Между простотой и истиной
---
Меня не первый раз уже просят прокомментировать статьи Бориса Марцинкевича по атомной тематике, в частности появившуюся пару дней назад "Энергетика будущего зеленеет реакторами на быстрых нейтронах"
Я для себя давно решил, что истина мне дороже простоты, и хотя текст постов у меня получается не всегда гладкий, да и фактические ошибки есть, я всегда стараюсь для каждого утверждения своей статьи найти подтверждение, хотя порой одна вставленная в текст цифра оборачивается получасом поиска, где же я ее видел. Если так не делать, доверяя памяти и своим представлениям о вещах, то получаются статьи типа той, что я сейчас разберу. Возможно, я не совсем прав, указывая ошибки, но накипело. Всю статью приводить не буду, процитирую только ошибочные места:
"Солнечные панели, в отличие от АЭС, работают не 60-80 лет, а 3-4 года, утрачивая возможность преобразования солнечного света в электрический ток"
Не знаю, зачем так писать, довольно очевидно, что это не так. Вот, например, исследование где на большой статистике сделан вывод о медианной деградации в 0,5% мощности в год и средней около 1% в год. Т.е. за 3-4 года мощностью изменится на 1,5-2%
Ладно, это была разминка, дальше статья обсудив проблемы ВИЭ переходит к атомной энергетике, и тут автор, к сожалению, начинает путаться, иногда в базовых вещах.
Если число этих самых свободных нейтронов становится слишком большим, реакция деления распространится на весь объем урана, грозя перерасти в «большой ба-бах». Да, конечно, ядерного взрыва не состоится, для него необходимо, чтобы содержание изотопа урана-235 в топливе превышало 60%, а в энергетических реакторах обогащение топлива не превышает 5%
Нельзя назвать это утверждение напрямую ложным, однако оно уводит читателя с правильного понимания вещей: критичность и изменение скорости цепной реакции зависит от объемной концентрации атомов U235/U233/Pu239 и атомов других веществ, влияющих на поток нейтронов. Можно и для 90% U235 создать реактор, который не взрывается (такие реакторы довольно массово плавают под водой).
Внутри реактора должно находиться вещество, которое поглощает лишние нейтроны, но в том количестве, которое позволяет продолжаться цепной реакции. Физики-атомщики давно вычислили, какое вещество делает это лучше всего – изотоп бора-10, поэтому систему управления и защиты называют еще и попросту «борной»
Здесь есть две принципиальные ошибки. Во-первых, в ВВЭР-1000 нейтроны поглощаются в основном водой и в меньшей степени - конструкционными материалами а также некоторыми продуктами деления урана, накапливающимися в топливе. Из 1,45 лишних нейтронов, которые остаются в цепочке делений максимум 0,15 будет поглощено органами регулирования СУЗ и борной системой управления, а остальное - вот этими элементами активной зоны.
Второй момент насчет бора. Бор не является самым лучшим поглотителем на тепловых нейтронах, хотя безусловно хорош и активно используется. Причина в дешевизне, т.к. рекордсмены тут - редкоземельные элементы гадолиний (имеющий почти в 10 раз большее сечение захвата тепловых нейтронов, чем Бор 10), диспрозий, эрбий. Эти вещества, кстати, используются как выгорающие поглотители, стационарно размещенные в тепловыделяющих сборках.
"Борной", кстати, называют систему жидкого поглотителя (борной кислоты), которую добавляют в воду первого контура. Это система медленной компенсации изменяющегося в процессе работы реактора запаса реактивности топлива.
А вот рабочие нижние концы стержней-поглотителей в ВВЭР выполнены из титаната диспрозия, а не из бора, карбид бора в этих стержнях только в верхней части, которая обеспечивает глушение.
Стержни с бором включены в конструкцию реакторов с графитовым и водным замедлителем, для них имеются такие же технологические каналы, как и для ТВЭЛ-ов, тепловыделяющих элементов
"Технологические каналы" - это такие элементы реактора РБМК, в которые опускаются либо стержни СУЗ (действительно, с карбидом бора), либо ТВС. А вот у ВВЭР их нет, и стержни ходят прямо внутри ТВС по специальным втулкам.
