но переработку ОЯТ тепловых реакторов они, так же как и французы, запустили ещё до того, как у них появились быстрые реакторы.

На политическом уровне Япония всегда утверждала, что не будет накапливать выделенный плутоний. В такой ситуации естественным выходом для них становится использование MOКС-топлива в тепловых реакторах. На вопрос, зачем же идти в тупик, они отвечают просто - а что мы ещё можем сделать в сложившейся ситуации?


А американцы?

У американцев есть свои собственные тараканы. У них впереди маячит ловушка иного рода. Когда они поняли, что проблема захоронения ОЯТ не решается простыми путями, им пришлось искать дополнительные варианты. Они перебрали всё возможное, включая ускорители, но, в конце концов, вернулись к быстрым реакторам как самом реалистичном пути.

В Америке говорят сегодня о необходимости развития быстрых реакторов для выжигания накапливаемых тепловыми реакторами масс плутония и младших актинидов, потому что этого вещества у них накоплено достаточное количество…

Простите, это часть инициативы GNEP?

Да. Появляется идея быстрого реактора-выжигателя трансуранового топлива, включая 241Am. До недавнего времени американцы тему переработки ОЯТ и рециклирования плутония в быстрых реакторах не рассматривали всерьёз.

Когда США и Россия только начали переговоры по соглашению об утилизации избыточного оружейного плутония, американская сторона предполагала плутоний просто закопать - иммобилизовать. Но Россия и европейские государства начали доказывать, что существует более практическое решение этой проблемы - энергетическая утилизация плутония в реакторах.

В то время, напомню, американцы о рецикле не думали. А уж то, что у нас будут строиться новые быстрые реакторы, американцам и в голову не могло прийти, потому что мы тогда разваливались и стояли с протянутой рукой, выпрашивая буквально каждую копейку. В результате, они согласились на MOКС-топливо в легководных реакторах. Что касается России, то руководство нашей страны, к счастью, отказалось от этого пути.

Сегодня разговаривать с американскими специалистами "смешно и грустно". С одной стороны, они поняли важность развития быстрых реакторов для решения проблемы плутония и младших актинидов, говорят о выжигании, инициативе GNEP, быстром реакторе-выжигателе. С другой стороны, они запустили программу по утилизации 34 тонн оружейного плутония в легководных реакторах, что приведёт к увеличению количества младших актинидов в США и новым отложенным проблемам уже с МОКС-ОЯТ.

Всё дело в том, что вопросами обращения оружейного плутония и ОЯТ в США занимаются разные ведомства. Сами американцы понимают, что они выглядят сегодня достаточно странно, но процесс запущен, и преодолеть консервативность мышления непросто.

Более того, они собираются увеличить свою квоту утилизируемого плутония.

Да, это результат несогласованности действий различных ведомств Соединённых Штатов.

То есть, госдеп и DoE не могут найти общего языка?

Именно так. Одни люди считают самым важным решение проблемы оружейного плутония, другие полагают главным избавление от отходов. И эти группы никак не связаны друг с другом!



Если позволите, я задам Вам несколько вопросов на другую тему. Как Вы относитесь к такому проекту как свинцово-висмутовый реактор СВБР?

Я отношусь к СВБР спокойно. И как системщик говорю так - давайте сначала продемонстрируем эту реакторную технологию, покажем её возможность и преимущества практического применения. Только после этого можно будет сказать, есть ли у СВБР перспективы или нет.

А какое место подобные установки могут занимать в атомной энергетике?

СВБР может стать первым модульным реактором, поскольку свинцово-висмутовое направление начиналось, как известно, сразу как модульное направление. Но модульными могут быть и другие типы реакторов.

СВБР не закрывает кому-либо модульное направление. Просто свинцово-висмутовые технологии пошли по модульному пути, в отличие от быстрых натриевых реакторов. По перспективам СВБР могу сказать, что этот реактор может оказаться полезным для региональной энергетики. Но ещё раз повторяю, давайте сначала покажем, что технология работает, и только в случае успеха станем говорить, как это замечательно, но не наоборот.

Понятно. Видимо, по свинцовому направлению Ваше мнение окажется точно таким же?

Абсолютно такое же. Только свинцовым реакторам ещё требуется получить экспериментальные доказательства теоремы своего существования. Главная проблема НИКИЭТ заключается, на мой взгляд, в том, что он хочет без доказательств сразу перепрыгнуть в стадию коммерциализации, иными словами, сделать скачок на пустом месте, исключительно за счёт "политической воли" и административных мер.

Это, на мой взгляд, было бы крупной ошибкой. Следовало бы исходно сосредоточиться на экспериментальном обосновании свинцовых технологий и построить небольшой реактор. Только в этом случае, у свинца может быть будущее.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 26.9.2007, 11:02
Сообщение #4


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



В индийском реакторе PFBR-500 учтён мировой опыт ошибок, накопленный на быстрых реакторах


Быстрые реакторы в мире накопили в общей сложности около 380 реакторо-лет эксплуатации. Это позволило атомщикам собрать огромное количество знаний о новом типе ядерной установки, считает директор индийского центра атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR) доктор Балдев Радж.

Индийские атомщики применили аккумулированный запас ядерных знаний при проектировании первого в стране энергетического реактора на быстрых нейтронах PFBR-500. Доктор Радж уверен, что использование мирового опыта позволит индийцам решить поставленную перед ними задачу - обеспечить эксплуатацию PFBR-500 в течение 40 лет с последующим продлением на 20 лет и достичь высоких величин глубины выгорания ядерного топлива.

После ввода в строй PFBR-500, Индия планирует приступить к строительству серии быстрых реакторах, носящих пока условное название "Будущие FBR". Совершенно естественно, что в их проекте будут учтены результаты работы PFBR-500. Это представляется особенно важным, если учесть, что от будущих FBR требуется достичь весьма высоких эксплуатационных параметров, а именно:
  • срок службы - 60 лет,
  • КИУМ - 90%,
  • глубина выгорания - 200 ГВт×сут/т,
  • стоимость киловатт-часа электроэнергии - 2 рупии (1,25 рубля).

При проектировании PFBR-500, индийские атомщики провели тщательный анализ наиболее известных инцидентов и проблем, зафиксированных на быстрых реакторах в различных государствах мира. По итогам анализа были сформированы выводы и заключения, повлиявшие на выбор проектных решений и способствовавшие увеличению уровня безопасности индийского реактора.

Среди ключевых проблем, принятых во внимание при создании PFBR-500, доктор Радж отметил следующие события.

Блокировка и застревание топливных кассет, наблюдавшаяся на американском реакторе EBR-II. Для предотвращения подобных инцидентов, в проекте ТВС для PFBR-500 были предусмотрены многочисленные отверстия, а также радиальные входы в концевиках кассет.

Избыточное распухание металлических топливных таблеток на британском реакторе PFR мощностью 250 МВт(эл.). Индийские атомщики остановили свой выбор на керамическом топливе для энергетических быстрых реакторов. В то же время, для будущих FBR Индия не планирует отказываться от металлического топлива, однако, учитывая уроки Даунри, проектанты намерены снизить до 75% плотность металлического топлива.

Термическая усталость трубных досок на британском реакторе PFR. Британский опыт позволил индийцам корректно подойти к проектированию трубок и втулок, в том числе, выбрать другие, более подходящие материалы и модифицировать процедуры термической обработки.

Неравномерность распределения теплофизических параметров в баках компенсаторов объёма на французском реакторе "Феникс". Специалисты IGCAR пришли к выводу о том, что данная проблема носит комплексный характер, и внесли необходимые правки в собственный проект.

Высокие напряжения ползучести в промежуточном теплообменнике на французском реакторе "Суперфеникс". Анализ данного явления дал индийцам понимание эффекта тепловой стратификации жидкого натрия. В проекте теплообменников для PFBR-500 были приняты меры по снижению температурных градиентов, для чего были введены устройства по смешиванию и направлению потоков натрия.

