Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: Dobryak от 23.09.2010 21:18:43
Ну еще разок: внимательнее смотрим на приметы времени.

Не, ну это слишком расплывчатый вопрос - приметы времени.
Вообще, еще с начала мне стало непонятно, почему атомный министр награждает за устройство ядерной бомбы, по мне, это разные отрасли.

Цитата: problemsolver от 23.09.2010 21:42:37
Не, ну это слишком расплывчатый вопрос - приметы времени.
Вообще, еще с начала мне стало непонятно, почему атомный министр награждает за устройство ядерной бомбы, по мне, это разные отрасли.

Бомбы всегда были в Средмаше, а сегодня ядерный оружейный комплекс при Росатоме.

А примета времени: Герои Соц. Труда

Цитата: Dobryak от 23.09.2010 23:20:28
Бомбы всегда были в Средмаше, а сегодня ядерный оружейный комплекс при Росатоме.

А примета времени: Герои Соц. Труда

Дык, на этом должен был споткнуться взгляд? ???
Как-то не спотыкается. Это же звание, как и Герой Советского Союза. как и Народный артист СССР признаются официально. Или что-то другое? ???

Цитата: НАлЕ от 23.09.2010 23:26:33
Дык, на этом должен был споткнуться взгляд? ???
Как-то не спотыкается. Это же звание, как и Герой Советского Союза. как и Народный артист СССР признаются официально. Или что-то другое? ???

Для тех, кто в танке, сомнений в том, что у них у всех Звезда Героя, а может у кого и не одна, нет --- кроме одного, мне все имена были знакомы. Просто сегодня иногда постыдно советские награды не упоминают. Настолько, что и старый пень вроде меня мог этому упоминанию слегка удивиться. Тем более, что можно воспринять так, что им дают Героя сегодня --- и я именно так среагировал до следующей строчки.

Цитата: Dobryak от 23.09.2010 23:35:49
Для тех, кто в танке, сомнений в том, что у них у всех Звезда Героя, а может у кого и не одна, нет --- кроме одного, мне все имена были знакомы. Просто сегодня иногда постыдно советские награды не упоминают. Настолько, что и старый пень вроде меня мог этому упоминанию слегка удивиться. Тем более, что можно воспринять так, что им дают Героя сегодня --- и я именно так среагировал до следующей строчки.

Вроде всегда, когда представляют заслуженного человека, называют  и эти звания (что правильно). А уж эти-то люди их заслужили как никто другой.

ЗЫ. На Украине они тоже признаются.

1. Все, что выходит из среды WinCC – это классическое человеко-машинное междумордие, не способное изменить электроавтоматику самого контроллера.
2. Программирование контроллеров осуществляется другим софтом. Сейчас это Step7, но еще встречается и DOSовский Step5 (работают  еще старенькие контроллеры). После программирования и отладки, контроллер устанавливается в режим “run”, а программа электроавтоматики, записанная в контроллер, защищается от скачивания, редактирования и паролируется. В итоге испортить программу теоретически можно только с рабочего места программиста контроллеров во время сеанса закачки редактированной электроавтоматики. Да, еще надо установить контроллер в режим программирования (это одно из распространенных средств обеспечения безопасности), на серьезных ПЛК это делается не программно, а  вручную, отверточкой или зубочисткой). У вируса руки есть?

Цитата: Дмитрий
Так не что же он нацелен? А вот есть подозрение, что на атомную программу Ирана. Под управлением WinCC работает как минимум строящийся атомный реактор в Бушере — тот самый, на котором Иран собирается обогощать уран.

3. Вообще похоже на вброс, сильно сомневаюсь, что какая-то мало-мальски ответственная часть управления АЭС использует компьютеры с Windows… если только в качестве мониторинга, а не управления. Скады типа WinCC применяются в менее ответственных отраслях – металлургия, нефтепереработка… много где. Военные системы и ядерные объекты здесь исключение.

Цитата: Shuricsson от 29.09.2010 19:48:25
1. Все, что выходит из среды WinCC – это классическое человеко-машинное междумордие, не способное изменить электроавтоматику самого контроллера.
2. Программирование контроллеров осуществляется другим софтом. Сейчас это Step7, но еще встречается и DOSовский Step5 (работают  еще старенькие контроллеры). После программирования и отладки, контроллер устанавливается в режим “run”, а программа электроавтоматики, записанная в контроллер, защищается от скачивания, редактирования и паролируется. В итоге испортить программу теоретически можно только с рабочего места программиста контроллеров во время сеанса закачки редактированной электроавтоматики. Да, еще надо установить контроллер в режим программирования (это одно из распространенных средств обеспечения безопасности), на серьезных ПЛК это делается не программно, а  вручную, отверточкой или зубочисткой). У вируса руки есть?

3. Вообще похоже на вброс, сильно сомневаюсь, что какая-то мало-мальски ответственная часть управления АЭС использует компьютеры с Windows… если только в качестве мониторинга, а не управления. Скады типа WinCC применяются в менее ответственных отраслях – металлургия, нефтепереработка… много где. Военные системы и ядерные объекты здесь исключение.

http://malaya-zemlya…86908.html

Цитата
Он прячется в компе, на котором инсталлирован сименсофский софт Step7 (работающий с контроллером) и перехватывет запросы на чтение/записи данных на контроллер. Запросы на запись, разумеется, для того, чтобы заражать чипы, запросы на чтение - чтобы тщательно стирать следы своей деятельности. Если посмотреть на инфицированный контроллер на компе, где уже есть вирус, то ничего подозрительного не видно вообще.

