23 марта 99

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 статью полностью...]

Кстати, а вы знали, что на «Сделано у нас» статьи публикуют посетители, такие же как и вы? И никакой премодерации, согласований и разрешений! Любой может добавить новость. А лучшие попадут в наш Телеграм @sdelanounas_ru. Подробнее о том как работает наш сайт здесь👈

Источник: www.i-mash.ru

Другие публикации по теме

Поделись позитивом в своих соцсетях

Комментарии 0

Для комментирования необходимо войти на сайт

все комментарии

0

ch24.03.12 03:17:42

Не в этом дело, а в том, что горит он на воздухе и взрывается при соприкосновении с водой. Энергоемкость графита и водорода тоже вроде не велики, но Чернобыли и Фукусимы случаются. В последнем случае реакторы глушили прокачкой водой, когда у вас будет гореть натрий, такой номер уже не пройдет.

#94333 ↑
- 0
  
  CEOU24.03.12 08:11:47
  
  Если вкратце, то вы немного ошибаетесь. Специально быстрыми реакторами я не занимался, но мне удалось поработать на 5 ядерных реакторах (4 уран-графитовых и 1 водо-водяной). Почти полный проект реактора БН-800 есть у меня на компьютере (на работе скачал). Натрий находящийся в первом контуре не имеет контакта с водой. В теплообменниках он отдаёт теплоту натрию второго контура. Связь между вторым контуром (натрий) и третьим (вода) осуществляется через теплообменники (модульно-секционные парогенераторы), которые находятся в другом помещении. При аварии секционные парогенераторы не требуются их отключают и сливают воду и натрий - всё гореть больше нечему. И реактор (первый контур) и секционные теплообменники находятся в герметичных помещениях облицованных нержавеющей сталью. И эти помещения можно заполнить азотом и некуда он не денется. А в отсутствии кислорода горение прекращается. Понятие энергоёмкость плохо применимо к водороду, графиту или ядерному топливу. Возможно вы подразумеваете понятие теплоёмкость. Сравнивать надо теплоёмкости теплоносителей то есть воды и натрия. У натрия мольная теплоёмкость примерно в 36 раз больше чем у воды. Возгорания натрия происходили на действующем БН-600 (у меня на полке стоит книга с коричневым переплётом "Аварии и инциденты на атомных станциях") и имеющиеся противопожарные системы не позволили развиться аварии. Быстрые реакторы строят не для получения пучков нейтронов, а для замыкания ядерно-топливного цикла. То есть для наработки энергетического плутония из урана-238. Для получения пучков нейтронов в основном используются исследовательские реакторы на тепловых нейтронах. Например реакторы в НИАР или в ФЭИ. Есть и исследовательские реакторы на быстрых нейтронах, например БОР-60 (НИАР) или строящийся реактор ПИК в Гатчине. Ещё наверное стоит пояснить, что на атомных станциях (то есть на энергетических реакторах) исследования не проводят. В том же г. Заречном, где находится белоярская АЭС имеется исследовательских реактор ИВВ-2М. Немного про Чернобыль. Когда тушили руины 4 блока Чернобыльской АЭС "остаточная радиация шла", но вот нейтронного излучения не было. Нейтронное излучение имеется только при работе реактора, если реактор заглушен (или разрушен, как 4 блок Чернобыльской АЭС) и нет СЦР (самоподдерживающейся реакции) то и нейтронного излучения нет. Есть другие виды излучения: альфа, бета, гамма - которые и вызволи наведённую активность в телах ликвидаторов. Уф...ну это всё вкратце.
  