Вибрация тепловых экранов первого контура, вызванная потоком теплоносителя на французском реакторе "Суперфеникс". Математические исследования позволили атомщикам создать модель нестабильности потока натрия и выполнить оптимизацию параметров системы, в том числе, скорости теплоносителя и конструкции экранов.

Вибрация измерительных каналов для ввода термопар, проявившаяся на японском реакторе "Монджу". Рассмотрение этого явления помогло специалистам IGCAR построить гидродинамическую модель для каналов термопар и выполнить оптимизацию проекта, в том числе, подобрать длину термопар и устранить области с повышенными напряжениями.

Создающаяся система сохранения и передачи ядерных знаний позволяет атомщикам всех стран использовать мировой опыт при проектировании новых установок, что играет большую роль для развития атомной энергетики, отметил руководитель индийского центра.

Доклад Балдева Раджа был представлен на семинаре МАГАТЭ по сохранению знаний, прошедшем в июне 2007 года в Вене.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 7:17
Сообщение #5


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Компания из США предлагает Индии ториевые реакторы, не требующие химпереработки ОЯТ и способные обеспечить энергонезависимость Индии

В то время как в Индии не прекращаются жаркие споры о целесообразности для страны заключения соглашения о ядерном сотрудничестве с Соединёнными Штатами, американская фирма вышла с инициативой о строительстве на индийской территории реакторов, работаюих на тории - металле, чьи запасы в Индии, в отличие от урана, очень велики.

Калифорнийская компания "Dauvergne Brothers Inc" (DBI) утверждает, что новый тип реакторов будет загружаться делящимися материалами (ураном) только в начале своей работы. Впоследствии активные зоны таких аппаратов будут сжигать 233U, образующийся в ториевых бланкетах (зонах воспроизводства).

В индийской атомной стратегии предусматривается три последовательных этапа - тепловые реакторы на уране, быстрые бридеры на плутонии и ториевые реакторы. Для реализации этих планов, индийским атомщикам необходимо освоить в полном объёме технологии ядерного топливного цикла (ЯТЦ), что вызывает политическое напряжение между Дели и Вашингтоном.

Компания DBI уверена, что её предлагаемые проекты способны частично устранить нужду в предприятиях ЯТЦ. В реакторы от DBI будут одновременно загружаться и делящиеся материалы, и торий. Как показывают результаты компьютерных расчёов, загрузка, состоящая из 25% оксида урана и 75% оксида тория, в состоянии обеспечить работу реактора на мощности в течение 10 лет, после чего дополнительного расхода урана не предвидится, и производство энергии будет происходить только за счёт подпитки торием.

"Начав работать в традиционном урановом цикле, реактор будет последовательно в течение 10 лет переходить на ториевый цикл, а в дальнейшем сможет работать исключительно на тории, чьи огромные запасы гарантируют Индии энергонезависимость", - говорится в сообщении компании.

Возможность обойтись без переработки ОЯТ в технологии DBI достигается следующим образом. После 10 лет облучения в реакторе, ториевое топливо с накопленным 233U будет перегружено - без всякой переработки! - во вторую активную зону с большей мощностью. Подгрузка свежих ториевых кассет во вторую зону будет произодиться до конца срока службы всей системы.

В проекте реакторе компании DBI заложена концепция низкопоглощающего и радиационно устойчивого ядерного топлива - топливных капсул, из состава которых исключён цирконий реакторной чистоты и заменен на менее дорогие и доступные в промышленных масштабах материалы. Среди других современных черт реакторов DBI можно отметить их модульность и устойчивость к распространению.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 7:41
Сообщение #6


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



IWG-LNCV - один из реакторов БН-800 мог бы стать инструментом для реализации инициатив двух президентов

В мире установилось более или менее общее понимание того, что проблемы современной атомной энергетики - судьба ядерных отходов и вопросы нераспространения - могут быть решены только за счёт технологических прорывов, говорится в докладе, подготовленным участниками седьмого заседания международной рабочей группы "Глобальное сотрудничество в области атомной энергетики", прошедшего в Комо (Италия) в мае 2007 года.

Как известно, Швеция и некоторые другие государства предлагают помещать отработавшее ядерное топливо в глубинные геологические формации. Но подобный подход неприемлем по экологическим или экономическим соображениям для стран с небольшими территориями или со слаборазвитым атомным сектором. Точно также, он не может быть принят и в тех государствах, где имеются значительные парки ядерных реакторов.

Большинство крупных атомных игроков - Франция, Япония, Россия, Индия, Китай и США - остановили свой выбор на развитии технологий быстрых реакторов-размножителей и замыкания ЯТЦ. Все они сотрудничают или хотели бы сотрудничать друг с другом на инновационном фронте. Достаточно упомянуть такие программы и инициативы, как "Generation IV", GNEP или российско-американскую рабочую группу. Однако для "малых" ядерных государств выбор в пользу быстрых реакторов также представляется затруднительным.

Вторая серьёзная проблема, стоящая перед атомной энергетикой и способная затормозить и даже остановить возрождение отрасли - защита ядерных материалов и технологий от распространения.

На заре атомной эры, под нераспространением, в первую очередь, понимали борьбу с переключением ядерных технологий на военные рельсы и с тайным использованием ядерных объектов для целей создания ядерного оружия. В наши дни, сюда добавились поиск эффективных путей утилизации избыточных оружейного урана и плутония, накопленных у России и США, а также перевод специалистов из военного в гражданский сектор атомной энергетики. Не следует забывать и о новой методике создания атомной бомбы - выходе из ДНЯО с последующим использованием приобретённых на законных основаниях ядерных материалов и технологий для военных нужд.

Опыт, полученный мировым сообществом после завершения расследования тайной ядерной деятельности Ирака при режиме Саддама Хуссейна (до 1991 года), позволил укрепить систему гарантий МАГАТЭ и сформулировать типовой Дополнительный протокол к соглашению о гарантиях. Доппротокол сегодня можно называть эффективным средством для поиска и обнаружения секретных ядерных программ военного характера.

В то же время, продолжаются работы по созданию технических барьеров, способных сделать реакторы будущего устойчивыми к распространению. Следует заметить, что это непростая задача. Для реакторов, функционирующих в открытом ЯТЦ, слабыми звеньями являются этапы обогащения урана и накопления плутония в ОЯТ. В замкнутом ЯТЦ к обогащению добавляются также химпереработка ОЯТ и хранение выделенного плутония.

По мнению авторов доклада, в новых реакторных системах необходимо применять такие технологии химпереработки, которые не отделяют плутоний от урана. Если внедрение подобных технологий окажется нецелесообразным, то необходимо минимизировать объёмы складских запасов и время хранения выделенного плутония. Помимо этого, в МАГАТЭ рассматриваются и другие организационные предложения по борьбе с угрозой распространения, как-то: сдача в аренду, а не продажа ядерного топлива, обязательное возвращение ОЯТ в страну-поставщика свежего топлива, а также многонациональное владение и управление объектами ЯТЦ.

Тем не менее, рост числа государств, обладающих технологиями обогащения и химпереработки, равно как рост общего количества ядерных объектов и объёмов плутония на складах, а также увеличение перевозок делящихся материалов только усугубляют и без того непростую ситуацию. Преодоление возникающих трудностей станет возможным в случае реализации двух новых инициатив, выдвинутых президентами России и США.

Инициатива Владимира Путина по созданию глобальной инфраструктуры атомной энергетики (GNPI) предполагает создание ряда региональных топливных центров. Это позволит заинтересованным государствам получать услуги по обогащению урана и обращению с ОЯТ по привлекательным ценам.

Инициатива Джорджа Буша по глобальному партнёрству в атомной энергетике (GNEP) исповедует принцип предоставления полного пакета услуг в области ЯТЦ по привлекательным ценам для государств, отказавшихся от создания собственных объектов по обогащению урана и химпереработке ОЯТ.