Цитата: bjaka_max от 08.10.2010 09:28:06
http://malaya-zemlya…86908.html

Тут совсем по соседству профильная ветка

Перспективы хайтека и ИТ индустрии в России

Было бы полезно дублировать все об этом вирусе и туда

Вводная: Этим "дачным" реактором Лос-Аламос интригует мировых ядерщиков уже давно. Как обсуждалось в глубинах этой ветки, из-за разбухания топлива и радиационных повреждений металлический уран как топливо для энергетических реакторов непригоден и используют оксидное топливо, которое есть керамика, очень плохо проводящая тепло. А в энергетическом реакторе с очевидностью главное --- отбор тепла от ТВС. Напомню, что когда разрабатывали ТВС для первой в мире АЭС в Обнинске, то разработки четырех институтов не прошли, и всех заткнул за пояс "Ядерный Левша" Виктор Малых, который оксидую крошку для теплопроводности залил магнием... И защитил сразу докторскую, имея всего неоконченный третий курс физфака, с которого его призвали на ВОВ.

Так или иначе, нитриды урана тоже керамика, но теплопроводнее оксида примерно впятеро. Но вот если оксидная технология уже отточена, то с нитридами далее лабораторных опытов не ушли, то в Лос-Аламосе и мечутся...

И наконец, реальный опыт с эвтектическим свинец-висмутным сплавом в качестве теплоносителя имеется только в СССР --- были такие очень геморройные реакторы ня АПЛ проекта 704/705.

Hyperion может отказаться от нитрида в пользу оксида

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 06.10.2010

Разработчики американского реактора малой мощности "Hyperion" могут отказаться от нитридного топлива в угоду скорейшему лицензированию своего проекта в США.

Нитридное топливо в Соединённых Штатах не производится в промышленных масштабах. Опыт подобного производства есть у национальной лаборатории Лос-Аламоса, но он может быть признан недостаточным для коммерческих нужд.

Представители компании HPG, продвигающей концепцию "Hyperion", на встрече с экспертами комиссии по ядерному регулированию (NRC) США дали понять, что готовы отказаться от нитрида в пользу проверенного временем оксидного топлива.

В NRC скептически оценивают возможность быстрого лицензирования "Hyperion" и повторяют, что первыми процедуру лицензирования в США пройдут легководные проекты реакторов малой мощности. В том случае, если HPG будет настаивать на нитридном топливе, ей придётся представить регуляторам обоснование его надёжности и безопасности.

В национальных лабораториях США есть данные по экспериментальным исследованиям нитрида, в том числе, проводившимся в других странах. Компания HPG предлагает регуляторам изучить эту информацию. В свою очередь, критики проекта напоминают, что данные, полученные в экспериментальных установках, не могут быть напрямую перенесены на коммерческий реактор.

На зимней конференции (2009 год) американского ядерного общества компания "Hyperion Power Generation" представила проект реактора малой мощности с теплоносителем свинец-висмут мощностью 25 МВт(эл.).

Российские эксперты, работающие в данной тематике, скептически восприняли заявления компании. Они обращают внимание на неполноту данных, известных о новой версии "Hyperion", а также сомневаются в способности коллектива, ранее не занимавшегося свинцом-висмутом, создать в заявленные сроки проект такого реактора

Вводная:   Индусы несомненно мировые рекордсмены в похвальбе (ну может за персами....).  Так что небольшая вводная не помешает. FBTR есть индийский клон французского реактора "Rapsodie". Его тепловая мощность 40 Мвт. Но есть и отдельное индийское достижение: это карбидное топливо из 70 процентов карбида плутония и 30 процентов карбида урана. После запуска в 1985 реактор работал на 50 кило оружейного плутония, потом с ним приключился кабак и с 1987 по 1989 от стоял. Затем 3 года работа шла на миниальной контролируемой мощности в 1 Мвт, в 1994 уже подняли до 10.5 Мвт. Плутоний домашний индийский, его производят  на ректорах АЭС в Мадрасе, радиохимия тоже собственная.


Первому индийскому быстрому бридеру исполняется 25 лет

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 10.10.2010

У символа самодостаточности Индии в сфере атомных технологий - юбилей. Быстрому исследовательскому реактору FBTR с натриевым теплоносителем исполняется 25 лет, пишет газета "The Hindu".

Небольшая табличка у входа информирует посетителей о том, куда они направляются: "Быстрый бридерный исследовательский реактор" (Fast Breeder Test Reactor, FBTR). 18 октября исполнится 25 лет с момента первого выхода на критику реактора в Калпаккаме, ставшего символом самодостаточности Индии в атомной сфере.

FBTR - основной инструмент для специалистов центра атомных исследований (IGCAR) имени Индиры Ганди. Его же называют предвестником второй стадии национальной ядерной программы Индии, после выхода на которую страна начнёт активное строительство энергетических бридеров.

Успешный опыт эксплуатации FBTR придал индийским атомщикам уверенности в своих силах и заложил основы для крупного проекта - строительства блока с энергетическим быстрым реактором PFBR мощностью 500 МВт(эл.). Блок возводится также в Калпаккаме.

Одновременно с FBTR, серебряный юбилей празднует радиометаллургическая лаборатория RML в центре IGCAR. Специалисты лаборатории обеспечивали и обеспечивают быстрый реактор топливом и стержнями управления и защиты.

Индия в ряду мировых лидеров

Директор центра IGCAR Балдев Радж называет FBTR "уникальным реактором в мире, работавшим особенно хорошо в последнее десятилетие".

Быстрые технологии не просты в освоении. "Повседневная работа с FBTR на протяжении четверти века дала нам огромный опыт, необходимый для строительства быстрых реакторов", - считает Радж.

Одна из особенностей FBTR - использование уран-плутониевого карбидного топлива, разработанного специально для данного реактора. Как показала практика, это весьма перспективное топливо, и его поведение в условиях FBTR не вызывает нареканий.

"Мы - мировые лидеры в сфере быстрых реакторов. Или, по крайней мере, мы входим в число лидеров. Определённо, мы занимаем ведущие позиции", - сказал Радж.

