Энергетика и ТЭК

Проведена контрольная сборка оборудования для реактора БН-800 Белоярской АЭС-2

На ОАО «ЗиО-Подольск» (входит в состав группы компаний «Атомэнергомаш») проведена контрольная сборка камеры напорной и отражателя для 4-го блока реактора БН-800 Белоярской АЭС-2 (главный конструктор и комплектный поставщик — ОАО «ОКБМ Африкантов»).

БН-800 — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

читать полностью

Источник: http://www.i-mash.ru/news/nov_predp...naja-sborka-oborudovanija-dlja.html

Вступайте в наши группы и добавляйте нас в друзья :)

Подпишитесь на наш канал в Яндекс.Дзен и сделайте вашу ленту объективнее!

БН-800, ЗиО-Подольск, энергетика, аэс

все комментарии

0
Markov
24.03.1212:36:45

"А в чем тогда выгода реакторов на быстрых нейтронах по сравнению с реакторами на медленных?" - в том, что БН могут работать на U-238, а не на 235. Еще быстрым реакторам нужен плутоний, но они его "нарабатывают для себя" сами, из того же U-238. Медленные реакторы требуют U-235. То есть речь идет о расширении топливной базы на полтора порядка.

#94405 ↑

0
ch
24.03.1213:10:45

Ага, т.е. можно обойтись без U-235. Тем кто не в курсе, без огромных заводов по разделению изотопов, UF6 и прочих дел, т.е. будь у Ирана такой реактор никто бы оглянуться не успел бы, как у них было бы атомное оружие. Что самое главное без огромных масс обедненного урана U-238 - его можно будет пустить в дело? А не совать в боеприпасы, как это делают прагматичные американцы? Еще быстрым реакторам нужен плутоний Однако, несмотря на это он без плутония не запустится? Т.е. нужны действующие реакторы и уже наработанный плутоний. Т.е. все кто захочет такой реактор себе, им потребуется плутоний одной из ядерных держав. То есть речь идет о расширении топливной базы на полтора порядка. Так и в реакторе на медленных нейтронах "горит" тоже U-238, просто источником начальных нейтронов выступает U-235, а судя по делам в Фукусиме, его плутонием умудряются заменять и в реакторах на медленных нейтронах (ну или снижают зависимость от U-235). Вопрос в том, насколько это эффективно в реакторах на медленных нейтронах? Если это практически не работает, тогда вопрос снимается, плутония столько, что девать некуда и он будет только нарабатываться существующими реакторами, с другой стороны обедненного U-238 тоже столько накопилось, что с этим тоже нужно что-то делать... однако, если проблему можно обойти без реакторов на быстрых нейтронах, не будет ли лучше именно так и поступить? Все-таки опыт их эксплуатации значителен. PS Я всеми руками за дальнейшую эксплуатацию (не смотря на все риски) и сам буду глотку рвать, чтобы продолжать исследования. Мне просто интересно разобраться, сейчас выгода есть или это больше наука, исследования. Отредактировано: ch~13:51 24.03.2012

#94413 ↑

0
Markov
24.03.1213:37:54

"Однако, несмотря на это он без плутония не запустится?" - не запустится. Нужен источник нейтронного потока, сам по себе U-238 практически не делится. " А на чистом плутонии, понятно, не сконцентрированном до сверхритической массы, они работать могут?" - теоретически должен бы. "Так и в реакторе на медленных нейтронах "горит" тоже U-238, просто источником начальных нейтронов выступает U-235," - нет, в реакторе на медленных нейтронах U-238 горит в малых объемах. Именно потому, что в реакторе преобладают медленные нейтроны, а для деления 238 нужны быстрые. Их там дефицит. В медленных реакторах тепло получают именно от деления U-235.

#94422 ↑

0
ch
24.03.1213:56:09

Спасибо, проясняется. А плутоний нельзя использовать в реакторах на медленных нейтронах? Что плутоний вообще в Фукусиме делал, причем не в самом реакторе (что было бы понятно), а в топливных элементах (что заинтриговало)? PS Почему американцы не строят промышленные реакторы на быстрых нейтронах, ведь у них такие же проблемы, как и у нас? Боятся, другие технологии развивают? Отредактировано: ch~14:00 24.03.2012

#94429 ↑

0
Markov
24.03.1214:12:51

Можно. Для этого его смешивают с ураном, получая МОКС-топливо. Есть предложения, что после начала серийного строительства быстрых реакторов они будут поставлять МОКС-топливо для медленных реакторов, то есть нынешние реакторы не останутся в стороне от замкнутого цикла. Плутоний и должен быть именно в топливных элементах, а не вне их. В любом урановом реакторе в топливных элементах есть некоторое количество плутония, который одновременно и нарабатывается, и сжигается. Быстрые технологии в частности и замкнутый ядерный цикл в целом довольно сложны и, ИМХО, пока что более опасны. Тут еще много нерешенных технологических вопросов, над которыми корпеть еще не одно десятилетие. Частные компании США, владеющие реакторами, видимо не готовы вкладывать большие деньги в это направление. Отредактировано: Markov~14:28 24.03.2012