В обеих инициативах предусмотрено строительство инновационных быстрых реакторов и объектов замкнутого ЯТЦ для обращения с ОЯТ. Различия между GNPI и GNEP сводятся к следующему:
- GNPI, в отличие от GNEP, на начальном этапе говорит об использовании существующих объектов и технологий обогащения урана в международных центрах, что позволит достичь краткосрочного эффекта в деле сокращения числа стран, имеющих намерения развивать собственный ЯТЦ;
- GNPI предполагает развивать быстрые бридеры как для решения проблемы ОЯТ, так и для укрепления режима нераспространения;
- в отличие от российской инициативы, GNEP фокусируется только на вопросах отработавшего топлива.

В полной мере, GNPI и GNEP могут быть реализованы в середине XXI века с появлением значительного количества быстрых реакторов, причём объекты, построенные в рамках названных инициатив, помогут и другим государствам в решении насущных проблем атомной энергетики (ядерные отходы и нераспространение). Но до этого момента, в обществе может наблюдаться рост обеспокоенности.

В докладе предлагается несколько вариантов действий, позволяющих так или иначе снизить остроту проблем отходов и распространения с использованием существующих технологий. Одним из таких путей может стать переработка ОЯТ и рециклирование урана и плутония в нескольких реакторах типа БН-800 в форме MOX-топлива, первый из которых должен войти в строй в 2012 году. Одна из таких установок может быть выделена для выжигания избыточного оружейного плутония, а в дальнейшем переориентирована на рециклирование делящихся материалов из ОЯТ иностранного производства.

О собственном международном ядерном консорциуме следует задуматься и арабским государствам. По мнению участников заседания, в обозримом будущем необходимо проведение специализированной конференции, посвящённой вопросам интернационализации арабских ЯТЦ.

Материал подготовлен по тексту итогового доклада VII заседания международной рабочей группы (IWG-LNCV) "Глобальное сотрудничество в области атомной энергетики" (Комо, Италия, май 2007 года).

IWG-LNCV - международный атомный форум, участники которого в режиме "мозгового штурма" обсуждают вопросы и проблемы глобального сотрудничества для развития атомной энергетики.


ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 7:47
Сообщение #7


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Техасский университет UTPB получил 195 тысяч долларов на поддержку программы по строительству исследовательского ВТГР

Техасский университет UTPB получил 195 тысяч долларов в виде гранта от регулирующего органа (NRC) США на поддержку программы по строительству высокотемпературного исследовательского реактора HT3R, сообщает интернет-издание MyWestTexas.com.

Руководитель программы HT3R Джим Уайт утверждает, что грант будет использован для финансирования командировок. Часть средств получат также сотрудники, студенты и аспиранты университета.

UTPB планирует, в частности, направить группу студентов для прохождения стажировок на ядерных объектах США, в том числе, на исследовательский реактор в университете штата Техас и заводы по обращению с РАО и обогащению урана.

Напомним, что строительство HT3R в городе Одесса (графство Эндрюс) должно завершиться к 2012 году. По словам его создателей, реактор станет "уникальной экспериментальной установкой, которая поможет в подготовке нового поколения атомщиков".

Основу для проекта HT3R составляет исследовательский реактор UR-MHR, созданный специалистами "General Electric". Высота корпуса данного реактора составляет 8 метров, а диаметр - 3,4 метра. В качестве теплоносителя используется гелий, а топливными элементами выбраны шаровые твэлы TRISO с низкообогащённым ураном.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 7:49
Сообщение #8


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Импульсный реактор SPR-III будет захоронен на полигоне в Неваде

Импульсный исследовательский реактор SPR-III будет переведен из Сандийских национальных лабораторий на территорию ядерного полигона в штате Невада. Переезд установки состоится в рамках программы национальной администрации США по ядерной безопасности, предусматривающей консолидацию "специальных ядерных материалов".

Реактор SPR проектировался как источник интенсивного нейтронного излучения для проведения материаловедческих испытаний, а также для изучения влияния радиации на электронику. В период с 1961 по 2000 годы последовательно работали модификации SPR-I, SPR-II и SPR-III. В 2005 году SPR-III был вновь введён в эксплуатацию и профункционировал до сентября 2006 года.

Как ожидается, реактор SPR-III будет помещён на хранение на полигоне в Неваде. Оставшиеся материалы от SPR-II предполагается утилизировать в национальной лаборатории в Лос-Аламосе и на площадке в Саванна-Ривер. Вывод из эксплуатации SPR-I завершился несколько десятилетий тому назад.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 7:53
Сообщение #9


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Техасский университет получил дополнительный миллион долларов на проект высокотемпературного реактора

Техасский университет UTPB получил дополнительный миллион долларов на реализацию проекта по строительству исследовательского высокотемпературного реактора HT3R.

Помощь вузу оказала американский сенатор Кей Бейли Хатчисон, добившаяся включения университетского реактора в одну из оборонных статей бюджета США. Впрочем, выделенная сумма всё равно остаётся недостаточной для строительства реактора, на которое требуется не менее 400 миллионов долларов.

Напомним, что строительство HT3R в городе Одесса (графство Эндрюс) должно завершиться к 2012 году. По словам его создателей, реактор станет "уникальной экспериментальной установкой, которая поможет в подготовке нового поколения атомщиков".

Основу для проекта HT3R составляет исследовательский реактор UR-MHR, созданный специалистами "General Electric". Высота корпуса данного реактора составляет 8 метров, а диаметр - 3,4 метра. В качестве теплоносителя используется гелий, а топливными элементами выбраны шаровые твэлы TRISO с низкообогащённым ураном.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 28.9.2007, 9:23
Сообщение #10


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Гелиевая АЭС обещает ни за что не взрываться


Россия и США совместно разрабатывают проект АЭС будущего. Она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Атомная энергетика ещё не сказала своего последнего слова.

Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от "классической" энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.


Да, утилизация отработанного ядерного топлива – сложная проблема, но совсем не безнадёжная. Читайте о некоторых проектах: здесь реальный и уже идущий, а тут более фантастический.


Об опасности аварий на АЭС мы скажем ниже. Но если их нет – атомная станция словно и не существует – её выбросы нулевые.


А вот тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. И радиоактивными веществами тоже, кстати, которые содержатся, скажем, в угле и попадают с выхлопом станции в трубу.


Гидроэлектростанции, кажется, чистые. Но их везде не поставишь, а водохранилища, кстати, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору (что не шибко здорово в сейсмоопасных зонах).


Ядерный синтез? Да, есть интересные варианты (не ITER), но это – на перспективу. А в ближайшие годы круг, вроде, замыкается – будем "жечь" уран. Например, в супер-АЭС, разработанной совместно Россией и США.



С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics, а с российской – Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И. И. Африкантова (ОКБМ) в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ.


Минатом и затеял сотрудничество с американцами по данному проекту ещё в 1993 году. А к настоящему моменту разработан и эскизный проект реактора (и станции), да и куда более детальные разработки – давно идут полным ходом.


А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики – познакомимся поближе, как же она будет работать.


Называется эта система Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски — "Газовая турбина — модульный гелиевый реактор" — ГТ-МГР.


В создании этого чуда принимает участие большое количество американских и российских институтов и организаций, а также – компании из Франции и Японии (список фирм можно посмотреть на российской странице проекта).


Основных идей тут две. Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть – чем сильнее нагрев – тем слабее реакция, просто исходя из "физики" реактора, вплоть до остановки естественным путём, без всякого участия системы управления) и – кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество – с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона, с размещением турбогенератора и реактора в закрытых капсулах под землёй.


Никаких обширных труб, насосов, турбин, и массы других "железяк" над поверхностью. Устройство АЭС упрощается в разы.


Десятки систем исчезают по мановению волшебной палочки. Никаких промежуточных теплоносителей, меняющих фазу (жидкость-пар), никаких громоздких теплообменников, почти – никаких путей для возможной утечки чего-нибудь радиоактивного.


Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.


Топливо для станции – это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Шарики "насыпаются" в стержни, те формируют сборку и так далее.


Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.


Да и вся активная зона выполнена из графита – никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе — капсуле.


Так что даже если весь персонал станции дружно "уйдёт пить пиво", ничего страшного для окружающей природы не случится – температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.