В национальной стратегии развития атомной энергетики, принятой в своё время отцом-основателем индийской атомной отрасли Хоми Баба, быстрым бридерам отводится особенная роль. Их появление связано с так называемой второй стадией, и их задача - служить мостом между первой и третьей стадиями, между тепловыми реакторами с урановым топливом и реакторами, потребляющими торий.

На второй стадии в Индии появится серия быстрых бридеров, работающих на плутонии, который накапливается в тепловых реакторах PHWR. Их потенциал в Индии огромен, и их суммарный парк может достичь 600 ГВт(эл.).

Трудное начало

"FBTR для нас чрезвычайно важен. Его история полна примеров преодоления трудностей", - поясняет доктор Радж.

Так, трудной задачей оказалась разработка и эксплуатация карбидного топлива. Невозможность прибегнуть к импорту обусловила необходимость производства абсолютно всех узлов установки на индийских заводах. Атомщикам Индии пришлось самостоятельно изучать технологии очистки натриевого теплоносителя до требуемых спецификаций. Особенный вызов представляли собой системы контроля за чистотой теплоносителя и за протечками натрия.

"В начале пути проблемы вставали перед нами буквально одна за другой. В первые годы у нас были сложности с эксплуатацией реактора", - признал директор IGCAR.

Несмотря на это, индийцам посчастливилось обойтись без крупных аварий. К наиболее серьёзным инцидентам за всю историю FBTR можно отнести утечку 100 кг натрия и инцидент с механическим повреждением ТВС в активной зоне. В последнем случае, для устранения всех последствий реактор пришлось останавливать на три года.

В последние 10 лет к эксплуатации FBTR нет никаких вопросов. "Мы можем сегодня пускать и останавливать реактор, когда захотим", - подчеркнул Радж. Все экспериментальные работы в обоснование проекта PFBR-500 проводятся на FBTR.

В 2012 году в Индии войдёт в строй демонстрационный энергетический быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 500 МВт(эл.) PFBR-500. Вслед за ним будет построено не менее четырёх блоков с коммерческими быстрыми реакторами CFBR-500. Место для первых двух уже выбрано - это всё тот же Калпаккам.

Цитата: Dobryak
Если коротко: в индийском активе -30 лет, это срок службы Белоярки

Сравнивать FBTR и БН-600 по крайней мере не корректно.
FBTR - типичный исследовательский реактор для исследований материалов и топлива Wтепл=40 МВт; Wэл=13,2 МВт, ближайший аналог с нашей стороны БОР-60 Wтепл=60 МВт; Wэл=12 МВт - запущен в 1968 г, пашет уже 42 года.
Далее опытно-промышленные реакторы (то что индийцам ещё предстоит сделать) БН-350 Wтепл=1000 МВт, Wэл=350 МВт, запущен в 1972 году, остановлен в 1999 г по политическим мотивам, отпахал 27 лет. БН-600 Wтепл=1470 МВт; Wэл=600 Мвт, запущен в 1980 г, уже отпахал 30 лет, будет продляться ещё на 15 лет. На основе опыта эксплуатации предыдущих реакторов строится БН-800.
Так что индийцам до наших успехов пахать и пахать лет 20 - 30.

Цитата: Дядя Вася от 12.10.2010 23:53:29
Сравнивать FBTR и БН-600 по крайней мере не корректно.
FBTR - типичный исследовательский реактор для исследований материалов и топлива Wтепл=40 МВт; Wэл=13,2 МВт, ближайший аналог с нашей стороны БОР-60 Wтепл=60 МВт; Wэл=12 МВт - запущен в 1968 г, пашет уже 42 года.
Далее опытно-промышленные реакторы (то что индийцам ещё предстоит сделать) БН-350 Wтепл=1000 МВт, Wэл=350 МВт, запущен в 1972 году, остановлен в 1999 г по политическим мотивам, отпахал 27 лет. БН-600 Wтепл=1470 МВт; Wэл=600 Мвт, запущен в 1980 г, уже отпахал 30 лет, будет продляться ещё на 15 лет. На основе опыта эксплуатации предыдущих реакторов строится БН-800.
Так что индийцам до наших успехов пахать и пахать лет 20 - 30.

Я ровно это и имел в виду, говоря о минус 30 лет "форы" у индусов

Из истории создания БН-600

В 2010 г. исполнилось 30 лет с того дня, когда первые два турбогенератора третьего блока Белоярской АЭС с реактором БН-600 были синхронизированы с сетью Свердловэнерго. А рождение идеи создания БН-600 относится к далекому 1962 г., когда велось интенсивное проектирование реактора БН-250 (позднее он стал называться БН-350).

Такое смелое, в какой-то мере рискованное решение – создать в удаленном, изолированном от единой энергосистемы районе опытно-промышленный блок для производства электрической и тепловой энергии, а также питьевой и технической воды мог принять только министр Е.П. Славский. Он лично и начальник Главка А.Д. Зверев постоянно контролировали ход проектных работ, которые выполнялись многими организациями, в том числе: ОКБМ – главный конструктор реакторной установки, ОКБ ГП – конструктор парогенератора, ВНИПИЭТ – генпроектант установки, ВНИИНМ – конструктор-технолог твэл, ФЭИ – научный руководитель проекта. К разработке корпуса реактора была привлечена Промстальконструкция, к разработке машинного зала – ЛОТЭП; участниками проекта были также ЦНИИМС, ЦНИИКА, СНИИП и др.

Для большинства упомянутых организаций разработка установки с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем была совершенно новой задачей. В этих условиях роль Физико-энергетического института с его опытом создания и эксплуатации БР-1, БР-2, БР-5, с его уникальной экспериментальной базой по проблемам теплофизики, гидравлики, технологии натриевого теплоносителя, горячими материаловедческими и радиохимическими камерами и критическими стендами БФС-1 и БФС-2 была особенно важной и ответственной. Надо сказать, что ФЭИ вместе с другими организациями старались создать реакторную установку, не уступающую по надежности и безопасности своим конкурентам из Франции (Phenix), Великобритании (PFR), Германии (SNR-300), США (CRFBR).