#94435 ↑

0
ch
24.03.1214:48:04

Говорили, что плутоний был в новых, еще не загруженных ТВЭЛах, которые разбросало взрывом водорода... т.е. я так понимаю, плутоний сейчас жгут в том числе в реакторах на медленных нейтронах? Понятно, что польза великая, если можно задействовать обедненный уран и вообще его не концентрировать. Просто не очень понятно, цели добавления плутония в новые ТВЭЛы именно в реакторах на медленных нейтронах: девать некуда, или можно снизить степень концентрирования урана в том числе и в реакторах на медленных нейтронах? А вообще обойтись голым плутонием не получится (хотя бы чтобы реакторов на быстрых нейтронах пока было поменьше)? >Частные компании США, владеющие реакторами, видимо не готовы вкладывать >большие деньги в это направление. Просто они вопят о своей энерго зависимости, самое бы время нажать на эту область или ждут пока мы тут все отладим, а они уже готовые купят без риска опасных исследований на своей территории? >Тут еще много нерешенных технологических вопросов, над которыми корпеть еще не >одно десятилетие. Хм... а термояд раньше не появится? Или там все глухо в плане промышленного уровня?

#94456 ↑

0
Markov
24.03.1215:08:13

"Говорили, что плутоний был в новых, еще не загруженных ТВЭЛах, которые разбросало взрывом водорода" - совершенно верно, на Фукусиме Дайичи в реакторе №3 были сборки с МОКС-топливом. Судьбу их не знаю. "т.е. я так понимаю, плутоний сейчас жгут в том числе в реакторах на медленных нейтронах?" - да, многие реакторы имеют топливные сборки с МОКС-топливом. Плутоний заменяет в этих сборках U-235, что экономически выгодно. Но к МОКС-топливу есть пока что вопросы: оболочкам ТВЭЛов приходится работать в более тяжелых условиях, отработанное топливо хуже с точки зрения дальнейшей переработки, а при запроектной аварии с выбросом активной зоны последствия будут на 10-15% хуже. Но, как видите, в мире многих это не останавливает. "А вообще обойтись голым плутонием не получится?" - на медленных реакторах без U-235? Может и можно, пока плутоний не кончится. "хотя бы чтобы реакторов на быстрых нейтронах пока было поменьше" - а зачем поменьше? "Просто они вопят о своей энерго зависимости, самое бы время нажать на эту область " - ну, орать-то можно бесплатно , а в развитие замкнутого топливного цикла на основе быстрых реакторов нужно вложить очень серьезные деньги с отдачей лет через 20. У частных лавочек на это тупо нет средств. "а они уже готовые купят без риска опасных исследований на своей территории? " - лично я именно на это и надеюсь: у нас есть серьезный шанс лет через 30-40 стать монополистами в быстрой энергетике. "Хм... а термояд раньше не появится? Или там все глухо в плане промышленного уровня?" - глухо. Термояд сейчас находится примерно в том же положении, что быстрые реакторы в конце 40-х: то есть вроде бы на бумажке процесс понятен, но на практике еще не построен ни один полноценный исследовательский реактор. Так что фора у быстрой энергетики эдак с полвека. Отредактировано: Markov~15:11 24.03.2012

#94471 ↑

0
ch
24.03.1215:49:39

Вообще здорово. Если бы освоили эту нишу первыми, учитывая, какие трудности представляет технология и как долго её будут осваивать, тем более если реакторы со временем можно будет сделать более компактными - это ж золотое дно: компьютеры нервно в стороне будут курить. >- а зачем поменьше? Согласитесь натрий не самый приятный теплоноситель (хотя и очень подходящий именно для этого случая), он сам рванет при случае, причем не обязательно на АЭС. Это все-равно, что что в батареи зальют нитроглицерин и скажут, вообще это безопасно, все просчитано, но сильно ногами топать не рекомендуется, а по батареям стучать не следовало и когда там вода была, не то что сейчас Японцы они же аккуратные как черти и то вон умудрились, теперь репу чешут, а кого хрена у нас энергетика устроена так, а не как в России, где вшивая птицефабрика тремя независимыми линиями запитана, не то что АЭС. Почему русские на суше строят независимые пульты с выносом за 20 км от АЭС, а у нас рядом с океаном даже не почесался никто? Кстати хорошо бы узнать сколько натрия там, вот случилось то, чего не должно быть никогда, как долго он будет гореть? Или произошел контакт с водой, выдержит оболочка реактора взрыв? Ведь наибольшая опасность - это радиоактивная пыль, которая поднимается взрывами, пожарами, а потом поглощается живыми организмами в том числе людьми. Кстати, правильно ли я понимаю, что в реакторах на быстрых нейтронах ядерного топлива меньше, чем в реакторах на быстрых нейтронах и в случае чего возможно даже выбросы будут с меньшими последствиями? Отредактировано: ch~16:01 24.03.2012