  #94348 ↑
  - 0
    
    1grek24.03.12 10:46:43
    
    Неплохо, плюс тебе
    
    #94368 ↑
  - 0
    
    ch24.03.12 12:29:08
    
    Интересно Термин энергоемкость ввел не я, просто оперировать энергией Гиббса или каким-то другим потенциалом тут не имеет смысла. Особенно когда можно просто сказать: горит при соприкосновении с воздухом, взрывается при соприкосновении с водой. 1) То, что натрий с водой непосредственно не контактирует, это понятно, вопрос в том, что делается чтобы он не контактировал и дальше... Что происходит, если нарушится герметичность помещения, облицованных нержавеющей сталью? Или это практически невозможно? Допустим нет воды в третьем контуре. Нужно ли электропитание для циркулирования натрия по первым двум? Или он это делает естественно, т.е. вот нет управления, нет воды в третьем контуре, реактор как себя будет вести? Я думаю всех волнует это в первую голову. А даже если азотом затушили, дальше что делать? Лезть внутрь с горячим натрием работать? Да и вообще натрий - это мина замедленного действия, рано или поздно загорится, что уже, кстати, бывало... нужны очень веские причины, чтобы эксплуатировать такие реакторы. 2) По поводу Чернобыля... вообще говоря многие сообщают об остаточном нейтронном излучении в момент тушения реактора. Хотя, конечно, не поручусь, что оно там было... а как шла остаточная реакция, если для распада нужен нейтрон? И вообще если реакция хотя бы остаточно идет, имеется поток нейтронов... 3) "То есть для наработки энергетического плутония из урана-238". А смысл, причем таким опасным способом? Он же и так нарабатывается в реакторах на медленных нейтронах и даже в них же и умудряются его использовать. Понятно, что в реакторах такого типа это получается быстрее, но это наверное Ирану интересно или Китаю. Именно нам зачем это? У нас что оружейный плутоний заканчивается? 4) "Ещё наверное стоит пояснить, что на атомных станциях (то есть на энергетических реакторах) исследования не проводят." А в чем тогда выгода реакторов на быстрых нейтронах по сравнению с реакторами на медленных? Ведь потом при монтаже/демонтаже приходится иметь дело с натрием (кстати, он остается не радиоактивным?). Одно дело, когда такой реактор построил СССР (причины замучаешься перечислять), другое дело, когда реакторы строят сейчас (когда без выгоды мало что делается, тем более такие ресурсоемкие проекты)... с трудном верится в то, что у нас плутоний заканчивается. Понятно, что безопаснее этот реактор быть никак не может. Вряд ли он и дешевле в экплуатации, хотя чем черт не шутит... Может есть какие-то другие выгоды, что-то, что не умеют делать реакторы на медленных нейтронах? "Выжигание" высокорадиоактивных отходов или еще что-то в этом духе? Отредактировано: ch~12:49 24.03.2012
    
    #94403 ↑
    - 0
      
      Markov24.03.12 12:36:45
      
      "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
        
        ch24.03.12 13:10:45
        
        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
        
        Markov24.03.12 13:37:54
        
        "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
        
        ch24.03.12 13:56:09
        
        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
        
        Markov24.03.12 14:12:51
        
        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
        
        ch24.03.12 14:48:04
        
        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
        
        Markov24.03.12 15:08:13
        
        "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
        
        ch24.03.12 15:49:39
        
        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
        
        Markov24.03.12 16:35:16
        
        "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
        
        ch25.03.12 22:22:12
        
        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
        
        Markov25.03.12 23:04:33
        
        Я немного вас не понимаю. Никто пока не строит промышленные БН, только один опытный БН-800. В Белоруссии будет "медленный" ВВЭР.
        
        #95292 ↑
        
        0
        
        ch25.03.12 23:34:23
        
        Перепутал, БАЭС слишком уж подходит для новой Белорусской АЭС
        
        #95322 ↑
        
        0
        
        ch25.03.12 23:02:38
        
        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
        
        Markov25.03.12 23:25:02
        
        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
        
        ch25.03.12 23:45:40
        
        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
        
        Markov26.03.12 00:04:08
        
        "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 ↑

Для оценки необходимо войти на сайт

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

Другие публикации по теме

Комментарии 0