Текущие дела по проекту, состояние разработок быстрых реакторов в других странах постоянно обсуждались как внутри института, так и на совместных совещаниях в ОКБМ, ВНИИНМ, в 4-м Главке. «Вдохновителем и организатором» этой деятельности был научный руководитель ФЭИ Александр Ильич Лейпунский. Как никто другой он прекрасно знал все, что публикуется по проблемам быстрых реакторов, всячески поддерживал атмосферу поиска, честного и взыскательного отношения к собственным разработкам.

Под его руководством в ФЭИ велась напряженная работа по выбору размеров и материалов твэлов активной зоны БН-350, боковой и торцевых зон воспроизводства, ПЭЛ, внутриреакторной защиты, определению способов сохранения поля энерговыделения и оптимального режима перегрузок, постоянно обсуждалась с коллегами из других организаций разработка основного оборудования. Особенно настораживал неудачный опыт с парогенераторами реакторов БР-5 и «Энрико Ферми». На основе проведенных в ФЭИ экспериментов по большим межконтурным протечкам воды в натрий были разработаны рекомендации по системе защиты второго контура при таких авариях, а на основе коррозионных и нейтронно-физических исследований были сформулированы рекомендации по допустимым примесям натрия. В ФЭИ была выполнена разработка и проведена стендовая проверка приборов контроля межконтурной протечки воды в натрий, индикаторов содержания в натрии окислов натрия, ловушек паров натрия, пробоотборника натрия; были выданы рекомендации по средствам тушения натриевых пожаров, холодным ловушкам окислов, системе КГО.В это время в ОКБМ шла разработка и стендовая проверка главных натриевых насосов, обратных клапанов, системы перегрузки топлива, приводов и механизмов СУЗ. В общем, все причастные организации приступили к интенсивной, тщательно контролируемой разработке проекта.



Вот в этот период А.И. Лейпунский совместно с О.Д. Казачковским предложили продумать следующий шаг на пути развития ядерной энергетики с БН-реакторами и приступить к разработке новой установки с реактором на быстрых нейтронах на базе усовершенствованного БН-350, но с большим по сравнению с БН-350 приближением к промышленным установкам. В конце ноября 1962 г. на конференции по жидко-металлическим теплоносителям в г. Обнинске А.И. Лейпунский вкратце изложил эту идею. Предлагалось в рамках активной зоны БН-350 повысить нагрев теплоносителя в 1,5 раза, т.е. вместо 200С принять подогрев теплоносителя 300С. Соответственно повысить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до 600С, а мощность с 1000 МВт повысить до 1500 МВт. Это позволяло использовать серийно выпускаемое оборудование машзала и вырабатывать 600 МВт электрической мощности. Это предложение с интересом было встречено организациями – разработчиками проекта БН-350 и поддержано «родным» 16-м Главком и Министерством энергетики.

В 1963 г. ФЭИ выпустил первое техническое задание на разработку проекта БН-600; вскоре проект был включен в стратегию развития атомной энергетики до 1980 г., а ОКБМ приступил к конструированию реакторной установки. Началась кропотливая работа по анализу, оптимизации и постепенному «приземлению» первоначальных рекомендаций с учетом проводимых расчетных и экспериментальных работ, опыта создания и пуска БН-350 и БОР-60 и публикаций в иностранных журналах. Уже накануне пуско-наладочных работ на БН-350 был выявлен ряд неприятных проблем:

- из-за рубежа была получена информация о значительном распухании и изменении механических свойств аустенитных сталей при облучении их нейтронами интегральными дозами (1,0-1,5)10²³ н/см²;

- в результате проведенных в ФЭИ экспериментов было выяснено, что возникшая малая межконтурная протечка воды (пара) в натрий в теплопередающих поверхностях парогенератора за несколько минут увеличивается до большой течи (от 30-50 г/с до 0,5-1,0 кг/с ) и за это же время происходит разрушение соседних трубок, попавших в зону «факела»;

- было установлено плохое качество натрия, прибывшего с Чирчикского завода.

С последней проблемой справились довольно быстро: была разработана технология и создана установка, которая позволяла нагревать транспортные однокубовые емкости с натрием и отгонять из них парафин, после чего натрий через фильтр направлялся в емкости натриевых контуров. Количественных данных по радиационному воздействию на конструкционные материалы еще не было, поэтому ограничились приваркой к стенкам чехла ТВС БН-350 дистанционирующих пластин. Для предотвращения массового разрушения трубной поверхности парогенераторов при межконтурных течах в них в первую очередь нужна была разработка высокочувствительного, быстродействующего прибора контроля возникновения межконтурной протечки, что с некоторым запозданием в ФЭИ было сделано.
Начальный период эксплуатации БН-350 также сопровождался рядом нарушений условий нормальной эксплуатации и предаварийных ситуаций:

- в первые месяцы после пуска были выведены из эксплуатации 5 из 6 парогенераторов по причине межконтурных течей;

- наблюдались массовые разгерметизации оболочек твэлов;

- проявилось радиационное формоизменение (распухание и прогиб) чехловых труб ТВС.



Все это потребовало дополнительных исследований и внесение изменений в проектные решения и соответственно учитывалось в разработках БН-600. Так, в частности, временно было ограничено выгорание топлива в твэлах БН-350 значением 5,7% . Было установлено, что массовая разгерметизация оболочек твэлов обусловлена недооценкой газовыделения и недостаточным объемом газовой полости твэлов, что потребовало соответствующего изменения конструкции твэлов. Но наиболее тяжелые последствия были связаны с авариями практически всех парогенераторов. Именно из-за этого пришлось услышать горькое резюме при обсуждение возникшей ситуации в ЦК КПСС: «Ну что ж, довольно наигрались с быстрыми реакторами?!» И что бы дальше было, если бы не министр Е.П. Славский...

