proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2024 год
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





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

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

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

[22/05/2023]     О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300

Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров, Институт проблем энергетики, г. Москва, e-mail: nb@geotar.ru 

Если верить журналистам и руководителям Росатома, 8 июня 2021 г. в Северске началась новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300. Тем самым была заложена основа развития и укрепления лидерства России в новом технологическом укладе.



Этому эпохальному событию предшествовала пятилетняя экспертиза предварительного отчета по обоснованию безопасности (ПООБ) РУ БРЕСТ-ОД-300, выполненная по заданию Ростехнадзора в НТЦ ЯРБ.  Считаем полезным обсудить результаты этой экспертизы и в качестве первой темы обсуждения рассмотрим концепцию безопасности данного реактора.  

Естественная безопасность

Термин «естественная безопасность», это практически буквальный перевод введенного в атомную энергетику А. Вейнбергом выражения «inherent safety». В отечественной терминологии принято выражение «внутренняя самозащищенность» — свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей. В конце 80-х — начале 90-х годов прошлого века В.В.Орловым была предложена концепция Быстрого Реактора ЕСТественной безопасности со свинцовым теплоносителем — БРЕСТ [1]. В соответствии с этой концепцией, «естественная безопасность» заключается в детерминистическом исключении наиболее серьезных аварий благодаря внутренним свойствам реактора, а не путем создания инженерных барьеров.

 Разработка проектной документации АС на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ, это стандартное нормативное требование к современным реакторам (п. 1.2.4 НП-001-15). Единственным новым элементом концепции БРЕСТ ‒ золотым ключиком, открывающим, по мнению ее идеологов, дверь в светлое естественно безопасное будущее, является свинцовый теплоноситель: «Уже из качественного обсуждения результатов видно, что использование свинца, в первую очередь благодаря  его химической пассивности и высокой температуре кипения, открывает дорогу к ядерной технологии, последовательно реализующей принцип естественной безопасности» [1].

«Естественная безопасность» стала главным и неубиваемым козырем всего направления реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (Pb и Pb-Bi), обеспечившим этому направлению бесперебойное и приоритетное финансирование в течение последних 30 лет.  По уверению разработчиков БРЕСТа, «внутренне присущая (иначе говоря, естественная) безопасность открывает путь к новой ядерной технологии, гармонично сочетающей качества безопасности, бридинга и экономичности, причем этот подход должен быть распространен как на реакторы и АЭС, так и другие составляющие ядерной системы, включая обращение с радиоактивными отходами» [1].

Нельзя сказать, что концепция «естественной безопасности» встретила всеобщий энтузиазм и одобрение. Например, в сентябре 1991 г. МАГАТЭ был выпущен специальный документ IAEA-TECDOC-626, озаглавленный «Термины, связанные с безопасностью усовершенствованных атомных станций».

Относительно концепции Inherent Safety — внутренне присущей (или естественной) безопасности в этом документе сказано следующее.

Внутренне присущая безопасность предполагает достижение безопасности посредством устранения или исключения неотъемлемых опасностей на уровне основных концептуальных решений, принятых для атомной стации. Неотъемлемые потенциальные опасности на АЭС включают в себя: радиоактивные продукты деления и связанную с ними теплоту распада, избыточную реактивность и, как следствие, возможность скачков мощности, а также выбросы энергии из-за высоких температур, высоких давлений и химических реакций.

Устранение всех этих опасностей требуется для того, чтобы сделать АЭС естественно безопасной. Для реальных энергетических реакторов это представляется невозможным. Поэтому следует избегать термина «естественная безопасность» применительно ко всей атомной станции или ее реакторам.

В 1997 г. МАГАТЭ вновь вернулось к этой теме и выпустило документ IAEA-TECDOC-936, под названием «Термины для описания новых, усовершенствованных атомных станций», в котором имеется специальный раздел — «3.7. Термины, которых следует избегать». В числе этих терминов:

Внутренне (естественно) безопасный проект должен быть исключен при описании АЭС или ее реакторов. Имеет смысл говорить лишь о свойствах внутренней самозащищенности, по отношению к конкретным негативным процессам или опасностям. Достижение абсолютной (внутренне присущей, естественной) безопасности таких сложных объектов, как АЭС или энергетический реактор, невозможно.

Против гегемонии проекта БРЕСТ с его претензиями на естественную безопасность и решение всех проблем атомной энергетики выступили и видные российские специалисты, такие как академики Пономарев-Степной Н.Н. [2] и Ф.М.Митенков [3], вице-президент ядерного общества РФ Гагаринский А.Ю., ведущий специалист по безопасности натриевых реакторов Кузнецов И.А. [4], убедительно показавшие несостоятельность этих притязаний.

Несмотря на доводы оппонентов и предостережения МАГАТЭ творцы БРЕСТа десятилетиями настаивали и продолжают настаивать на естественной безопасности своего проекта. Эта популистская и, по существу, лженаучная терминология, оказалась очень удобной для обоснования всякого рода амбициозных, дорогостоящих, но совершенно бесплодных стратегий (до 2100 года!), программ и проектов, главным героем которых неизменно становился реактор БРЕСТ с прилагаемыми к нему фантастическими, но очень заманчивыми бонусами в виде пристанционного ЗЯТЦ с выжиганием младших актинидов и «сухой» переработкой ОЯТ, неограниченного расширения топливной базы, радэквивалентного захоронения РАО и т.п. Задача экспертизы состояла, в частности, в том, чтобы выяснить, в какой степени данные утверждения и обещания соответствуют реальности.

Концепция безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300

Практическим воплощением принципов «естественной безопасности» стал проект РУ БРЕСТ-ОД-300. В числе факторов, обеспечивающих внутреннюю самозащищенность РУ, указанных ПООБ этого реактора, на первом месте стоит «использование большого объема высококипящего (~2000 К), радиационностойкого, малоактивируемого, негорючего при взаимодействии с водой и воздухом свинцового теплоносителя, обеспечивающего низкие темпы нарастания температуры при нарушениях нормальной эксплуатации».

Перечисляя вслед за А.И. Лейпунским привлекательные, по сравнению с газом, водой и натрием, свойства свинцового теплоносителя, разработчики БРЕСТа забывают об обратной стороне этой свинцовой медали, а именно:

1. Процесс кипения является естественным барьером, ограничивающим рост температуры теплоносителя в аварийной ситуации. Высокая температура кипения свинца (~1750 °С) не препятствует разогреву теплоносителя до температуры плавления конструкционных материалов ~1450 °C, а высокая плотность (~10,5 г/см3) приведет к тому, что расплавленная сталь, как и поглощающие материалы РО СУЗ (B4C, Dy2TiO5), всплывут на поверхность свинца, отделяясь от гораздо более тяжелого (U-Pu)N топлива (~12,2 г/см3), что приведет к вводу огромной положительной реактивности. По расчетам НТЦ ЯРБ, всплытие одних только оболочек твэлов приводит к вводу ~ 7βэф. В этом состоит естественная и неустранимая опасность свинцового теплоносителя, которая не проанализирована и не учтена в ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300.

Описанный процесс наглядно продемонстрирован в эксперименте BR-1, выполненном в НИТИ им. А.П.Александрова на установке РАСПЛАВ-3. В этом эксперименте свинцовый теплоноситель с погруженным в него образцом стали ЭП823-Ш нагревался в тигле до температуры 1660 °С. Вид слитка, получен-ного после охлаждения, показан на рис. 1 [5]. Видно, что расплавленная сталь в свинцовом теплоносителе действительно всплывает вверх и таким образом может эффективно сепарироваться от топливных таблеток.