#94491 ↑

0
Markov
24.03.1216:35:16

"Согласитесь натрий не самый приятный теплоноситель (хотя и очень подходящий именно для этого случая), он сам рванет при случае, причем не обязательно на АЭС." - это не показатель. Бензин тоже не сахар - ядовит, рванет при случае, загрязняет природу и т.п., но ведь пользуемся же, за уши не оттащишь Важно посмотреть, насколько безопасен натрий в эксплуатации, а это зависит не только от него самого, но от АЭС в целом. Кроме того - давайте подождем БРЕСТ, который будут строить там же на БАЭС. Возможно, практика его эксплуатации что-то поменяет. По остальным вопросам не могу сказать, не знаю.

#94503 ↑

0
ch
25.03.1222:22:12

Вообще конечно новость сильно порадовала, я уж думал, что все крест поставили на реакторах на быстрых нейтронах после Чернобыля... Думал, отработает Белоярская АЭС и все, а ты ж смотри, не только не закрываются АЭС, а наоборот ведется строительство и не маленьких исследовательских реакторов, а промышленных объектов, планов грамадьё. Причем не шапкозакидательных, а вполне себе экономически просчитанных. Молодцы наши атомщики. А что в Белоруссии тоже будет реактор на быстрых нейтронах? Отредактировано: ch~22:23 25.03.2012

#95243 ↑

0
Markov
25.03.1223:04:33

Я немного вас не понимаю. Никто пока не строит промышленные БН, только один опытный БН-800. В Белоруссии будет "медленный" ВВЭР.

#95292 ↑

0
ch
25.03.1223:34:23

Перепутал, БАЭС слишком уж подходит для новой Белорусской АЭС

#95322 ↑

0
ch
25.03.1223:02:38

Кстати, у вас у же есть публикация по реакторам на быстрых нейтронах с альтернативным теплоносителем (свинцово-висмутовые, я так понимаю в эвтектический состав, по аналогии с эвтектическим Na-K сплавом который тоже часто используется в таких реакторах, только не горит и не взрывается). Вот оно будущее, причем мощность среднего реактора 100 – 400 МВт, несколько секций и можно превзойти Белоярскую АЭС с мощностью 600 МВт. http://sdelanou...ru/blogs/14582/

#95290 ↑

0
Markov
25.03.1223:25:02

Проекты СВБР я видел только в небольшой мощности, видимо этот теплоноситель в большом реакторе неудобен. Если это так, то заменить натриевые реакторы (проекты которых имеют и 1,6 ГВт) он не сможет. Набирать большие мощности из пучка маленьких реакторов не есть гуд. Альтернативой натриевому БН может стать свинцовый БРЕСТ (проектные мощности до 1,2 ГВт). Поэтому очень радует, что принято решение построить первый опытный БРЕСТ.

#95314 ↑

0
ch
25.03.1223:45:40

Там вероятно сплав в эвтектике, точка плавления где-то в районе 200 градусов (ну если, еще чего-нибудь в сплав не насовали, чтобы еще понизить точку плавления), т.е. холодный реактор вероятно нужно будет разогревать перед пуском (кстати, странно что перестали использовать эвтектический сплав Na-K, вроде его раньше использовали - его же вообще греть не нужно, может, кстати и используют, просто называя теплоноситель Na для краткости). Маленький реактор понятно, разогреть довольно просто, а крупный плавить нужно будет наверное несколько дней (хотя может и тепла от реактора достаточно, к сожалению, вообще почти ничего не знаю об этих реакторах). Крупный реактор вероятно имеет смысл набирать из мелких секций, причем таким образом, чтобы запустив один реактор можно было бы без электричества разогревать остальные, до точки плавления теплоносителя... в общем простор для инженерной фантазии есть PS Индий бы использовать, но дорого. Отредактировано: ch~23:54 25.03.2012

#95332 ↑

0
Markov
26.03.1200:04:08

"Крупный реактор вероятно имеет смысл набирать из мелких секций" - ну вот лично мне это не нравится. Большие мощности надо делать на больших машинах, а не на пучке мелких, или прогоришь на экономике. И это не только в атомных реакторах, но и практически везде в технике.

#95346 ↑

Написать комментарий

Отмена

Для комментирования вам необходимо зарегистрироваться и войти на сайт,