Были организованы срочные исследования и установлено, что причиной многочисленных межконтурных протечек в парогенераторах было грубейшее нарушение технологического процесса при изготовлении деталей и сварке труб Фильда на Подольском заводе – изготовителе парогенераторов. После этого Е.П. Славский организовал ремонт – а по сути дела изготовление на месте новых парогенераторов. Уникальная работа была выполнена НИКИМТом при участии ОКБ ГП, ФЭИ и эксплуатационников. Старые парогенераторы были отмыты от натрия, демонтированы в них трубки Фильда, изготовлены и приварены к трубной доске новые трубы Фильда, и после проведения контрольных операций парогенераторы были введены в работу, обеспечив впоследствии эксплуатацию установки с КИУМ (80-90)%. А Долгий А.А. – директор Подольского завода, Герой соцтруда, в 1974 г. был уволен с работы.

В 1965-1968 гг. были приняты важные решения по проекту БН-600. В отличие от БН-350 было решено перейти на интегрированную баковую компоновку первого контура с размещением насосов и промтеплообменников внутри корпуса реактора. С учетом результатов проведенного эксперимента отказались от корпусного типа парогенератора в пользу прямоточного секционно-модульного с использованием феррито-мартенситной стали 1Х2М для испарительных модулей и нержавеющей стали ОХ18Н9Т для пароперегревательных и промперегревательных модулей. По настоянию ВНИИНМ была снижена температура натрия на выходе из реактора с 600С до 550С.
После преодоления «послеродовых» неприятностей и вывода реактора БН-350 в режим устойчивой безаварийной эксплуатации, проведение НИОКР по проекту БН-600 резко интенсифицировалось. В подтверждение и обоснование основных характеристик, безопасности и надежности оборудования БН-600 осуществлялась обширная программа исследований:

- в ФЭИ на стенде БФС-2 исследуются физические характеристики активной зоны и проверяется внутрибаковая защита;

- в горячей лаборатории начаты исследования материалов активной зоны БН-350;

- проведены испытания в реакторе БН-350 и опытная регенерация МОХ-топлива;

- на двух стендах исследуются большие и малые межконтурные течи применительно к новой конструкции парогенератора;

- вместе с Березниковским заводом и Хлорным институтом разрабатывается новая технология производства натрия и с ЛОАЭП – новые транспортные средства, которые исключают контакт натрия с воздухом на всех этапах производства и транспортировки натрия;

- осуществлена разработка новых средств контроля за межконтурными протечками в парогенераторах, новых пробоотборников натрия;

- выполнены эксперименты по истечению в воздушную среду больших количеств натрия и проверены новые средства тушения натриевых пожаров;

- подготовлены подробные программы, методики, контролирующая аппаратура для проведения физического пуска реактора;

- разработаны и изготовлены элементы пускового источника.
справа

Напряженная работа по завершению разработок оборудования и рабочего проекта в целом была выполнена в ОКБМ, ЛОАЭП, ОКБ ГП, ВНИИНМ и других организациях.

Перелом в темпах завершения строительно-монтажных работ наступил летом 1978 г. после известного «совещания министров», которое организовал руководитель областного штаба стройки БН-600, первый секретарь Свердловского Обкома КПСС, Б.Н. Ельцин при большой помощи руководителя Главка Минэнерго бывшего директора Белоярской АЭС В.П. Невского. Это здесь он (Б.Н. Ельцин) скажет: «Я знаю, что дела идут плохо на строй-монтаже не из-за того, что вы, строители и монтажники, любите «протирать штаны», а потому, что сидящие здесь руководители министерств срывают сроки поставки оборудования. Больше этого не будет, иначе прошу на меня не обижаться – я нужные двери открывать умею. А свердловчане, которые и раньше не подводили Партию и Правительство, завершат сооружение БН-600 в установленный срок, до конца пятилетки».

Хотя пуско-наладочные работы, физический и энергетический пуски прошли без каких-либо серьезных происшествий, все же в дальнейшем не удалось избежать проблем с парогенераторами и тепловыделяющими элементами. Были и другие проблемы – с насосами, арматурой, верхней защитной колонной, случались и наружные протечки натрия с его возгоранием. Однако за прошедшие 30 лет усилиями эксплуатационников при помощи участников проекта проведена огромная работа по усовершенствованию оборудования, приборов, систем автоматического регулирования и режимов эксплуатации. Выполнена большая материаловедческая программа, в результате которой удалось повысить выгорание топлива в 1,5 раза – с 7% т.а. до 11,3% т.а. В реакторе проведены испытания большой группы экспериментальных ТВС с МОХ-топливом. С 1985 г. началась переработка ОЯТ БН-350 и БН-600 на заводе РТ. Надежность всего оборудования была повышена.

По важнейшим эксплуатационным показателям, таким как КИУМ, число незапланированных остановок реактора, облучаемость персонала, экологическому воздействию на окружающую среду блок занимает одно из лидирующих мест в концерне Росэнергоатом. В настоящее время с опытом эксплуатации реактора БН-600 связаны наиболее высокие в мире достижения в освоении технологии реакторов на быстрых нейтронах. С учетом этого опыта в нашей стране разработан более совершенный, в первую очередь в отношении безопасности, блок БН-800, сооружение которого находится в завершающей стадии. Важнейшая задача этого блока - освоение замкнутого топливного цикла. В утвержденную Правительством Федеральную целевую программу до 2010 г. включена также разработка коммерческого блока большой мощности БН-1200 МВт эл., на который вместе с замкнутым топливным циклом возлагаются стратегические надежды будущей атомной энергетики. Накопленный положительный опыт блока БН-600 в настоящее время вдохновляет и другие страны приступить к безотлагательной разработке и созданию опытных, а затем и промышленных реакторов на быстрых нейтронах.