Прикрепленное изображение

Схема "сердца" станции. Слева – турбина с электрогенератором и теплообменниками, справа – реактор (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Применение же в качестве теплоносителя гелия сулит ряд преимуществ. Он химически инертен и не вызывает коррозию узлов. Он не меняет своего агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, его удобно направлять в газовую турбину.


Она капсулирована вместе с насосами и теплообменниками и вращается исключительно на осевых и радиальных электромагнитных подшипниках – подшипники качения предусмотрены как аварийные.


Про теплообменники нужно сказать особо. Тот гелий, что охлаждает реактор, делает в турбинной установке несколько "петель", максимально отдавая свою энергию турбогенератору. Кроме того, там есть дополнительное охлаждение гелия водой, но в случае какой-либо аварии – система обойдётся вовсе без неё, реактор не расплавится.


Результат всех этих новаций – КПД станции – до 50%, против 32% у существующих АЭС, плюс — намного более полная выработка ядерного топлива (а значит – меньше облучённого урана и меньше высокоактивных отходов на каждый мегаватт-час полученной энергии), простота конструкции, а значит — меньше стоимость возведения и проще контроль над работой.


И, конечно, безопасность. Американцы пишут, что ГТ-МГР – первая в мире АЭС, которая будет соответствовать первому уровню безопасности.


Всего их 4, из них нулевой – это самый высокий. 0 — это фантастика. Тут ничего никогда случиться не может и вообще – нет опасных материалов. Первый уровень – самый высокий из реально возможных. При нём АЭС, по идее, не требуются особые системы безопасности, так как у самого реактора имеется внутренний, конструктивно предопределённый "иммунитет" от любых ошибок операторов и технических повреждений.


Станция в Чернобыле имела, по версии американцев, третий (худший) уровень безопасности, что означает критичность системы к ошибкам людей или неисправности оборудования. Сейчас многие действующие станции вышли на уровень безопасности "2".


ОКБМ пишет, что "Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает сооружение головной АЭС ГТ-МГР и установки по производству топлива для неё на Сибирском химическом комбинате (Северск, Томской области) к 2010 году, а к 2012-2015 годам — создание и ввод в эксплуатацию первой четырёхмодульной АЭС ГТ-МГР".



Прикрепленное изображение

Схема циркуляции гелия (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Американцы же, в свою очередь сообщают интересные подробности: поскольку ГТ-МГР может потреблять не только уран, но и оружейный плутоний, такие АЭС становятся идеальным устройством по его утилизации, не только безопасной, но ещё и в определённом смысле выгодной. Например, Северск будет (частично, конечно), обеспечивать себя электроэнергией за счёт "сокращаемых" российских боеголовок.


А плутоний, который будут выгружать из реактора после "работы", по своим параметрам — совершенно бесперспективен для гипотетического применения в ядерном оружии, что для мировой безопасности тоже неплохо.


Но и США заинтересованы в проекте – высокий термический КПД связки "гелиевый реактор – замкнутая газовая турбина" – это колоссальная выгода, как в плане экономики, так и сохранности окружающей среды.


Нужно добавить, что тепловая мощность одной такой установки составит 600 мегаватт, а электрическая – 285 мегаватт.


Расчётный же срок службы ГТ-МГР – 60 лет. Успеют к тому времени разработать промышленные реакторы синтеза, или альтернативная энергетика станет действительно массовой?
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 29.9.2007, 7:13
Сообщение #11


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Инциденты на натриевых тестовых петлях помогли индийским атомщикам сформулировать ряд важных принципов проектирования быстрых реакторов

Проектирование индийского демонстрационного энергетического реактора на быстрых нейтронах PFBR-500 потребовало проведения целого ряда экспериментов, направленных на освоение натриевых технологий. Ряд инцидентов, случившихся на этапе экспериментального обоснования, оказал важное влияние на работу индийских проектантов, отмечают директор индийского центра атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR) доктор Балдев Радж и его коллеги.

Замерзание натрия в парогенераторе

Натриевая тестовая петля функционировала с подключённым парогенератором (ПГ). По плану экспериментальных работ, ПГ был изолирован от петли запорной арматурой, при этом циркуляция в самой петле продолжалась. Индийские атомщики дождались снижения температуры боковых фланцев ПГ и укрепили на них болты для предотвращения утечек натрия. На следующем шаге, в ПГ была закачана вода, нагретая до 60°C, для проверки герметичности всех соединений, и началась процедура нагрева ПГ для подключения его к натриевой петле. В ходе этой операции произошло повреждение запорной арматуры на ПГ.

Как показало расследование, в закрываемой пневматически запорной арматуре на ПГ имелись протечки натрия. Попадавший в отключённый ПГ натрий при контакте с водой замерзал, а его расширение при нагреве привело к повреждению арматуры из-за нехватки свободного объёма. Если бы в процедуре нагрева ПГ было бы указано требование о начале её с конца, где имелся достаточный свободный объём, то инцидента бы не произошло.

По итогам случившегося, индийские атомщики сделали для себя следующие выводы:
нагреватели на ПГ были разнесены так, чтобы позволить последовательный нагрев его различных участков;
так как протечки натрия в ПГ невозможно полностью исключить, в регламент был внесён запрет на работу петли с отключённым ПГ; для удаления натрия из ПГ теперь требуется проведение полного дренирования петли и слива из неё всего натрия.

Попадание натрия в нагреватели

Натриевая петля находилась в полностью дренированном состоянии. По процедуре заливки петли, на первом этапе был выполнен нагрев контура системы очистки с целью его заливки и проверки качества натрия. Однако в ходе заливки контура, в баке, предназначенном для хранения слитого натрия, было зафиксировано постепенное снижение уровня. По предположению операторов петли, оказавшимся верным, натрий утекал в трубки нагревателей, где впоследствии замерзал. Присутствие натрия в двух нижних рядах колец нагревателей было подтверждено при ультразвуковой диагностике.

После исправления последствий инцидента, индийские атомщики выработали два концептуальных тезиса:
арматура, установленная в натриевых контурах, может оказаться негерметичной, и будут наблюдаться протечки натрия; следовательно, места контакта холодных и горячих участков натриевой петли обязаны контролироваться на предмет перетечек натрия при помощи температурных датчиков;
если у операторов возникают предположения о появлении протечек натрия, им следует немедленно проверить его наличие при помощи ультразвуковых или иных процедур.

Инциденты и аварии, наблюдавшиеся на исследовательском реакторе FBTR и тестовой натриевой петле, позволили специалистам центра IGCAR накопить большой практический опыт работы с технологиями быстрых реакторов и самостоятельно создать ядерные знания, необходимые для проектирования первого в Индии энергетического реактора на быстрых нейтронах PFBR-500.

Для концентрации полученных знаний, в Индии был реализован полномасштабный тренажёр, моделирующий все основные системы блока с PFBR-500 от активной зоны до турбогенератора и позволяющий проигрывать и анализировать различные аварийные ситуации. Де-факто, тренажёр стал инструментом передачи знаний о быстрых реакторах, собранных за последнюю четверть века, новому поколению индийских атомщиков.

Доклад Балдева Раджа и его коллег был представлен на семинаре МАГАТЭ по сохранению знаний, прошедшем в июне 2007 года в Вене.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 29.9.2007, 7:20
Сообщение #12


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Устройство и основные характеристики реактора РБМК-1000

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве замедлителя используется графит, в качестве теплоносителя — легкая вода, в качестве топлива — двуокись урана. В целом реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, и верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки. Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции. Приводы регулирующих стержней расположены над активной зоной в районе верхней защитной конструкции реакторного зала.

Топливо в виде таблеток помещено в оболочку из сплава циркония и ниобия (Э-100). Твэлы длиной 3644 мм по восемнадцать штук собраны в виде цилиндрического пучка в тепловыделяющую сборку. Две сборки, расположенные одна над другой, собранные на одном центральном стержне, образуют тепловыделяющую кассету, которая устанавливается в каждый топливный канал. Перегрузка топлива осуществляется на мощности с помощью разгрузочно-загрузочной машины, расположенной в центральном зале. Один-два топливных канала могут быть перегружены каждый день.