2. Высокая плотность свинца увеличивает расход энергии на его прокачку, создает проблемы с удержанием ТВС от всплытия и быстрым вводом аварийной защиты, вынуждает прибегать к непроверенным и малообоснованным техническим решениям. Речь идет о цанговом замке, удерживающим ТВС от всплытия, работоспособность которого в течение 4—6 лет в свинцовом теплоносителе не обоснована, а также о поплавковых РО СУЗ, всплывающих по сигналу АЗ под действием силы Архимеда. Время ввода поплавковой АЗ РУ БРЕСТ-ОД-300 в 5 раз! больше, чем в БН-800. Кроме того, 10 000 тонн расплавленного свинца создают серьезную угрозу для целостности металлобетонного корпуса реактора и внутрикорпусного оборудования во время землетрясений.

3. Скорость жидкометаллической коррозии (ЖМК) стали ЭП823-Ш в свинце достигает 10 мм/год (20 толщин оболочки твэла в год!) [4, c. 179] , а анти-коррозионная защита с помощью поверхностных оксидных пленок, на которую возлагают надежду разработчики БРЕСТа, неэффективна. Пленки растрескиваются под напряжением, разрушаются в результате термоциклирования из-за разности коэффициентов теплового расширения окисла и металла, под воздействием эрозии и механического истирания (фреттинга) ‒ факторов, неизбежно проявляющихся в реальных условиях эксплуатации.  

4. Воздействие свинца на конструкционные материалы проявляется также в глубокой деградации их механических свойств. Например, испытания стали ЭП823-Ш на длительную прочность в потоке свинцового теплоносителя с регламентным содержанием кислорода показали, что в интервале напряжений 140—180 МПа при температуре 630 °С (рабочий диапазон температур и напряжений для оболочек твэлов) время до разрушения сокращается в 8—39 раз, по сравнению с испытаниями на воздухе. В 5—7 раз увеличивается скорость ползучести. При 360—420 °С наблюдается жидкометаллическое охрупчивание [4, c. 181].

5. Активное взаимодействие расплавленного свинца с воздухом и водой при разгерметизации 1 контура, при течах или микротечах ПГ приводит к интенсивному образованию и накоплению нерастворенных примесей — окислов свинца и продуктов коррозии с угрозой зашлаковки 1 контура. Кроме того, для образования и поддержания защитной оксидной пленки на поверхности сталей необходимо осуществлять постоянную подачу кислорода в свинцовый теплоноситель, что также способствует образованию шлаков. Крупномасштабные зашлаковки первого контура и активной зоны неоднократно происходили при эксплуатации ЯЭУ со свинцово-висмутовым теплоносителем. На АПЛ К-27 это закончилось плавлением активной зоны. Зашлаковка миллиметровых зазоров между подшипниками скольжения и 9-метровыми направляющими штангами РО СУЗ БРЕСТ-ОД-300 может привести к полной блокировке всплывающей системы аварийной защиты.

6. Свинцовый теплоноситель требует регулярной водородной регенерации — очистки от окислов свинца. На свинцовых стендах ГНЦ РФ-ФЭИ с объемом теплоносителя 70 л водородные очистки проводились через каждые 1000—1500 часов испытаний и занимали от 70 до 100 часов. Регенерация 900 м3 свинца потребует несопоставимо больше времени и большего объема водорода, а следовательно, и специальных мер для обеспечения водородной безопасности РУ в условиях нормальной эксплуатации.

7. Из-за интенсивного образования нерастворенных примесей в свинцовом теплоносителе требуется его постоянная фильтрация. В свое время для петле-вой ЯЭУ АПЛ с объемом СВТ 4—6 м3 был разработан фильтр производитель-ностью 900 м3/ч. Проектная производительность 4 фильтров интегральной РУ БРЕСТ-ОД-300 с объемом свинца 900 м3, в которой только 10 % расхода проходит через фильтры, составляет всего 1500 м3/ч. Вряд такую производительность фильтров можно признать обоснованной.

8. Высокая температура плавления свинцового теплоносителя (327 °С) создает угрозу его замерзания, что неоднократно случалось на установках с СВТ (например, заклинивание насоса, «козёл» и последующее списание АПЛ К-64), и это при том, что температура плавления СВТ на 200 °С ниже, чем у свинца.

Еще один фактор внутренней самозащищенности, отмеченный в ПООБ и декларируемый со времен А.И.Лейпунского: «низкое давление в первом конту-ре, минимизирующее выход активности за границу первого контура при аварийной разгерметизации».

Как отметил еще Ф.М.Митенков [3], данное утверждение справедливо только для трехконтурных РУ с низким давлением во втором контуре. В случае с РУ БРЕСТ-ОД-300 граница первого контура включает в себя ~11000 м2 поверхности теплообменных труб ПГ с толщиной стенки 3 мм и перепадом давления ~16 МПа — в 1,8 раз большем, чем перепад на аналогичной границе РУ ВВЭР-1000. К тому же эта граница находится в гораздо более жестких термомеханических условиях и под воздействием тяжелого коррозионно-агрессивного теплоносителя.

В качестве важнейшего фактора внутренней самозащищенности РУ БРЕСТ-ОД-300 в ПООБ указывается также «использование теплопроводного уран-плутониевого нитридного топлива, обеспечивающего в сочетании со свинцовым теплоносителем коэффициент воспроизводства близкий к 1 и тем самым малый запас реактивности, исключающий разгон на мгновенных нейтронах на энергетических уровнях мощности и ограничивающий воздействие на барьеры безопасности в любом диапазоне мощности». В этой связи необходимо отметить следующее.

1. Ключевыми факторами внутренней самозащищенности в реактивностных авариях являются отрицательные значения коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности реактора. В РУ БРЕСТ-ОД-300 эти коэффициенты отрицательны, но они в 3—8 раз меньше (по модулю) чем, например, в действующих ВВЭР. Свойства внутренней самозащищенности по отношению к реактивностным авариям в «естественно безопасном» РУ БРЕСТ-ОД-300 развиты гораздо слабее, чем в действующих реакторах, что в сочетании с крайней тихоходностью и ненадежностью (из-за возможности зашлаковки) поплавковых РО АЗ создает реальную угрозу ядерной безопасность РУ.

Что касается малого запаса реактивности, «исключающего разгон на мгновенных нейтронах», то независимые исследования [4, c. 156] показали практическую невозможность доказать ограничение максимального запаса реактивности величиной βэф из-за погрешности ядерных данных и технологических неопределенностей. Поэтому на практике это всего лишь благое пожелание, а не внутренне присущее свойство РУ БРЕСТ-ОД-300.

2.  Послереакторные исследования твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 с нитридным топливом, облученных в БОР-60 и БН-600, обнаружили внутритвэльную язвенную коррозию глубиной до 170 мкм, фронтальное азотирование на глубину 10—30 мкм и науглероживание глубиной до 100 мкм, приводящие к многократному снижению пластичности оболочки, что никак не учитывается в проекте твэла РУ БРЕСТ-ОД-300. Установлено, что скорость распухания нитридного топлива в 1,5—2 раза выше, чем у МОХ-топлива.  