Л.А. Кочетков, В.М. Поплавский, М.Ф. Троянов,
Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского

По материалам доклада на Международной научно-технической конференции «БН-600 – 30 лет», г. Заречный, БАЭС

Вводная:

О том, что через полста лет после советского решения о полном переходе на ядерные центрифуги  USEC (United States Enrichment Corporation) никак не сделает надежно работающую американскую, уже говорилось не раз. Но это яркое и доходчивое описание Владимиром Рычиным @опы, в которой сидят США, достойно внимания (Рычин не упомянул почему-то о нашем предложении, ну почти издевке, построить в США завод по обогащению на российских центрифугах):

USEC и агенты национальной безопасности

Корпорация USEC борется за государственные гарантии от правительства США для строительства центрифужного завода в Пайктоне. Лоббисты корпорации, в число которых входит национальное управление ядерной безопасности (NNSA), настаивают, что завод необходим для страны. В комитете по распределению гарантий (LGPO = U.S. Department of Energy Loan Guarantee Program Office) эти аргументы считают неубедительными.

Центрифуги AC100 в Пайктоне, фото USEC


Не имей сто друзей, а имей одного, но в нужном месте

У корпорации USEC есть много друзей, в том числе, в правительственных кругах и силовых структурах Соединённых Штатов. Это единственная американская компания, занимающаяся обогащением урана. Ей же принадлежат как законсервированные, так и всё ещё работающие разделительные заводы, на которых используется устаревший, дорогостоящий и энергоёмкий газодиффузионный метод обогащения урана.

USEC мечтает построить в Пайктоне центрифужный завод с использованием собственной разработки - центрифуг AC100. У корпорации не хватает средств и внешних инвестиций, и для успешного завершения проекта ей нужны госгарантии от министерства энергетики США.

Но в малочисленном офисе LGPO, который распределяет госгарантии в энергетической сфере, у USEC друзей нет. И заявку от USEC там рассматривают со всей возможной строгостью.

В одном из документов LGPO, попавшем в печать в соответствии с американским законом о свободе информации, проводится краткое, но нелицеприятное сравнение двух заявок, связанных со строительством разделительных заводов на территории США - от USEC и французской группы AREVA.

Заявка, поданная дочерней компанией группы AREVA, поддерживается французским атомным сектором, вызовет интерес у частного капитала и обоснована экономически. В противоположность французам, к корпорации USEC есть вопросы по её способности обеспечить надёжную работу при строительстве завода, следовать смете и изыскивать средства на покрытие возможных перерасходов.

Неудивительно, что AREVA госгарантии получила. В мае 2010 года министерство энергетики США предоставило французам гарантии на 2 миллиарда долларов для строительства разделительного завода в штате Айдахо. Что до USEC, то американская корпорация до сих пор не в состоянии договориться с LGPO. Пока не в состоянии…

Национальная безопасность

Главный аргумент, поднимаемый на щит друзьями USEC - завод в Пайктоне необходим для национальной безопасности США. Дело в том, что европейские разделительные заводы на территории Соединённых Штатов - как почти построенный завод от URENCO, так и планируемый завод от AREVA - будут эксплуатироваться по принципу чёрного ящика. Доступа к собственно технологиям у американцев не будет.

Есть и другой пункт, на который обращают внимание стратеги из NNSA. Заводы по обогащению урана должны обслуживать не только мирный, но и военный атомный сектор. Американцам нужен "полный доступ" к обогатительным мощностям для производства ВОУ-топлива для подводных лодок, топлива для наработки трития и других подобных нужд. Европейцы заниматься этим в США не будут - следовательно, американцам нужен "национальный" завод. К тому же, на таком заводе будет проще организовать систему экспорт-контроля.

В настоящее время, единственное предприятие на территории Соединённых Штатов, имеющее право обогащать уран для военных - завод в Падуке, штат Кентукки. Это тот самый газодиффузионный завод, принадлежащий корпорации USEC и стоящий на закрытие к 2017 году по причинам экономического и экологического характера.

Несомненно, что Падуку следует чем-то замещать, и новый завод в Пайктоне пришёлся бы как нельзя кстати. Но, как неожиданно выяснилось, "Американская центрифуга" (название завода в Пайктоне) не совсем американская.

Хотя собственно центрифуги изготавливаются по технологии, разработанной в организациях министерства энергетики США, и на американских предприятиях, "незначительная часть" вспомогательного оборудования для Пайктона должна поставляться из Европы.

Это ставит крест на планах использовать завод в военных целях, так как европейские поставщики на подобное применение их оборудования не согласятся, дабы не вступать на скользкий путь нарушения статьи I ДНЯО.

USEC обещает избавить Пайктон от европейского присутствия и перейти на более дорогие американские аналоги, но в офисе LGPO верят не словам, а реальному положению вещей.

Неувязки лоббистов

NNSA, профсоюзы и даже госдепартамент США убеждают офис по гарантиям в необходимости Пайктона для нужд обороны. В офисе, в свою очередь, обращают внимание на некоторые неувязки в аргументации лоббистов.

Прежде всего, лицензия, которую планирует получить завод в Пайктоне, не предполагает обогащения урана до величин, требуемых в военно-морском флоте. Одно из двух - или USEC должна изменить свою лицензию, или не надо рассказывать о важности завода для ВМФ. Тем более, что, как отмечают в LGPO, у американских военных моряков накоплено достаточное количество ВОУ, и дополнительные потребности в нём возникнут у флота нескоро.