Приблизительно 95% энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5% мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов. Для снижения термического сопротивления и предотвращения окисления графита полость кладки заполнена циркулирующей смесью газов гелия и азота, которая служит одновременно и для контроля целостности каналов по изменению влажности и температуры газа. Под нижней и над верхней плитами имеются пространства для разводки труб водяных коммуникаций от раздаточных коллекторов к каждому каналу и труб пароводяных коммуникаций от каждого канала к барабан-сепараторам.

Разгрузочно-загрузочная машина после удаления соответствующего участка настила и вывода на координаты канала, состыковывается с его головкой, выравнивает свое давление с давлением канала, разуплотняет канал, удаляет выгоревшую топливную кассету и ставит на ее место свежую, уплотняет канал, отстыковывается и транспортирует отработавшую кассету в бассейн выдержки. Пока машина соединена с полостью топливного канала, малый поток чистой воды поступает из нее через теплогидравлическое уплотнение в канал, создавая «барьер» для предотвращения проникновения в полость машины горячей радиоактивной воды из активной зоны.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении 191 — 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает:

:: автоматическое поддержание заданного уровня мощности;

:: быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов и стержнями ручных регуляторов по сигналам отказа отдельных единиц оборудования;

:: аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты по сигналам опасных отклонений параметров блока или в случае отказов основного оборудования;

:: компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность;

:: регулирование распределения энерговыделения по объему активной зоны.


ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА РБМК-1000


Мощность реактора, кВт

тепловая 3,2 х 106
электрическая 1 х 106

Расход теплоносителя через реактор, т/ч 37500

Паропроизводительность, т/ч 5600

Давление пара в сепараторе, кГс/см2 70

Давление в напорных коллекторах, кГс/см2 86,0

Среднее массовое паросодержание на выходе из реактора, % 14,5

Температура теплоносителя, °С:
на входе в активную зону 270
на выходе из активной зоны 284

Максимальная мощность канала, кВт 3000

Расход теплоносителя, в канале максимальной мощности, т/ч 29,4

Максимальное паросодержание на выходе из канала, % 20,1

Минимальный запас до критической мощности 1,04

Высота активной зоны, мм 7000

Диаметр активной зоны, мм 11800

Шаг технологической решетки, мм 250 х 250

Количество топливных каналов (1 очередь/2 очередь) 1693/1661

Обогащение топлива, % 2,4

Средняя глубина выгорания извлекаемого топлива, МВт сут/кг 22,5

Максимальная температура графита в отдельных точках, °С 700

Максимальная температура поверхности циркониевой трубы технологического канала, °С 325


Поперечный разрез реакторной установки:

Прикрепленное изображение


1. Активная зона
2. Трубопроводы водяных коммуникаций
3. Нижняя биологическая защита
4. Раздаточный коллектор
5. Боковая биологическая защита
6. Барабан-сепаратор
7. Трубы пароводяных коммуникаций
8. Верхняя биологическая защита
9. Разгрузочно-загрузочная машина
10. Съёмньй плитньй настил
11. Тракты топливных каналов
12. Опускные каналы
13. Напорньй коллектор
14. Всасывающий коллектор
15. ГЦН
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 30.9.2007, 10:01
Сообщение #13


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Франция построит исследовательский реактор

Прикрепленное изображение


Началось строительство исследовательского реактора во Франции. Этот реактор необходим для поддержания европейского уровня знаний и обоснования новых проектов перспективных реакторов.

Реактор "Жюль Хоровиц" (Jules Horowitz Reactor, RJH), стоимостью 500 миллионов евро, назван в честь первого французского физика-исследователя. Этот легководный реактор мощностью 100 МВт предназначен для испытания материалов и отработки технологии реактора PWR.

Реактор будет построен на юге Франции в Кадараше и заменит устаревшие исследовательские реакторы "Osiris" мощностью 70 МВт и "Siloe" мощностью 25 МВт. Проект осуществляется под руководством французского комиссариата по атомной энергии CEA.

Ввод в эксплуатацию реактора RJH планируется на 2014 год. Известно, что реактор станет многоцелевым, однако точные планы по его использованию в течение 50-летнего срока службы пока не согласованы. Предполагается, что он будет использоваться атомными энергетическими компаниями, поставщиками ядерного оборудования, производителями ядерного топлива, научно-исследовательскими институтами и органами по атомнадзору.

Главные задачи реактора RJH - исследование характеристик ядерного топлива существующих реакторов, испытания конструкций топливных сборок для будущих реакторов, производство радиоизотопов для их использования в медицине.

Строительство реактора RJH финансируется консорциумом из нескольких компаний: CEA (50%), EdF(20%), европейскими научно-исследовательскими институтами (20%) и энергетической компанией AREVA (10%).

RJH называют самым перспективным исследовательским реактором в Европе. Предполагаемый срок его службы - 50 лет, что близко к значениям для атомных энергоблоков нового поколения.

Активная зона реактора выполнена разборной, что позволит в будущем проводить её модернизацию. Топливная сборка реактора представляет собой цилиндр, состоящий из 6 концентрических пластин из уранового сплава с обогащением 20% по 235U. 46 цилиндров установлены в цельную решетку из алюминиевого сплава, и в каждом из них содержится 21 кг 235U. Однако для первой загрузки будет использоваться другое топливо - силицид урана с обогащением 27%.

Разборная активная зона частично окружена бериллиевым отражателем. Решетка активной зоны предусматривает промежутки для установки двух экспериментальных устройств в центр топливных цилиндров.

На реакторе RJH предполагается проводить эксперименты по облучению высокотемпературных материалов в высоком потоке нейтронов при температурах до 1000°С. Такая работа поможет обосновать использование таких материалов, как керамика, в будущих ядерных реакторах.

Эксперименты по облучению материалов в активной зоне позволят специалистам предсказать влияние радиации на материалы, используемые в различных областях ядерной промышленности.

Предполагается также провести теплофизические и механические эксперименты по использованию топлива в существующих легководных реакторах для различных условий. Кроме того, будут проведены эксперименты по исследованию топлива предлагаемого для высоко-температурных газоохлаждаемых реакторов четвёртого поколения, которые, как ожидается, вступят в эксплуатацию приблизительно в 2040 году.

Производство радиоизотопов в реакторе RJH для медицинских целей будет являться частью европейской стратегии по производству их на ведущих установках в Нидерландах.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 1.10.2007, 8:06
Сообщение #14


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Небесная дева APSARA получит новую жизнь

Старейший индийский исследовательский реактор APSARA получит в ближайшем будущем новую жизнь, сообщил журналистам директор Центра ядерных исследований имени Хоми Баба (BARC) доктор Срикумар Банерджи.

«Старая активная зона реактора APSARA будет заменена на новую, разработку которой провели индийские специалисты. Модернизированный аппарат станет использоваться для производства радиоизотопов», – заявил Банерджи. Он уточнил, что старая зона французского производства будет отправлена в хранилище ОЯТ.

Реактор APSARA был спроектирован в BARC и построен с помощью Великобритании. Первый выход реактора на критику состоялся 04 августа 1956 года. Топливо для APSARA поставлялось Великобританией, а впоследствии Францией.

Своё имя реактор получил от премьер-министра Индии Джавахарлала Неру, сравнившего голубое черенковское свечение, исходящее от водяного бассейна реактора, с красотой апсар (апсарасов) – небесных дев-соблазнительниц, повинующихся богу Индре.

APSARA – легководный исследовательский реактор с максимальной мощностью 1 МВт тепловых. Топливо – пластины обогащённого урана с алюминиевой оболочкой, размер активной зоны – 56*56*61,5 см. Максимальный поток нейтронов составляет 1*1013 н/см2/с, материал стержней СУЗ – кадмий. В настоящее время реактор используется для производства радиоизотопов, нейтронной радиографии, тестирования нейтронных детекторов и проведения экспериментов в областях защиты и нейтронно-активационного анализа.