3. Послереакторные исследования обнаружили наличие многочисленных сколов топливных таблеток, локальные деформации, овализацию и удлинение оболочек твэлов с нитридным топливом. Основная причина формоизменения оболочек — жесткий механический контакт сердечника с оболочкой, который наступает сразу же после выхода реактора на мощность из-за растрескивания и фрагментации топливных таблеток, что приводит к значительному росту напряжений в оболочках и, как следствие, к интенсификации кислородной и локальной жидкометаллической коррозии со стороны свинцового теплоносителя, к резкому сокращению времени до разрушения оболочки.   

4. Еще одной проблемой СНУП-топлива РУ БРЕСТ-ОД-300 является интенсивная наработка 14С по реакции 14N(n,p)14C , одного из наиболее опасных для человека радионуклидов, легко встраивающегося в пищевые цепочки. В РУ БРЕСТ-ОД-300 за год нарабатывается столько же 14С, сколько его за тот же период образуется в атмосфере Земли под действием космического излучения. Периодом полураспада 14С  — 5700 лет. Невозможно гарантировать сохранение физических барьеров на пути распространения этого нуклида в окружающую среду на протяжении многих тысячелетий. Если один энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 способен нарушить мировой баланс по этому изотопу, то что будет, когда подобных реакторов станет много, а мощность каждого из них возрастет в 3—5 раз. Наработка и захоронение огромного, по сравнению с имеющимся в природе, количества 14С противоречит декларируемой в проекте РУ БРЕСТ-ОД-300 концепции радиационно-эквивалентного захоронения, а следовательно, и всей концепции «естественной безопасности». Это экологическое преступление, совершаемое в 10 км от полумиллионного Томска.

И в СССР, и за рубежом внедрение нитридного топлива всегда связывалось с использованием 15N. Поэтому, если всерьез планировать внедрение такого топлива, необходимо создать производства по обогащению азота изотопом 15N, содержание которого в природной смеси составляет всего 0,365 %. Кроме того, потребуется новая технология переработки облученного СНУП-топлива, позволяющая возвращать в топливный цикл не только уран и плутоний, но и достаточно дорогой 15N. В ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 о такой перспективе ничего не сообщается. Никаких данных о накоплении 14С в процессе 30-летней эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300, оценок возможного выхода этого изотопа в окружающую среду при переработке топлива в пристанционном топливном цикле и о радиационных последствиях этого выхода для населения в ПООБ также не представлено.

Заключение

Природные свойства свинца (высокая коррозионная агрессивность, высокая плотность, высокая температура плавления и кипения) делают его главным повреждающим фактором для физических барьеров, постоянной угрозой для безопасности реакторной установки и ее работоспособности.

Использование свинцового теплоносителя привело к существенному усложнению конструкции реактора и условий его эксплуатации.

Представленные в ПООБ данные не позволяют говорить не только о «естест-венной безопасности» РУ БРЕСТ-ОД-300, но и о его безопасности в том      смысле, как она определяется действующими нормативными документами. Не случайно в экспертном заключении, на основании которого Ростехнадзор выдал лицензию на этапе сооружения РУ БРЕСТ-ОД-300, отмечено более 900 несоответствий требованиям действующих ФНП в области использования атомной энергии. 

                                         Список литературы

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

2.     Пономарёв-Степной Н.Н. О возможностях и путях осуществления инициативы Президента Российской Федерации. ‒ Ядерный контроль, 2001, т. 7, № 2 (56), с. 44—48.

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

4.     Нигматулин Б.И., В.А. Пивоваров. Реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса. ‒ М.: «Литтерра», 2023.

5.     Альмяшев В.И., Хабенский В.Б., Крушанов Е.В. и др. Эксперименталь-ные исследования высокотемпературного взаимодействия стали со свинцовым теплоносителем. ‒ Теплофизика высоких температур, 2021, т. 59. № 5, с. 762—769.

6.     Забудько А.Н., Бугреев М.И., Иванов К.Д. и др. О возможности исследо-ваний отработавших кассет и твэлов реакторов АПЛ с ТЖМТ проектов 705 и 705К для обоснования технологий перспективных ЯЭУ. ‒ Тез. докл. Науч.-техн. конф. «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2018)», 16—18 мая 2018, г. Обнинск : ГНЦ РФ-ФЭИ, 2018, с. 82—84.

 

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


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

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.70
Ответов: 27


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 36 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Цитата: "И в СССР, и за рубежом внедрение нитридного топлива всегда связывалось с использованием 15N. Поэтому, если всерьез планировать внедрение такого топлива, необходимо создать производства по обогащению азота изотопом 15N, содержание которого в природной смеси составляет всего 0,365 %. Кроме того, потребуется новая технология переработки облученного СНУП-топлива, позволяющая возвращать в топливный цикл не только уран и плутоний, но и достаточно дорогой 15N. В ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 о такой перспективе ничего не сообщается. Никаких данных о накоплении 14С в процессе 30-летней эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300, оценок возможного выхода этого изотопа в окружающую среду при переработке топлива в пристанционном топливном цикле и о радиационных последствиях этого выхода для населения в ПООБ также не представлено" 
Вот это достаточно интересная загадка.
Что можно сказать:нитридное топливо на изотопе N14 по определению не будет эксплуатироваться. Так как главный смысл плотного топлива в быстром бридере - поднять КВ, а также во вторую очередь немного снизить критмассу, по сравнению с обычным хорошо освоенным оксидным топливом.
КВ на нитриде N14 не выше чем при оксиде из-за поглощения нейтронов.Смысл в нитриде есть только и исключительно при N15.Но Россия со времён распада СССР не имеет установок производства N15, даже B10 и то не имеет. Хочется надеяться что хоть дейтерий и литий-6 производить установки разделения изотопов сохранились. 
При этом, также, ничего не делается для создания технологии повторного использования N15 при переработке ОЯТ.
Как это всё увязать воедино?Возникла даже конспирологическая гипотеза. НИКИЭТ как известно помешан на секретности.В связи с необходимостью выбивать финансирование они раскрыли, что нужны работы по "ПЛОТНОМУ ТОПЛИВУ". Для конспирации во все открытые документы пишут "плотное НИТРИДНОЕ топливо".
На самом деле секретно работы ведутся по допустим плотному СИЛИЦИДНОМУ топливу.Перед распадом СССР, был в НИКИЭТ практически доведён до внедрения на РБМК их перевод на топливо U3Si  плотностью около 15. 
Возможно, имеющуюся технологию  U3Si решили приладить на БРЕСТ а про "нитрид" говорят общественности для отвода глаз и для обмана тех, кто попытается в частном порядке продать иностранцам свои познания в этой области - ведь многие при СССР работали на "ящиках" и были причастны с той или иной стороны к этим работам прямо или косвенно в большей или меньшей мере.
Если это U3Si,  никакого N15 производить не нужно и никакого С14 там не нарабатывается. Но населению - а тем паче иностранным коллегам - НИКИЭТ этого не скажет. Оттого и возникают нестыковки при анализе данных из открытых источников. 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Если это U3Si,  никакого N15 производить не нужно и никакого С14 там не нарабатывается. Но населению - а тем паче иностранным коллегам - НИКИЭТ этого не скажет. Оттого и возникают нестыковки при анализе данных из открытых источников.?????????????????? Поясните, пожалуйста, эту фразу для "домохозяев". Можно ли в бридерах использовать силицидное топливо и чем оно лучше?