Не всё так просто и с наработкой военного трития, к которой собирается иметь отношение USEC. Да, для получения трития нужен низкообогащённый уран, который могли бы производить в Пайктоне. Но в LGPO отказываются понимать, почему этот НОУ нужно получать исключительно на американском заводе.

Тритий - побочный продукт эксплуатации ядерного реактора, и он образуется в активной зоне вне зависимости от национальности компании, обогащавшей уран для свежего топлива. В LGPO полагают, что нет законодательных или международных запретов, способных помешать военным собирать тритий в реакторах, и иностранные поставщики ОУП не станут против этого возражать.

Самое интересное, что практика однозначно подтверждает логику офиса по гарантиям. Компания TVA, заключившая контракт на производство трития для военных нужд на АЭС "Уоттс Бар", будет закупать услуги по обогащению у "URENCO USA", европейского разделительного завода, достраивающегося в штате Нью-Мексико. Никаких возражений против этой сделки у политиков и юристов нет.

На помощь Пайктону поспешили прийти американские разведчики. Им также необходимо, что в США был собственный центрифужный завод. Якобы это требуется для того, чтобы эффективнее оценивать и бороться с распространением технологий по обогащению урана в других государствах, особенно в таких, как Иран.

С этим аргументом в LGPO расправились не без язвительности. Схожи ли между собой центрифуги AC100 и центрифуги, которые выпускает Иран? Естественно, нет! Но в таком случае, чем Пайктон сможет помочь при анализе иранской ядерной программы? Помимо всего прочего, для таких целей хватит научной лаборатории, и вовсе не требуется коммерческий завод.

Что же делать с проектом завода в Пайктоне и со всей корпорацией USEC в целом? Из офиса LGPO исходили предложения национализировать корпорацию и поставить Пайктон на бюджетное довольствие - если уж столь много государственных организаций и ведомств Соединённых Штатов полагают проект необходимым для национальной безопасности. Альтернативой могла бы стать продажа USEC какой-либо из крупных американских военно-промышленных компаний.

И всё же, давление слишком велико. Госгарантии для Пайктона, скорее всего, будут выданы, а сумма в 2 миллиарда долларов на эти цели в Вашингтоне уже отложена. Теперь USEC и её друзьям осталось только добить сопротивление офиса LGPO. Вопрос только в том, когда именно это случится.

Франтишек Яноух: склоняюсь к мысли, что самым разумным для Чехии решением является российский реактор МИР-1200

Пражский телеграф, ОПУБЛИКОВАНО 26.10.2010

Известный чешский ядерный физик и общественный деятель Франтишек Яноух считает предложения чешско-российского консорциума в тендере на достройку АЭС "Темелин" оптимальными для Чешской Республики.

Об этом, как сообщает издание "Пражский телеграф", он заявил в эфире Чешского телевидения.

"Я всегда говорил, что было бы хорошо, если бы здесь был западный реактор. Но сейчас, когда я взвешиваю такие факторы как занятость, тот опыт, который уже есть в этой стране, начинаю склоняться к мысли, что самым разумным решением был бы российский реактор МИР-1200".

Яноух также считает страхи по поводу по поводу возрастающей зависимости от России в случае победы консорциума лишёнными смысла. Он отмечает, что завод Skoda JS имеет огромный опыт работы, так как построил 24 реактора.

При этом, по словам физика, реактор МИР-1200 основан на тех же технологиях, что и предыдущие созданные заводом реакторы, но это более современная технология, которая, к тому же, применялась бы в Чехии, и оборудование для АЭС по этой технологии также производилось бы в ЧР. Яноух также сказал, что российские атомщики сейчас строят 24 блока и около 36 планируются на основании государственных соглашений.

По мнению Франтишка Яноуха, единственной возможной проблемной зависимостью от России может быть необходимость закупать топливо, поскольку в этом случае все основные для Чехии источники энергии - нефть, газ и атомное топливо будут закупаться у одной страны.

Но, отметил Яноух, российское предложение содержит также опцион на строительство завода по производству атомного топлива в ЧР. "Обогащённый уран для топлива мы можем закупать в десятке разных стран мира, но сам каркас - нет. Поэтому если бы у нас здесь было производство этих каркасов, то мы были бы, по сути дела, независимыми", - заявил Яноух.

Франтишек Яноух подчеркнул, что предлагаемый на тендере французский реактор EPR обладает большей мощностью, чем два других предложенных реактора (ВВЭР-1200 и АР-1000), и это может создать проблемы с его охлаждением. В Финляндии, отметил физик, строящийся реактор охлаждается водой из моря, поэтому там проблем с нехваткой воды не возникает. Однако, заявил Яноух, с точки зрения качеств и безопасности все три участвующих в тендере проекта сопоставимы.

Тем не менее, отметил Франтишек Яноух, решающими факторами для победы в тендере на достройку АЭС "Темелин" будут внешнеполитические аспекты, а не технологические либо экономические. По его мнению, важное значение будет иметь и уровень локализации заказа.

В тендере на достройку АЭС "Темелин" с опционом на строительство ещё двух блоков словацкой АЭС "Ясловске Богунице" и одного блока АЭС "Дукованы" участвуют чешско-российский консорциум Skoda JS-"Атомстройэкспорт"-ОКБ "Гидропресс", французская корпорация Areva и американская Westinghouse. Ранее предполагалось, что победитель тендера будет объявлен в 2012 г. Однако 19 октября 2010 г. после заседания Совета национальной безопасности премьер-министр ЧР Петр Нечас заявил, что компания ЧЭЗ - главный заказчик строительства новых блоков - передаст техническое задание на полгода позже ранее планировавшегося срока, а результаты самого тендера будут объявлены не ранее 2013 г., т.е., на год позже ранее запланированной даты.