При перепроектировании APSARA вокруг активной зоны появится тяжёловодный отражатель, что позволит получать на значительном удалении от неё большой поток тепловых нейтронов.

В ходе обсуждения планируемого разделения индийской атомной программы на военную и гражданскую составляющие, мнения о дальнейшей судьбе APSARA разделились. В прессе появились сообщения о возможном закрытии реактора. Доктор Банерджи категорически опроверг эти утверждения и добавил, что «вся инфраструктура реактора останется задействованном в будущем».

ИСТОЧНИК: IranAtom.Ru
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 2.10.2007, 8:51
Сообщение #15


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Американский студент предлагает использовать соль вместо воды в качестве теплоносителя

В большинстве энергетических реакторов для снятия тепла с активной зоны используется вода. Но студент выпускного курса университета Миссури-Ролла (США) Брэндон Дистлер предлагает поискать для неё более подходящую альтернативу.

Дистлер, готовящийся к получению диплома по специальности "Атомная энергетика", получил грант от министерства энергетики США для продолжения своих исследований в области новых теплоносителей для ядерных реакторов.

Студент считает, что солевые растворы, опыт работы с которыми имеется у национальной лаборатории в Ок-Ридже (ORNL), лучше подходят для применения в качестве теплоносителя, чем вода. С достижениями своих старших коллег Дистлер ознакомился во время практики, проходившей летом 2005 года.

Солевые растворы, считает выпускник, позволят довести температуры на выходе из активной зоны до 1000°C. При использовании чистой воды этот параметр составляет всего лишь порядка 330°C.

"В отличие от соли, вода не будет работать при тех температурах, которые мы хотим получить в контуре теплоносителя. Не будем забывать, что к.п.д. энергетической установки возрастает с увеличением температуры рабочего тела. Кроме этого, высокотемпературные реакторы позволят нам использовать атомную энергетику для производства водорода", - комментирует свою идею студент.

Дистлер стал одним из 12 студентов выпускного курса университета, получивших в этом году грант от министерства энергетики США в рамках инициативы по созданию усовершенствованного ЯТЦ. Помимо ежемесячной стипендии в 1600 долларов, Дистлер сможет покрывать за счёт государства свои расходы на обучение и приобретение литературы вплоть до момента получения им диплома о высшем образовании.

В рамках своей исследовательской работы, Дистлер занимается внесением модификаций в проект солевого реактора, созданного ORNL. Он надеется, что сможет предложить более эффективную концепцию реакторной установки.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 2.10.2007, 9:05
Сообщение #16


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



ВВЭР-1700 со сверхкритическими параметрами - перспективный реактор четвёртого поколения

Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами (ВВЭР СКД) могут стать перспективными реакторными установками четвёртого поколения, считает Валентин Махин (ОКБ "Гидропресс").

В своём выступлении на конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", открывшейся 29 мая 2007 года в Подольске, Валентин Махин подчеркнул, что переход на сверхкритические параметры позволит резко увеличить к.п.д атомных энергоблоков - до 40-45% против нынешних 33%. А возможное увеличение коэффициента воспроизводства (КВ) положительно скажется на топливоиспользовании АЭС.

Представитель ОКБ "Гидропресс" напомнил, что в России и мире накоплен опыт и создана технологическая база, позволяющая поставить вопрос о переходе на СКД. Так, ядерный перегрев пара осуществлялся на энергоблоках Белоярской АЭС. В настоящее время, в США, Европе и Японии ведутся исследования, направленные на применение водяного теплоносителя со сверхкритическими параметрами как для тепловых, так и быстрых реакторов.

Одним из вариантов реактора будущего может стать ВВЭР-1700, реализованный по технологии СКД. В этой установке к.п.д. составляет 45%, давление - 24,5 МПа, а температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны - 290°C и 540°C, соответственно. В качестве ядерного топлива в нём могут использоваться оксид урана, MOX или керметное топливо.

В ходе дискуссии на конференции одной из главных проблем реакторов СКД была названа необходимость обеспечивать стабильность реактивности. Однако опыт эксплуатации кипящего реактора ВК-50 в Димитровграде показывает, что такая задача не является чем-то принципиально новым и может быть решена при проведении необходимого комплекса НИОКР.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 4.10.2007, 10:27
Сообщение #17


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Владимир Степанов: свинец-висмут будет работать на гражданские нужды

Владимир Сергеевич Степанов - заместитель директора - Главный конструктор ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС" (Подольск), Заслуженный конструктор Российской Федерации.

Владимир Сергеевич, если возможно, пару слов о проекте реактора СВБР-75/100.

Реактор СВБР-75/100 родился как конверсионный проект из технологии корабельных реакторных установок, охлаждаемых свинцово-висмутовым теплоносителем, работа над которыми была начата по инициативе Александра Ильича Лейпунского в 50-ых годах прошлого века.

Когда актуальность двух направлений на флоте отпала, мы оказались вынуждены искать новые применения для свинца-висмута. Естественно, мы обратились к гражданской атомной энергетике. Вместе с Борисом Фёдоровичем Громовым, тогдашним научным руководителем этого направления, были налажены контакты с концерном "Росэнергоатом", в частности, с генеральным директором Евгением Ивановичем Игнатенко, и впервые родилась идея попытаться с помощью свинцово-висмутовой технологии продлить сроки службы блоков первого поколения с реакторами ВВЭР.

С этого, собственно, и началось развитие свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР для гражданской атомной энергетики.

Что означают цифры 75/100 в названии новой установки?

Для реновации блоков мы закладывали модульный принцип. В одну РУ ВВЭР мы планировали установить несколько модулей СВБР-75/100, в тех помещениях, где их можно разместить. Величина мощности 75 МВт появилась, исходя из конкретного проекта блоков ВВЭР-440. Эти установки шестипетлевые, и поэтому шесть модулей по 75 МВт(эл.) позволяли бы сохранить общую мощность на уровне 450 МВт(эл.).

После того, как проблема продления сроков службы блоков первого поколения была решена другими методами, с сохранением РУ ВВЭР, наша идея в реализацию не пошла. Но мы выполнили по ней технико-экономические исследования и увидели, что модульный принцип построения реакторной установки даёт экономический эффект. Московский "Атомэнергопроект" в своих экономических расчётах показал, что реновация таким способом второго, третьего и четвёртого блоков Нововоронежской АЭС обойдётся в два раза дешевле, чем строительство нового "миллионника" на площадке НВАЭС-2.

Наши предложения были рассмотрены и одобрены на НТС "Росэнергоатома". Была признана необходимость провести технико-экономическое обоснование с выполнением технического проекта реакторной установки. Тем не менее, работа была прекращена, потому что, как я уже сказал, проблему продления срока службы нововоронежских блоков решили другим путём.

Вы сказали, что мощность 75 МВт(эл.) появилась из условия реновации блоков с ВВЭР. А каким образом была определена мощность в 100 МВт(эл.)?

Для повышения безопасности блока с быстрым реактором нужно было использовать все возможности, которые представляет высокотемпературный теплоноситель, для фактического исключения запроектных аварий. Какая бы ситуация ни случилась на станции - вплоть до полного обесточивания, падения самолёта или землетрясения - она не должна приводить к расплавлению активной зоны.

Мощность РУ в 100 МВт(эл.) была определена из условия обеспечения отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора - без каких-либо внешних систем! - к воде, находящейся или заливаемой в шахту реактора. Расчёты показывают, что реактор может безопасно и без плавления активной зоны находиться в режиме расхолаживания в течение пяти суток, даже при условии отсутствия каких-либо действий со стороны персонала.

В принципе, есть методы, которые позволяют продлить этот срок сколько угодно долго. Американцы на таком же модульном реакторе исповедуют воздушное охлаждение. В их проекте корпус обдувается воздухом, но мы считаем, что у этого решения есть свои проблемы. Например, что произойдёт, если тяговые трубы будут разрушены? В этом случае охлаждение прекратится. Стоит отметить, что этот же вопрос американским проектантам задавали и в NRC (надзорный орган США).