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Цитата: "И в СССР, и за рубежом внедрение нитридного топлива всегда связывалось с использованием 15N. Поэтому, если всерьез планировать внедрение такого топлива, необходимо создать производства по обогащению азота изотопом 15N, содержание которого в природной смеси составляет всего 0,365 %. Кроме того, потребуется новая технология переработки облученного СНУП-топлива, позволяющая возвращать в топливный цикл не только уран и плутоний, но и достаточно дорогой 15N. В ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 о такой перспективе ничего не сообщается. Никаких данных о накоплении 14С в процессе 30-летней эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300, оценок возможного выхода этого изотопа в окружающую среду при переработке топлива в пристанционном топливном цикле и о радиационных последствиях этого выхода для населения в ПООБ также не представлено" 
Вот это достаточно интересная загадка.
Что можно сказать:нитридное топливо на изотопе N14 по определению не будет эксплуатироваться. Так как главный смысл плотного топлива в быстром бридере - поднять КВ, а также во вторую очередь немного снизить критмассу, по сравнению с обычным хорошо освоенным оксидным топливом.
КВ на нитриде N14 не выше чем при оксиде из-за поглощения нейтронов.Смысл в нитриде есть только и исключительно при N15.Но Россия со времён распада СССР не имеет установок производства N15, даже B10 и то не имеет. Хочется надеяться что хоть дейтерий и литий-6 производить установки разделения изотопов сохранились. 
При этом, также, ничего не делается для создания технологии повторного использования N15 при переработке ОЯТ.
Как это всё увязать воедино?Возникла даже конспирологическая гипотеза. НИКИЭТ как известно помешан на секретности.В связи с необходимостью выбивать финансирование они раскрыли, что нужны работы по "ПЛОТНОМУ ТОПЛИВУ". Для конспирации во все открытые документы пишут "плотное НИТРИДНОЕ топливо".
На самом деле секретно работы ведутся по допустим плотному СИЛИЦИДНОМУ топливу.Перед распадом СССР, был в НИКИЭТ практически доведён до внедрения на РБМК их перевод на топливо U3Si  плотностью около 15. 
Возможно, имеющуюся технологию  U3Si решили приладить на БРЕСТ а про "нитрид" говорят общественности для отвода глаз и для обмана тех, кто попытается в частном порядке продать иностранцам свои познания в этой области - ведь многие при СССР работали на "ящиках" и были причастны с той или иной стороны к этим работам прямо или косвенно в большей или меньшей мере.
Если это U3Si,  никакого N15 производить не нужно и никакого С14 там не нарабатывается. Но населению - а тем паче иностранным коллегам - НИКИЭТ этого не скажет. Оттого и возникают нестыковки при анализе данных из открытых источников.






=======



Силицидным топливом сейчас уже никого не удивишь.Даже иранцы этим занимаются.


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Браво авторам! Однако, кто-то ещё бы в НТЦ ЯРБ и в Прорыве из умных и не очень умных нечестных прислушался к заключениям честных умных людей. Пока получается только одобрямс. Патологоанатом


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Анализ безопасности практически делался "на пальцах". Нет анализа неопределенности и чувствительности, как это предписывают НД. 
Коды не валидированы для условий БРЕСТа.  Экспертьиза НТЦ ЯРБ заказная.


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Цитата: " Можно ли в бридерах использовать силицидное топливо и чем оно лучше?"

Потенциально оно лучше по сравнению с оксидом:
* высокая плотность, около 15;
* малое замедление нейтронов так как атомная масса кремния больше чем у кислорода, и один атом кремния на 3 атома урана вместо 6 атомов кислорода в оксиде;
* хорошая теплопроводность, U3Si по свойствам ближе к легированным металлическим топливам.

Можно ли использовать - это предмет исследований.

Радиационная стойкость U3Si невысокая, однако в РБМК с его (20 МВт*сутки/тонна) стойкости хватало на кампанию.
В принципе, частая радиохимпереработка не противоречит высокому КВ, благо что переработка и рефабрикация свежего топлива - пристанционные. 

Кроме того. По вопросу распухания металлических топлив под нейтронным облучением существует концепция, чтобы кашица из распухшего металла удерживалась внешней жесткой оболочкой ТВЭЛа. Тогда ТВЭЛ U3Si с изначальным неполным заполнением распухнет до оболочки - и дальше не распухает даже при очень больших выгораниях. 

Плотность будет не 15 а допустим 12, всё равно чуть больше чем в оксиде. Зато нет замедления от упругого рассеяния нейтронов на многочисленных лёгких ядрах кислорода. 

Эти концепции развивались и на Западе в 1960-е, но впоследствии США и Евросоюз стали видеть в реакторах на быстрых нейтронах не энергетику будущего, а расползание ядерного оружия по всему миру - и свернули все работы. 




[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
в РБМК с его (20 МВт*сутки/тонна) 
Опечатка: имелось ввиду (20 ГВт*сутки/тонна) равно (20 МВт*сутки/килограмм) равно (20000 МВт*сутки/тонна).



[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
отличная статья. по физике все ясно сформулировано и хорошо обоснованно. картонный реактор. 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Критика БРЕСТа авторами, несомненно, обоснована. Как ни хорош свинец с нейтронно-физической точки зрения, за 30 (почти) лет разговоров об использовании свинца в качестве теплоносителя для реакторов никому не удалось  продемонстрировать техническую возможность реализации свинцового охлаждения.  Но при чём тут А.И.Лейпунский? Да, В.В.Орлов был в своё время его заместителем, но  идея использовать свинец в качестве теплоносителя для быстрых реакторов принадлежит ему одному! И идея эта необоснована только технологически, а вот экономическая её целесообразность убедительно продемонстрирована  Е.О.Адамовым  - это знают все разработчики БРЕСТа, финансовое обеспечение которых обеспечивалось в течение всего этого столетия.Александр Ильич ну никакого отношения к БРЕСТу и естественной безоасности не имеет.


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
 
  • БРЕСТ – это реактор для страны, не имеющей статуса ядерной державы с самостоятельной политикой, не имеющей намерений производить ядерное оружие.
  • Быстрый реактор без боковых зон воспроизводства (без бланкита) – сверхдорогая АЭС, сверхопасная АЭС, пацифистская АЭС. Как и все другие гражданские АЭС, БРЕСТ лишь производит на своей территории продукты ядерных реакций, не производя ядерных оружейных материалов.
  • БРЕСТ создавался, в первую очередь, для демонстрации намерений России преодолевать проблемы нераспространение плутония. Реактор использует плутоний (238/239/240/241/242 = ~0,9/~64,5/~27/~3,9/~3,7), который не пригоден для оружейных технологий наших дедов.
  • Такой плутоний имеет в пять раз более высокую удельную альфа-активность, имеет на порядок больший удельный нейтронный поток, на порядок большее удельное энерговыделение, и без длительной выдержки (сотни лет) и/или без разделения изотопов не может быть использован в «кустарном» производстве ядерных оружейных материалов.
  • Принципиальным для БРЕСТ, как реактора соответствующего принципам нераспространения ядерного оружия (нераспространение плутония), является нулевой бридинг плутония. Прирост запасов плутония равен потерям плутония в ЗЯТЦ, и БРЕСТ никогда не сможет работать в двухкомпонентной ядерной энергетике, а только как утилизатор накопленных в АЭС инвентарных запасов плутония (состав плутония в ОЯТ ВВЭР, так называемый энергетический плутоний, близок к равновесному составу БРЕСТ).
  • Дементий Башкиров
 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
 