Краткий комментарий о давно знакомом авторе этого заявления, вполне известном в Европах:

У известного чешского диссидента Франтишка Яноуха типичная карьера высокопоставленного чешского околопартийного интеллигента.  Он женился на  Аде Кольман, дочери  одного из чешских функционеров Коминтерна Арношта Кольмана. Который в 1916 из австрийской армии дезертировал в Россию, стал в СССР видным партийным и государственным функционером, служил в Коминтерне, пересидел военные годы в Москве, был послан в Чехословакию строить социализм,  а после 1968  под старость написал книгу "Мы не должны были так жить". А Франтишек с таким тестем окончил Ленинградский Университет, был аспирантом Л.Д.Блохинцева  в МГУ в конце 1950-х, а в Чехословакии стал сотрудником Ядерного центра в Ржеже. И Франтишек и его жена Ада по-русски говорят с минимальным акцентом. Затем Франтишек стал одним из энтузиастов Пражской весны, одним из автoров Хартии-77, после чего с удовольствием позволил себя выкинуть из Чехии в  Стокгольм, где и живет в пригороде Стoкгольма Тебю, если память не подводит. Большой том его переписки 1978-2002 гг с Вацлавом Гавелом до сих пор валяется в пражских книжных лавках, нечаянно его можно увидеть.

Где-то в начале-середине 2000-х лет пять он был дирeктором какой-то Европрограммы по поддержке Украины.

Вообще, это про термоядерную энергетику, но будем считать ее подмножеством ядерной
Американцы долго дергались, то входили в ИТЕР, то выходили. Даже не помню, как там сейчас.
Сами они разрабатывают импульсный способ выработки термоядерной энергии. Лазеры со всех сторон "стреляют" в мишень, ну и там все такое.

---

National Ignition Facility (NIF), Калифорния, фотографии из реактора.

29 сентября 2010 года в NIF завершился первый полномасштабный эксперимент, в ходе которого маленький цилиндр (на фото), содержащий в себе мишень - сферу со смесью замороженного дейтерия и трития - был кратко "обстрелян" 192 лазерами с общей мощностью в 1 Мегаджоуль.

Цитата: problemsolver от 26.10.2010 18:58:32

29 сентября 2010 года в NIF завершился первый полномасштабный эксперимент, в ходе которого маленький цилиндр (на фото), содержащий в себе мишень - сферу со смесью замороженного дейтерия и трития - был кратко "обстрелян" 192 лазерами с общей мощностью в 1 Мегаджоуль.

А ведь что-то подобное делалось в ИОФАНе (или в ФИАНе?).Установка звалась ЕМНИП "Дельфин". Кто-нибудь может сравнить тот "термояд" с этим НИФовским?

Цитата: Дядя Вася
29 сентября 2010 года в NIF завершился первый полномасштабный эксперимент, в ходе которого маленький цилиндр (на фото), содержащий в себе мишень - сферу со смесью замороженного дейтерия и трития - был кратко "обстрелян" 192 лазерами с общей мощностью в 1 Мегаджоуль.
Красивые фотографии, коллосальная установка, как по размерам так и по сложности. Американские налогоплатильщики видят куда потрачены коллосальные деньги.
Но в статье ни слова, что получилось в результате большого пука.

Было чего или не было, надо обсуждать в терминах нейтронов, вылетающих из реакции синтеза. Из этого пука нейтроны вылетели и были зарегистрированы. Если результаты измерений перевести на полный телесный угол, то получится примерно 10 триллионов нейтронов. Много или мало? Мало... вложенная энергия будет отработана, только если нейтронов будет в ТЫСЯЧУ раз больше. Работающая в NIF команда рассчитывает дойти до такого за пару лет.

Весь комплекс зданий  NIF  не так и велик... какие-то три футбольных поля.

А что такое мегаджоуль на языке домохозяек? Это кинетическая энергия легковушки класса "Пассата", которая неслась со 160 км/час.

Цитата: Dobryak от 27.10.2010 18:35:51
Было чего или не было, надо обсуждать в терминах нейтронов, вылетающих из реакции синтеза. Из этого пука нейтроны вылетели и были зарегистрированы. Если результаты измерений перевести на полный телесный угол, то получится примерно 10 триллионов нейтронов. Много или мало? Мало... вложенная энергия будет отработана, только если нейтронов будет в ТЫСЯЧУ раз больше. Работающая в NIF команда рассчитывает дойти до такого за пару лет.

Весь комплекс зданий  NIF  не так и велик... какие-то три футбольных поля.

А что такое мегаджоуль на языке домохозяек? Это кинетическая энергия легковушки класса "Пассата", которая неслась со 160 км/час.

Ну для домохозяек 10 трл. нейтронов это действительно круто. Хотя зачем три футбольных поля. Навскидку:
http://www.ehp-atom.…rubka.html
Назначение:
Ускорительная нейтронная трубка ТИС-5 предназначена для генерации потока нейтронов энергией около 14 МэВ и длительностью импульсов порядка 1 мкс.

Используется в составе аппаратуры нейтронно-активационного анализа, нейтронной радиографии и геофизических исследованиях.

Технические характеристики:

Поток нейтронов при генерации нейтронных импульсов, нейтрон/с:  
- с частотой 30 Гц 2 х 10 (^9)
- с частотой 200 Гц и при длительности циклагенерации 30 с 1 х 10 (^10)
Импульсное ускоряющее напряжение, кВ 115 - 130
Габаритные размеры:  
длина (без гибкого токопривода), мм 144
диаметр, мм 68
Вес, кгс 0,45

Хотя для энергетической установки конечно важно произведённая и затраченная энергия.
1 МДж - это то что выплюнули лазеры. А затратила установка на плевок порядка на два поболее. Так, что американцам работать и работать.

Не спрашивал, какой точно, но нейтронный источник российского производтства года три тому назад был закуплен одним немецким ядерным центром. Подозреваю, что был сделан по спецзаказу, так как работающий с ним говорил цене в сотни тысяч евро.