Есть и другие различия между нашим и американским проектами. У нас условие транспортабельности корпуса по железной дороге накладывает ограничение на диаметр до 4,5 метров. У них это ограничение составляет 6 метров, и они применяют корпуса большего диаметра - поэтому американцам проще организовывать охлаждение воздухом. Мы ставили задачу сохранить транспортабельность по железной дороге, а также максимальное заводское изготовление для сокращения времени монтажа на площадке и повышения качества, ведь контроль качества на машиностроительных предприятиях всегда выше, чем при монтаже даже крупными блоками.

Кто может стать потребителем реакторов СВБР?

Эти реакторы предназначены для региональных потребителей. Это, в первую очередь, районы Сибири и Дальний Восток. Мы собираемся отработать первый модуль СВБР в Обнинске, на площадке ФЭИ - построить его и продемонстрировать все достоинства этой технологии. Дальше, на базе отработанного модуля могут набираться блоки различной мощности от 100 до 400 МВт(эл.).

У СВБР есть ещё одно потенциальное применение. "Атомэнергопроект", с которым мы плотно работаем по созданию свинцово-висмутового блока, видит в нём АТЭЦ. Уровень безопасности СВБР позволяет размещать его вблизи границ застройки городов. Санитарно-защитная зона АТЭЦ с СВБР ограничивается периметром станции. Россия, как известно, северная страна, и проблема теплофикации для нас очень актуальна.

Есть ли у СВБР экспортные перспективы? Имеются ли в этом проекте какие-либо ограничения, не позволяющие продавать его за рубеж?

Для того, чтобы технология стала экспортно-пригодной, обогащение топлива в активной зоне выбрано менее 20%, в соответствии с нормами МАГАТЭ. В проекте исповедуется принцип, что данные реакторы будут являться собственностью России. Наша страна будет их строить, эксплуатировать, владеть и возвращать к себе для проведения операций по подготовке к новому периоду эксплуатации, продавая потребителю конечный продукт - электричество, тепло или пресную воду.

Сейчас на оксидном урановом топливе, технология которого очень хорошо развита в России, мы готовы обеспечить период непрерывной работы реактора (кампанию активной зоны без перегрузки топлива) в восемь лет. Я напомню, что срок службы СВБР предполагается в 60 лет.

У свинцово-висмутового теплоносителя есть одно очень важное достоинство - его температура плавления составляет примерно 125°C. После определённой выдержки на площадке, теплоноситель переходит в твёрдое агрегатное состояние, причём все стержни-поглотители находятся внизу активной зоны и "вморожены" в теплоноситель. В таком виде, реактор может безопасно вывозиться в Россию для "перезарядки" активной зоны.

Позвольте задать вопрос по поводу теплоносителя. Приходилось слышать мнение о том, что запасы висмута в России невелики. Не опасно ли нам закладываться на технологии, которые потребуют поставок импортного сырья?

Такой вопрос, действительно, часто задают при анализе проекта СВБР. Хочу сказать, что добыча висмута и в России, и в мире определяется, в первую очередь, спросом на этот материал. В рамках разработки проекта СВБР, по нашему заданию был проведен анализ и выпущен соответствующий отчёт, в котором показано, что запасы висмута на читинских месторождениях позволяют ввести в эксплуатацию 70 ГВт мощностей. Конечно, при этом потребуются определённые вложения.

Критики нередко упоминают об опасности полония-210 - того самого ставшего печально известным изотопа, который получается при облучении висмута.

Да, это тоже вопрос, требующий обсуждения. Действительно, при облучении висмута нейтронами получается в результате соответствующей реакции изотоп 210Po с периодом полураспада 138,4 суток. Этот изотоп всегда будет присутствовать в теплоносителе после начала работы реактора СВБР.

Но экспериментально установлено, что часть полония будет связываться с теплоносителем в виде химически стабильных соединений полонида свинца и полонида висмута. Фактически, это создаёт дополнительный барьер для распространения 210Po, и содержание летучего полония в защитном газе снижается на несколько порядков.

Опыт работ на судовых установках и наземных стендах в сочетании с созданными комплексами защитных мер при обращении со свинцом-висмутом обеспечили отсутствие облучения полонием эксплуатационного персонала.

Вас также упрекают в том, что при аварии с расплавлением активной зоны может происходить всплытие топлива.

Мы не смогли пока найти ситуацию, при которой активная зона СВБР будет расплавлена. Но по существующим нормативам, подобная запроектная авария должна быть проанализирована. Поэтому в проекте такая ситуация рассматривается. В тех местах или узлах, где возможно или вероятно скопление осколков топлива, мы намерены конструктивно ввести стержни-поглотители из карбида бора. Таким образом, проблема возникновения вторичных критмасс и самопроизвольной неуправляемой реакции будет снята.

Что Вы можете сказать по поводу топливоиспользования в СВБР? Насколько эффективно будет использоваться уран в свинцово-висмутовом реакторе?

Наш реактор готовится к использованию в замкнутом топливном цикле, что соответствует новой технологической платформе, разрабатываемой в Росатоме. СВБР - это быстрый реактор, который может быть переведён на топливное самообеспечение по мере готовности замкнутого ЯТЦ.

На мой взгляд, оптимальным выбором для СВБР должно стать смешанное нитридное уран-плутониевое топливо. В этом случае, мы сможем добиться расширенного воспроизводства топлива внутри активной зоны, без бланкета, с коэффициентом воспроизводства выше единицы, что обеспечит топливное самообеспечение реактора после первой загрузки.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 11.10.2007, 7:07
Сообщение #18


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



В Обнинске открылся пятый международный семинар по технологиям быстрых реакторов

В Обнинске 10 октября 2007 года открылся пятый международный семинар по теме "Быстрые жидкометаллические реакторы в ядерной энергетике XXI века". Организатором встречи ведущих мировых специалистов по быстрым технологиям выступает Физико-энергетический институт (ГНЦ РФ ФЭИ).

"Сегодня мы собрались здесь в рамках "Стратегического малого клуба" по реакторам на быстрых нейтронах. Этот клуб в самом начале века был учреждён представителями четырёх стран - США, Франции, Японии и России. Сегодня у нас очередное заседание нашего дискуссионного клуба, который рассматривает актуальные вопросы использования технологий реакторов на быстрых нейтронах для решения проблем энергообеспечения и устойчивого развития цивилизации", - сказал во вступительном слове директор ФЭИ Анатолий Зродников.

О росте интереса в мире к быстрому направлению свидетельствует расширение географии участников семинара. В Обнинск приехали эксперты из десяти государств, а российская атомная отрасль оказалась представлена делегациями из двенадцати ведущих научных организаций, которые играют основную роль в разработке новой технологической платформы для отечественных АЭС.

Одним из основателей обнинского клуба можно с полным правом назвать Жака Бушара из французского комиссариата по атомной энергии. Выступая перед собравшимися, известный атомщик напомнил, что все страны, заинтересованные в развитии реакторов на быстрых нейтронах, сталкиваются с одними и теми же проблемами. Главная задача сейчас состоит в необходимости создания эффективных, безопасных и менее дорогих быстрых установок, способных производить энергию.

Заседания семинара проходят в камерном формате и рабочей обстановке. Атмосферу, сложившуюся в здании профилактория ФЭИ, лучше всего передают слова заслуженного учёного и одного из основателей научного направления быстрых реакторов в России Олега Казачковского: "Уважаемые коллеги и друзья! Я специально подчёркиваю слово "друзья", потому что всех единомышленников, занимающихся проблемой быстрых реакторов, я считаю своими друзьями".

В первый день самой животрепещущей темой для обсуждения оказалось положение дел с топливом для быстрых реакторов. Авторов обзорных докладов из России и США не отпускали с трибуны до перерыва, так как участники семинара хотели получить от них как можно больше информации по проводящимся в этих странах экспериментам. Острые споры вызвал и программный доклад, подготовленный коллективом авторов из ФЭИ и ОКБМ и посвящённый роли замкнутого ЯТЦ в энергообеспечении устойчивого развития России.