  • Гипотетически-теоретически возможно сделать реактор с запасом реактивности, не позволяющим осуществить ядерный взрыв реактора. Для этого необходимо выполнить минимум два условия:
  • - 1 не превышение эффективного бета при всех температурах и режимах эксплуатации, и
  • - 2 разрушение реактора без ядерного взрыва, (разделение на части, расплавление, испарение, но не ядерный взрыв реактора), при аварии с подъемом температуры начала резонанса нечетных изотопов плутония (239 и 241). Назовём эти два требования Естественные Ядерные Предохранители.
  • Не подвергается сомнению тот факт, что колоссальный запас радиационной энергии (актиниды и продукты деления), тепловой энергии, механической энергии, химической энергии взрывоопасных веществ, всегда будет присутствовать в реакторе, и необходимо разрабатывать безопасные технологии обращения с этой энергией в аварийных ситуациях. Соответственно, реактор должен иметь Естественную Радиационную Защиту (в первую очередь газообразные продукты деления), надёжный Механический Предохранитель, запас холода для Теплового Предохранителя, автоматическую систему предотвращения взрывов радиолизных газов - Химический Предохранитель.
  • Анализ требований разных типов предохранителей, или разных типов аварий на реакторе, приводит к принципиальным противоречиям, в первую очередь, Радиационных Предохранителей и Ядерных Предохранителей. Это наглядно видно в современной концепции защиты реактора АЭС ТР от ядерной аварии в виде ловушки расплава. Ловушка расплава, разогретого до плавления оксидной керамики, защищает реактор от ядерного взрыва сверхвысокой мощности, но при этом жертвуется радиационная безопасность – все (большинство) летучие продукты деления оказываются в окружающей среде. Грубо говоря, авария типа Чернобыль считается приемлемой, а ядерный взрыв типа взрыва ЯО 20 Мт – неприемлемой, хотя по радиационным последствиям они равноценны.
  • Современные концепции безопасности АЭС, (в виде ловушек расплава) сделали выбор за потребителя. Осколки деления ОЯТ АЭС (так называемые РАО) считаются безопасными для окружающей среды, а актиниды – опасными.
  • Ядерная безопасность БРЕСТ из той же концепции. Лишь бы не было ядерного взрыва, а радиационные последствия, в виде накопленных продуктов деления за годы на номинальной мощности, могут быть максимального масштаба. 
  • Дементий Башкиров
 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 31/05/2023
Гипотетически-теоретически возможно сделать реактор с запасом реактивности, не позволяющим осуществить ядерный взрыв реактора.

Конец цитаты.
Не понял, скачок/разгон на мгновенных нейтронах - это ядерный взрыв реактора?


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
 
  • Сухая скоростная переработка ОЯТ (советская концепция ЗЯТЦ БН), с военно-политической точки зрения – это перманентная ядерная война, угрожающая целому региону страны-переработчика ОЯТ, где расположен завод РТ. В результате нескольких лет применения таких технологий будет окончательно выведена из строя территории рядом с комбинатом РТ.
  • Выбросы актинидов в окружающую среду при сухих технологиях, экспериментально найденные в ARNL (1960-е) и ХТО НИИАР (1970-80-е) составляют от 5% при нормальной эксплуатации РТ, и до 100% при радиационных авариях (без учёта так называемых сухих СЦР, когда добавляются мгновенные продукты реакции).
  • Общемировая концепция эксплуатации АЭС исключает какую бы то ни было переработку ОЯТ ТР с выдержкой менее 10 лет. При снижении времени выдержки менее 0,5 лет, радиационная опасность ОЯТ (пропорциональна остаточной энергии ОЯТ) возрастает в 20-50 раз.
  • Агрессивная политика Прорыва, когда от НИИАР требовали проведения скоростной сухой переработки ОЯТ (2008-2015), вполне могла привести к тяжелым авариям, если бы не сопротивление советских специалистов радиохимии и ЯРБ в НИИАР.
  • Дементий Башкиров
 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
А для братского китайского народа сейчас актуальна задача наработки 1000 боеголовок к 30 году на CFR-600 (наш БН-600). Урановые ТВС мы им поставили. Так что проблема КВ у всех разная. дОцент


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Для @братского китайского народа@ наработать плутоний оружейного качества, причем даже внутри самой активной зоны, с последующим его извлечением без сложной химической переработки достаточно просто, если применить разработанное композитное топливо. Статьи есть на моем RG.
Там в твэле в каркасе из ураноемкой топливной композиции  с обеденным ураном размещен также порошок из диоксида плутония. Он и выгорает вначале, а каркас нарабатывает плутоний и работает как зона воспроизводства. Потом твэл режется, топливо дробится, мелкая фракция диоксида плутония плохого качества проходит сквозь сито, а крупная с ураном и наработанным плутонием оружейного качества остаётся на сите. Такие образцы ТВЭЛов я делал, публиковал и докладывал на конференциях, правда давно. 
Всем было безразлично, кроме китайцев. Правда в Страсбурге ко мне приставал один чиновник из США с требованием этим не заниматься. Мог бы и не стараться, так как наши эффективные менеджеры и без него эту концепцию похоронили. А общая ураноемкость под оболочкой твэла была не хуже, чем у нитрида урана. 
С уважением, АлС


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Цитата: "Быстрый реактор без боковых зон воспроизводства (без бланкита)"
Бланкет, не только торцевой а даже боковой, можно легко добавить в конструкцию.
Придёт время, объявят:что проект БРЕСТа без бланкета, с К=1 декларировался вынужденно в годы когда у власти в стране были враги отечества, "пятая колонна". Которая морила голодом патриотов в наукоградах и могла арестовать их за стремление поставлять оружейный плутоний в вооружённые силы России и странам-союзникам. 
Это сейчас в России бывает, что на научных конференциях выступает Ахмед Хасан или Хасан Ахмед. Но в годы когда БРЕСТ начинался укрепление военной ядерной мощи родины было под негласным запретом. Вот и изворачивались как могли декларациями того к чему не стремились, вроде КВ=1 вместо максимально достижимой цифры.






[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 22/05/2023
Первоклассник приходит в магазин школьных принадлежностей и спрашивает:- Тетенька, а у вас есть клей для 1-го класса?- Нет, мальчик.- А тетради в кружочек?- В какой еще кружочек? Тоже нет. Стоящий позади гражданин сердито говорит.- Мальчик, не морочь продавцу голову и не отнимай время у людей. Девушка, а мне, покажите глобус Украины.


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Цитата: "Сухая скоростная переработка ОЯТ (советская концепция ЗЯТЦ БН), с военно-политической точки зрения – это перманентная ядерная война, угрожающая целому региону страны-переработчика ОЯТ, где расположен завод РТ. В результате нескольких лет применения таких технологий будет окончательно выведена из строя территории рядом с комбинатом РТ."
Уважаемый Дементий, такая трактовка является некорректной подменой понятий: сравните потенциальный риск производственного объекта с гидроэлектростанцией "Три Ущелья" в китае. Там многие кубические километры воды нависают над городами-миллионниками. Общепризнано  что в случае разрушения плотины одним термоядерным боезарядом, либо в результате землетрясения, в наводнении погибнут десятки миллионов жителей: несколько процентов населения китая. 
Но это не стало препятствием для постройки и эксплуатации объекта. Логика в том, что без дешёвой электроэнергии ГЭС эти десятки миллионов жителей всё равно жили бы в экономическом рабстве у иностранцев. Да, в случае войны погибнут но жить в мирное время без ГЭС "прикованными к вёслам на галерах" они не будут. 
Ну а территория ушедшая под затопление водохранилищем - трактуется как часть страны отданная под соответствующую сферу деятельности. Под хозяйственную деятельность человека. 
Так же и с радиохимическим заводом в нашей стране:у нас что-ли земли мало? Из 17.125.000 квадратных километров в России, по памяти, площадью городов занят 1%. Ещё 1,3% занято промпредприятиями в том числе дороги, железные дороги, просеки ЛЭП, аэродромы, АЭС, угольные и прочие карьеры и шахты. Под пахотную землю отведено менее 10% территории где климат позволяет и где нет вечной мерзлоты. Около половины - 8.000.000 квадратных километров - низкопродуктивные "земли лесного фонда". Значительный процент в них "зоны контроля" пожарной охраны: в случае лесных пожаров их разрешается местным властям не тушить в связи с очень низкой плотностью населения и отсутствием дорог для проезда тяжёлой техники. 
Достаточно выделить под радиохимический завод ЗЯТЦ совсем малый регион - наподобие Челябинска-40 "Озёрска" на Урале с озером Карачай - чтобы обеспечить возможность России развивать реакторы на быстрых нейтронах. Благо есть реки текущие тысячи километров в Северный Ледовитый Океан без населения ниже по течению. Ведь в идеале всю, или почти всю землю, надо стремиться охватить хозяйственной деятельностью человека.
У нас там никто не живёт, не как в китае под плотиной огромной ГЭС. 





[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Уточнение статистики по нашей стране:*площадь населённых пунктов = сумма городов и посёлков = 1,2%;*площадь промышленности 1% в том числе площадь санитарно-защитных лесных  зон, а если считать вместе с площадью всевозможных спецобъектов и военных полигонов то 2,8% *площадь земель сельхозназначения 22% но из них пахотная земля (1/3) остальное сенокосы для животноводства;*площадь лесного фонда 65%, при вычете тундры у полярного круга получается порядка 50%.Картинка где это наглядно изображено 
https://ourcountryindata.ru/wp-content/uploads/2019/07/landUse.png 



[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Ещё уточнение.
В России сейчас 69.000 всевозможных хозяйствующих субъектов землепользования вплоть до казачьих обществ. В среднем 1.000 жителей трудоспособного возраста на одну организацию. 
За всеми организациями в сумме закреплено 4,13 миллиона квадратных километров которые хоть как-нибудь потенциально используются. Из них задействованная посевная площадь пахотной земли 0,8 миллиона квадратных километров. 
Получается: хоть как-нибудь в хозяйственной деятельности - даже потенциально возможной но по разным причинам сейчас активно не ведущейся - используются практически ровно (1/4) площади России. 
Остальное лесной фонд: 8.000.000 квадратных километров на которых для ровного счёта по 10.000 тонн древесины на квадратный километр итого 80 миллиардов тонн, по 10 тонн на каждого жителя планеты. Можно срубать по 0,5 миллиона тонн в год бесконечно долго. Однако срубают менее 0,2 миллиона тонн в год, остальное сгорает в лесных пожарах. 
Вывод:хозяйство России легко может выделить даже 0,1% территории пустующей земли под полигон радиохимической переработки отработанного ядерного топлива ЗЯТЦ быстрых реакторов.





[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
 по 0,5 миллиона тонн в год бесконечно долго. Однако срубают менее 0,2 миллиона тонн в год

Опечатка: конечно миллиарда, не миллиона.



[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Цитата: "Общемировая концепция эксплуатации АЭС исключает какую бы то ни было переработку ОЯТ ТР с выдержкой менее 10 лет. При снижении времени выдержки менее 0,5 лет, радиационная опасность ОЯТ (пропорциональна остаточной энергии ОЯТ) возрастает в 20-50 раз."
Переработка ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, да ещё длительной выдержки /десятилетия/ задача лёгкая по сравнению со свежим ОЯТ быстрых реакторов.
В быстром реакторе, по порядку величины, загрузка 4 тонны плутония-239 на 1 ГВт(эл), длительность топливной кампании пусть 2 года. Тогда при времени внешнего топливного цикла 0,5 года общая потребная масса плутония-239 пять тонн на ГВт(эл). При выдержке ОЯТ 10 лет требуется 24 тонны плутония на ГВт: 4 тонны в реакторе и 20 тонн в хранилище выдержки ОЯТ.
При выдержке ОЯТ перед переработкой 50 лет потребуется  по 100 тонн плутония-239 на каждый ГВт что означает: бридеры будут в первом поколении в единичных экземплярах во всём мире, либо будут работать на обогащённом уране-235 как и обычные легководные реакторы. Сжигая уран-235 а не уран-238 переводя его сначала в плутоний-239 затем в осколки деления.




[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
 
  • Неразделение и пролиферация плутония
  • Одновременно с БРЕСТ (или в дополнении к БРЕСТ, а скорее, неразрывным тандемом к идее БРЕСТ), в пиротехнологии ЗЯТЦ БРЕТ была идея неразделения. Это один из (спорных и неоднозначных) принципов нераспространения плутония – вместо не выделять плутоний из ОЯТ, замена на не разделять плутоний и уран. В отличие от основного варианта невыделения, неразделение отрывает лёгкий доступ посторонним лицам к плутонию, практически не защищённому жесткими гамма-излучателями.
  • Пирохимия НИИАР, в качестве неоспоримого преимущества своей технологии, заявляла о возможности регенерации ОЯТ за несколько быстрых высокотемпературных переделов. По-другому говоря, нагреваем ОЯТ, расплавляем оболочки и чехлы, отгоняем продукты деления, америций, кюрий, и получаем очищенное (регенерированное) топливо. Технология своими процессами напоминает аварию части АЗ при перегреве с расплавлением, но под контролем и в защитном оборудовании.
  • Ферми, когда разрабатывал свой бридер в 1946, был уверен, что за время останова реактора на перегрузку топливо АЗ будет переочищено и поставлено в реактор. Никакого дополнительного плутония, кроме как в АЗ, на время химической переработки ОЯТ не предусматривалось. 
  • После 1951 года появилась концепция двух АЗ – одна работает, другая в радиохимической переработке.
  • Бланкит при любой концепции живёт своей жизнью – перерабатывается по собственному графику, в зависимости от требуемого обогащения. 
  • У БРЕСТ-ОД-300, при перегрузке один раз в год (заявлено 300 суток) и замене одной третьей части АЗ, в идеале должно быть 1,33 комплекта топлива. Один комплект работает в реакторе (внутренняя стадия цикла), одна четвёртая в стадии выдержки, очистки от продуктов деления и фабрикации (внешняя стадия цикла).
  • Каждый комплект топлива в АЗ БРЕСТ – это примерно 7,5 тонн равновесного плутония на 1 ГВтэ, а в цикле должно находиться 9,4 тонны плутония равновесного изотопного состава. Если считать, что ВВЭР-1000 накапливает 250 кг плутония за год, то для получения 7,5 тонн потребуется 37 лет работы на номинале.
  • Накопленные мировые запасы плутония составляют порядка 5000 тонн. Этого количества хватит на 530 ГВтэ реакторов БРЕСТ при 1,33 комплектах (выдержка 1 год), 190 ГВтэ при 4,3 комплектах (выдержка 10 лет), и 80 ГВтэ при 10,9 комплектах (выдержка 30 лет).
  • На практике последний вариант технологии регенерации продемонстрирован комбинатами МАЯК (РТ) и ГХК (ФТ) в 2019 году, при изготовлении МОКС-топлива для БН-800.
  • В 2014 году Прорыв (в грубой форме) категорично отказался от сухих технологий в пользу традиционных мокрых технологий с раздельной очисткой плутония и урана. Этот отказ означает, что мировое сообщество должно рассчитывать на долгосрочную перспективу использования АЭС не более 190 ГВтэ, а реально не более 80 ГВтэ.  
  • В случае удачных экспериментов с регенерацией топлива по мокрому варианту, чтобы перейти на прорывные технологии мокрого ЗЯТЦ с УМ 500 ГВтэ, мировому парку АЭС потребуется примерно 100 лет, и дополнительно 4 миллиона тонн природного урана (к израсходованным 2 млн тонн). В цикле будет «крутиться» 15000 тонн равновесного плутония.
  • Как это всё будет выглядеть с точки зрения пролиферации плутония.
  • Инвентарные запасы «цивильного» плутония позволят за 4 года изготовить 4,3 млн боеголовок мощностью 20 кт (3,5 кг гражданского плутония на изделие), на имеющейся инфраструктуре, не меняя мощности радиохимии 3750 тонн плутония в год.
  • Уровень современных ядерных технологий (1995) позволяет поделить 1 кг плутония-239 (97% обогащения) из 2 кг в изделии. В 1945 – 1 кг из 6 кг.
  • Дементий Башкиров
 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
 