Заседание семинара продолжится 11 октября.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 11.10.2007, 7:08
Сообщение #19


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Хусейн Халил: сотрудничество США с Россией по быстрым реакторам будет приветствоваться

Хусейн Халил, директор отделения ядерных реакторов в Аргонской национальной лаборатории (США).



Пожалуйста, прокомментируйте, какую роль могут сыграть реакторы-выжигатели ABR в развитии атомной отрасли США и всего мира.

Реактор-выжигатель ABR - это быстрый реактор, который в рамках глобального ядерного партнёрства будет использоваться для утилизации некоторых компонентов ОЯТ, доставляющих большие сложности. Речь идёт о тяжёлых элементах, таких как актиниды, плутоний-241, америций-241 и нептуний-237.

Если такие элементы в составе ОЯТ будут помещаться в хранилище отходов, то их тепловыделение и радиотоксичность приведут, прежде всего, к появлению требования о предоставлении больших объёмов для геологической изоляции в хранилище. При этом, потребность в изолировании этих отходов окажется долгосрочной.

Таким образом, задача по обращению с отходами будет значительно упрощена, если мы будем отделять от отходов тяжёлые элементы и рециклировать их в реакторах-выжигателях, где они будут разрушаться за счёт реакции деления и выделять при этом энергию, вместо того, чтобы лежать в геологических хранилищах.

Каким будет реактор ABR? Есть ли у вас идеи по его концепции, например, по теплоносителю и топливу?

Окончательных решений пока не принято. Министерство энергетики США контактирует с отраслевыми командами из различных государств. Мы обратились ко многим командам с просьбой дать свои предложения. Если строительство реактора ABR произойдёт в период с 2020 по 2025 годы, то нам придётся использовать наиболее продвинутые технологии. В этом случае, ABR должен стать быстрым реактором с натриевым теплоносителем.

Конечно, у нас имеются интересы и на более отдалённое будущее. Например, в программе "Generation IV" мы рассматриваем и другие реакторные технологии - такие, как свинцовые реакторы - потому что они располагают определённым потенциалом. Однако, те сроки, что отпущены на исполнение GNEP, подталкивают нас к использованию апробированных технологий. Это касается натриевых реакторов и, возможно, топлива, которое в ABR будет или оксидным, или металлическим, так как по этим видам топлива у нас накоплен наибольший опыт.

Что Вы думаете по поводу возможного сотрудничества с Россией в рамках проекта ABR?

Я думаю, что такое сотрудничество будет очень приветствоваться. Очевидно, что у России накоплен огромный опыт в области быстрых реакторов. Честно сказать, у вас есть именно свежий опыт по сравнению с нами, ведь наши натриевые реакторы были закрыты более десяти лет тому назад и у нас наблюдается определённый упадок инфраструктуры.

Нам определённо пойдёт на пользу сотрудничество с Россией и другими странами с развитыми программами по быстрым реакторам. Фактически, я полагаю, что мы уже начали обсуждение в двухсторонних рабочих группах по возможному сотрудничеству в деле развития технологий быстрых реакторов.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение
Flame
сообщение 11.10.2007, 7:10
Сообщение #20


Активный участник
***

Группа: Модераторы
Сообщений: 1504
Регистрация: 17.9.2007
Из: Нововоронеж
Пользователь №: 102



Малая серия реакторов БН поможет России в переходный период к будущей атомной энергетике

Атомная энергетика играет важную роль в России, так как у неё имеются известные преимущества (мировой уровень технологий, слабая зависимость от флуктуаций цен на топливо, пренебрежимо малый уровень выбросов парниковых газов и незначительная потребность в транспортной инфраструктуре). Вместе с тем, у АЭС есть и свои недостатки, заявил помощник генерального директора ФЭИ Владимир Каграманян, выступая в Обнинске на пятом международном семинаре по технологиям быстрых реакторов.

В число главных недостатков входит отсутствие замкнутого ядерного топливного цикла. Это приводит к накоплению количества ОЯТ, с одной стороны, и к низкой эффективности использования природного урана (менее 1%), с другой.

Если в мировой атомной энергетике не произойдёт качественных изменений, то все запасы доступного урана могут быть вовлечены в ЯТЦ в период 2030-2040 годов. Отрасль достигнет максимума в своём развитии, после чего встанет во всей остроте проблема поиска дополнительных ресурсов. Следует отметить, что, в отличие от обычной энергетики, атомная энергетика не сможет просто сойти на нет, так как она оставит после себя огромные запасы ОЯТ и плутония.

Для решения названных задач, в докладе, представленном Владимиром Каграманяном и его коллегами, предлагается использовать комплексный подход. Максимизация ресурсной базы урана может быть достигнута путём замыкания ЯТЦ и строительства быстрых бридеров с КВ>1,2 и усовершенствованных легководных реакторов с КВ=0,8-0,9.

В свою очередь, минимизация количества ядерных отходов могла бы достигаться с помощью многократного рециклирования урана и плутония в быстрых реакторах и оптимизации путей обращения с осколками деления и младшими актинидами. Накопленный в России избыточный оружейный плутоний мог бы быть утилизирован в реакторах БН в виде MOX-топлива, а для решения проблем нераспространения предлагается создание сети международных центров по предоставлению услуг в области ЯТЦ (обогащение урана и переработка ОЯТ).

Но перевод большей части атомной энергетики на быстрые и усовершенствованные тепловые реакторы потребует времени. Учитывая, что, как минимум, до 2030 года в России будут строиться реакторы типа ВВЭР, а период их жизни составляет 40-50 и более лет, нельзя ожидать, что структурные изменения в отрасли произойдут ранее 2050 года. Необходимо понимать, что возникнет значительный переходный период между двумя состояниями всей системы.

Владимир Каграманян предлагает рассмотреть четыре сценария обращения с ОЯТ тепловых реакторов в ближайшей перспективе:
  • ОЯТ помещается во временные хранилища, а решение по его судьбе откладывается на будущее;
  • ОЯТ перерабатывается, а выделенный плутоний накапливается без использования в реакторах;
  • ОЯТ перерабатывается, а выделенный плутоний рециклируется в виде MOX-топлива в реакторах ВВЭР;
  • ОЯТ перерабатывается, а выделенный плутоний рециклируется в виде MOX-топлива в реакторах БН.

По мнению Каграманяна и его коллег, наиболее целесообразным для России выглядит четвёртый сценарий. Для его реализации необходимо модифицировать имеющиеся технологии PUREX и построить коммерческий завод по переработке ОЯТ мощностью 1000 тонн/год. Такая установка позволит обеспечить переработку всего ОЯТ существующих и планирующихся до 2030 года реакторов ВВЭР.

Для организации рециклирования выделенного плутония, в срок до 2030 года потребуется ввести в строй малую серию коммерческих реакторов БН общей мощностью порядка 5 ГВт(эл.). Ещё одним составным элементом четвёртого сценария должно стать сооружение завода по фабрикации топлива для реакторов БН из плутония, накопленного в легководных реакторах.

Предлагаемый сценарий позволит России прекратить накопление ОЯТ, поможет коммерциализировать ключевые технологии для будущей крупномасштабной энергетики на быстрых реакторах, обеспечит непрерывность успешного развития направления БН, и кроме всего прочего, позволит нашей стране предлагать на экспорт тепловые реакторы с полным обеспечением топливного сервиса.
Перейти в начало страницы
 
+Цитировать сообщение

2 страниц V   1 2 >
Ответить в данную темуНачать новую тему
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 

Текстовая версия Сейчас: 10.12.2019, 8:38
  Главная   Новости   Форум   Знакомства   Галерея   Мини чат   Правила сайта   Обратная связь
© Novovoronezh.ru Нововоронеж Интерактивный, 2007-2017

MKPortal ©2003-2007 mkportal.it