  • Прошу прощения за предыдущий комментарий. Следует читать:
  • Неразделение и пролиферация плутония
  • Одновременно с БРЕСТ (или в дополнении к БРЕСТ, а скорее, неразрывным тандемом к идее БРЕСТ), в пиротехнологии ЗЯТЦ БРЕТ была идея неразделения. Это один из (спорных и неоднозначных) принципов нераспространения плутония – вместо не выделять плутоний из ОЯТ, замена на не разделять плутоний и уран. В отличие от основного варианта невыделения, неразделение отрывает лёгкий доступ посторонним лицам к плутонию, практически не защищённому жесткими гамма-излучателями (теряется самозащищённость плутония).
  • Пирохимия НИИАР, в качестве неоспоримого преимущества своей технологии, заявляла о возможности регенерации ОЯТ за несколько быстрых высокотемпературных переделов, не разделяя уран и плутоний. По-другому говоря, нагреваем ОЯТ, расплавляем оболочки и чехлы, отгоняем продукты деления, америций, кюрий, и получаем очищенное (регенерированное) топливо. Технология своими процессами напоминает аварию части АЗ при перегреве с расплавлением, но под контролем и в защитном оборудовании.
  • Ферми, когда разрабатывал свой бридер в 1946, был уверен, что за время останова реактора на перегрузку топливо АЗ будет переочищено и поставлено в реактор. Никакого дополнительного плутония, кроме как в АЗ, на время химической переработки ОЯТ не предусматривалось. 
  • После 1951 года появилась концепция двух АЗ – одна работает, другая в радиохимической переработке.
  • Бланкит при любой концепции живёт своей жизнью – перерабатывается по собственному графику, в зависимости от требуемого обогащения. 
  • У БРЕСТ-ОД-300, при перегрузке один раз в год (заявлено 300 суток) и замене одной третьей части АЗ, в идеале должно быть 1,33 комплекта топлива. Один комплект работает в реакторе (внутренняя стадия цикла), одна треть в стадии выдержки, очистки от продуктов деления и фабрикации (внешняя стадия цикла).
  • Каждый комплект топлива в АЗ БРЕСТ – это примерно 7,5 тонн равновесного плутония на 1 ГВтэ, а в цикле должно находиться 10 тонн плутония равновесного изотопного состава. Если считать, что ВВЭР-1000 накапливает 250 кг плутония за год, то для получения 10 тонн потребуется 40 лет работы на номинале – для старта БРЕСТ 1 ГВтэ.  
  • Накопленные мировые запасы плутония составляют порядка 5000 тонн. Этого количества хватит на 500 ГВтэ реакторов БРЕСТ при 1,33 комплектах (выдержка 1 год), 115 ГВтэ при 4,3 комплектах (выдержка 10 лет), и 45 ГВтэ при 10,9 комплектах (выдержка 30 лет).
  • Первый вариант позволяет уже сегодня перейти с современных АЭС на ЗЯТЦ БРЕСТ, без потери мощности атомной генерации. Дело техники. 
  • На практике последний вариант технологии регенерации продемонстрирован комбинатами МАЯК (РТ) и ГХК (ФТ) в 2019 году, при изготовлении МОКС-топлива для БН-800.
  • В 2014 году Прорыв (в грубой форме) категорично отказался от сухих технологий в пользу традиционных мокрых технологий с раздельной очисткой плутония и урана. Этот отказ означает, что мировое сообщество должно рассчитывать на долгосрочную перспективу использования АЭС не более 115 ГВтэ, а реально не более 45 ГВтэ.  
  • В случае удачных экспериментов с регенерацией топлива по мокрому варианту, чтобы перейти на прорывные технологии мокрого ЗЯТЦ с УМ 500 ГВтэ, мировому парку АЭС потребуется примерно 100 лет, и дополнительно 4 миллиона тонн природного урана (к израсходованным 2 млн тонн). В цикле будет «крутиться» 20 000 – 50 000 тонн равновесного плутония.
  • Как это всё будет выглядеть с точки зрения пролиферации плутония.
  • Уровень современных ядерных технологий (1995) позволяет поделить 1 кг плутония-239 (97% обогащения) из 2 кг в изделии. В 1945 – 1 кг из 6 кг.

  • Прочитать остальные комментарии...


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Цитата: "Инвентарные запасы «цивильного» плутония позволят за 4 года изготовить 4,3 млн боеголовок мощностью 20 кт (3,5 кг гражданского плутония на изделие)"
Неправильно посчитали даже для перспективного /неизвестно на какой год/ указанного Вами запаса 15.000 тонн плутония-239.
На самом деле оценить количество плутония на боезаряд среднего калибра /200 килотонн/ можно из следующих оценок.Критмасса металлической сферы без отражателя 17 килограмм в дельта-фазе кристаллической решётки, перевод сжатием в альфа-фазу снижает до 10 с копейками килограмм 239-го. Если применена изотопная смесь из ЛВР где (1/3) плутония-240, критмасса будет больше. И если форма не сфера а цилиндр - ещё на 14% увеличение. 
Отражателем можно снизить критмассу раза в два- три для чистого 239-го: переборщить нельзя так как при слишком большом отражателе реакция идёт на медленных нейтронах и не успеет разогнаться. 
Предположим, сжатие цилиндра из 10 килограмм реакторного плутония с отражателем делается в компактной лёгкой боеголовке быстрой ракеты системы ПРО, где нет ни объёма ни возможности положить большую массу обычной взрывчатки. Энерговыход будет предположим 5 килотонн, прореагирует 5% плутония-239 а 240-й мало вступит в реакцию. Дальше, в общем объёме с первым зарядом, за внешней толстой оболочкой не пропускающей мягкое гамма-излучение, экраинированная от нейтронов карбидом Бора-10, вторая 10-килограммовая сфера реакторного плутония просто лежит с небольшим количеством дейтерида лития в центре для стартового источника нейтронов. Она и сдетонирует, предположим (2/3) ядер разделится /в том числе 240-й на быстром спектре/ что обеспечит общий энерговыход уровня 100 килотонн. Радиус действия 3 километра по неукрытой пехоте. Масса всего боезаряда килограмм 200 из которых плутоний 20 килограмм, цилиндрическая имплозия не требует сложной системы синхронизации детонаторов и каких-либо хрупких деталей. Всё это складывается в конус с теплозащитным экраном, чтобы центр масс по продольной оси находился ближе к носу чем центр давления ради статической устойчивости. 
Мировой запас плутония порядка 2000 тонн, соответственно порядка 100.000 боезарядов на все сверхдержавы вместе взятые. На практике, вторую сферу зачастую делают из урана-235: околокритическая масса с которой безопасно работать 40 килограмм. Получается боезаряд 0,5 Мт массой пол-тонны с радиусом действия по неокопавшейся пехоте пять - шесть километров, площадью действия 70 - 100 квадратных километров при оптимальной высоте подрыва 900 метров. 
Так что, уважаемый Дементий, 43 раза разница с Вашей оценкой. 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Цитата: "
  • Уровень современных ядерных технологий (1995) позволяет поделить 1 кг плутония-239 (97% обогащения) из 2 кг в изделии. В 1945 – 1 кг из 6 кг"
Вероятно имеете ввиду возможность сжатия металлического плутония МГД-генератором? 
Формально вроде так: критмасса сферы без отражателя 17 килограмм, асимптота адиабаты Гюгонио 4-кратное сжатие одноатомного газа, критмасса обратно пропорциональна квадрату плотности значит критмасса будет 1 килограмм а с небольшим приемлемым для жёсткости спектра отражателем пол-килограмма, в итоге вроде можно из 2 килограмм одному прореагировать.
Однако для сверхдержав это не имеет военного значения. Потому что при тротиловом эквиваленте 16 килотонн конструкция получится 5-тонная: даже хуже по габаритам, по массе и по нестойкости к перегрузке, чем параметры с которых начинались ядерные изделия сферической имплозии в 1945 году. Было 20 килотонн при 5-тонной массе. Современный боезаряд при том же расходе урана-235 имеет в 25 раз больший тротиловый эквивалент то есть втрое больший радиус действия как кубический корень. При 10-кратно меньшей массе: пол-тонны вместо 5 тонн. 
Для сверхдержав МГД-устррйства не имеют военного значения, а начинающие страны не станут связываться со столь сложной капризной, громоздкой и хрупкой техникой. 
Если бы возможность детонировать 2 кг плутония с кпд 50% соответствовала компактным изделиям, помещающимся в скважину, это имело бы ценность для промышленных применений. Однако конструкция МГД-генератора со сжатием плутония магнитным полем до, например, 25 миллигнов атмосфер, такого не позволяет.


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Всё это складывается в конус с теплозащитным экраном
Уточнение.
Артиллерийский снаряд, если ускоряется в 10-метровом стволе орудия до 1000 метров в секунду, испытывает  среднюю перегрузку 5000 'g' .
Боеголовка МБР входит в атмосферу со скоростью 7 километров в секунду. Если конус имеет высокую среднюю плотность, из начальной скорости к моменту подхода на высоту 900 метров остаются 3 километра в секунду.Оценочно аппроксимируя, что основное торможение на последних 10 километрах высоты при угле траектории 30 градусов к горизонту, средняя перегрузка торможения боеголовки 100 'g'. 
 Если масса плутониевой 100-килотонной боеголовки 200 килограмм, на внешнюю поверхность компактной конструкции действует сила 20 тонн. Значит конструкция должна быть простая, прочная, без хрупких и без высоковольтных деталей. Ясно что сферическая имплозия подходит только для авиабомб свободного падения - с многочисленными детонаторами, электропроводами, высоковольтным конденсатором с ведро, аккумулятором и электросхемой повышения напряжения. В боеголовке годится только цилиндрическая имплозия для первичного узла, сферическая - только для вторичного с радиационной имплозией. Вся конструкция должна выдерживать несколько секунд полёта со 100-кратной перегрузкой перед подрывом ядерного боезаряда.



[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 23/05/2023
Спасибо авторам статьи - убедительно... Спасибо здравомыслящим комментаторам...  Что же мы понимаем сегодня под ПРЕСТУПЛЕНИЕМ ? Ещё не зажили раны от Чернобыля... После аварии на Фукусиме-1 сколько писалось на этот счёт... И каков ИТОГ ? Мракобесие торжествует ??? Куда бежать и кому жаловаться ??? По Чернобылю как оказалось ВОПРОСОВ выше крыши... Физики мы не знаем, но делаем вид, что знаем... физику... Какую ? Ложную... ===== По следам доклада Уруцкоева Л.И. о Чернобыльской аварии 10 мая 2023 года, 18 мая 2023 года - https://cloud.mail.ru/public/RRN5/a4WLTPDo3 =====   Вот два эксперимента - двигатель с ртутью - https://www.youtube.com/watch?v=JhCLnToqQh8 SCIENTIFIC EXPERIMENT - https://www.youtube.com/watch?v=au4hbUm4mMo ===== Это не свинец... Но... Но я бы хотел знать разработчики БРЕСТА могут объяснить, что на самом деле происходит в этих экспериментах в связи с новыми знаниями - "электрических зарядов по Максвеллу" в природе нет, "электрических полей по Максвеллу" в природе нет, "электрических сил или кулоновских сил по Максвеллу" в природе нет... =====  Черепанов Алексей Иванович


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 31/05/2023
Физики мы не знаем, но делаем вид, что знаем...
Уважаемый автор, физику мы знаем, более того, знали ее до аварии. На этом знании основаны технические решения по модернизации активных зон реакторов РБМК и по проектам активных зон новых реакторов, таких как МКЭР и ВГЭРС.


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 24/05/2023
Пора бы кому следует задуматься, не является ли этот "прорыв" целенаправленной диверсией. 


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 24/05/2023
На десятый год Зоркий сокол заметил, что стены нет)


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 25/05/2023

Пора бы кому следует задуматься, не является ли этот "прорыв" целенаправленной диверсией.





========




Американцы вот тоже тему эту двигают почему-то? :



"Прототип микрореактора в США готовится к испытаниям

23 мая 2023

Полномасштабная копия микрореактора MARVEL Министерства энергетики США (DOE) была перевезена из Айдахо на завод в Пенсильвании, где ее будут использовать для тестирования поведения натрий-калиевых и свинцово-висмутовых охлаждающих жидкостей.




https://www.world-nuclear-news.org/Articles/US-micoreactor-prototype-prepares-for-testing


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 28/05/2023
Не является. Чисто бабла попилить с любовью к Родине)


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2023
Спасибо авторам за статью! Мой низкий поклон В.А. Пивоварову, эта статья -  очень небольшая часть из его письма Лихачеву А.Е. от весны прошлого года, от которого весь Росатом затрясло. Вот бы здесь это письмо полностью опубликовать... Насколько понимаю, в НТЦ ЯРБ уже нет Эксперта В.А. Пивоварова, и это очень грустно...
Инженер


[ Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 04/06/2023
Сейчас среди специалистов, работающих в АО "Прорыв" и ЧП "Прорыв", уже, наверное, нет никого, кто бы не понимал, что это тупиковое направление. 


[
Ответить на это ]


Re: О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 (Всего: 0)
от Гость на 06/06/2023
Коллеги поздравляю! Вы приобрели специфическую известность в узких кругах. Антивирус каспеского удаляет материалы при виде фамилии главного автора. О как!Знакометц.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.16 секунды
Рейтинг@Mail.ru