В энергетическом реакторе два вторичных нейтрона – это слишком много, для контролируемости и управляемости реакции нужен коэффициент 1,02. Прилетело 100 нейтронов, выбило 200 нейтронов, и вот из этих 200 вторичных нейтронов 98 должен «скушать», поглотить тот самый бор-10. Подавляет бор излишнюю активность, это мы вам точно говорим
Как я уже написал выше - цифры полностью неверны.
Так или иначе, но каждое требование электросетей «приглушить реактор» приводит к более интенсивному выгоранию системы борной защиты и управления, вызывает дополнительные сложности.
На самом деле проблемы маневрирования реактором лежат совершенно в другой плоскости, чем выгорающий бор в стержнях-поглотителях. Это прежде всего термостресс твэлов от изменения мощности реактора, и связанные с этим трещины оболочек твэлов, во вторую очередь это термостресс оборудования первого контура - в частности производители PWR/ВВЭР ограничивают количество циклов нагрева/охлаждения, которые может за свою жизнь совершить корпус реактора и трубопроводы первого контура. Кроме того, если регулярно вводить поглощающие стержни сверху, то верх топлива выгорает меньше, что перекашивает тепловыделение активной зоны и заставляет снижать мощность реактора.
Все это более-менее решаемо технически, только делает работу АЭС более дорогой, при этом КИУМ АЭС падает. Фактически, АЭС не хотят маневрировать по экономическим причинам.
Атом урана после деления разваливается на части, и вот из этих осколков тоже вылетают нейтроны, но спустя несколько микросекунд. Их немного по сравнению с мгновенными, всего около 1%, но при коэффициенте 1,02 и они весьма важны, ведь 1,02 – это прибавка всего-то в 2%. Следовательно, расчет количества бора нужно выполнять с ювелирной точностью, постоянно балансируя на тонкой грани «выход реакции из-под контроля – внеплановая остановка реактора». Потому в ответ на каждое требование «подай газку!» или «тормози, чего так раскочегарился!» начинается цепная реакция дежурной смены АЭС, когда каждый атомщик из ее состава предлагает большее количество идиоматических выражений
Опять голая фантазия, к сожалению. Для ВВЭР-1000 ввод 1 поглощающего стержня СУЗ (который представляет собой кластер из 18 элементов внутри ТВС) полностью приводит к уменьшению реактивности на 0,0012 - более чем достаточная прецизионность.
Те, кто еще не совсем забыл курс школьной физики, вполне могут задать вопрос: простите, а как же закон сохранения массы? Ответ прост – да никак, поскольку в ядерном реакторе и процессы ядерные, и закон сохранения массы не действует в классическом виде.
Тут просто нет слов.
Само название «МОКС-топливо» – всего лишь буквами славянского алфавита записанная англоязычная аббревиатура, которая пишется как МОХ. Расшифровка – Mixed-Oxide fuel, вольный перевод – «топливо из микста оксидов». В основном под этим термином понимают микст оксида плутония и оксида урана, но это только в основном. Поскольку наши уважаемые американские партнеры освоить технологию производства МОКС-топлива из оружейного плутония оказались не в силах, отказалась от этого варианта и Россия. Но построенный нами завод заранее был рассчитан как универсальный – он способен производить МОКС-топливо и из ОЯТ тепловых реакторов
Я не знаю, пытается ли автор тут упростить текст, но в итоге получается сложнее чем в реальности. МОКС топливо - это смесь оксидов, как видно из английского названия. Оксидов - потому что есть другие варианты - нитриды, карбиды, чистый металл. Смесь здесь означает, что это топливо из оксида плутония, смешанного с матрицей из оксида урана, который обычно не является топливом (т.е. обеднен по изотопу U235), но служит для улучшения термомеханических свойств топлива. Все. Углубляться в происхождение плутония, американских партнеров и т.п. - это значит в один абзац подтянуть всю проблематику ЗЯТЦ...
Цифры условны, взяты с потолка, просто для наглядности. В начальном составе МОКС-топлива 100 кило оксида плутония и 900 кило урана-238. Пока «горел» плутоний, 300 кило урана-238 превратились в дополнительный плутоний, из которого 150 кило тут же и «сгорело», а 150 кило не успело. Вытащили ТВС, «вытряхнули» из него плутоний, но его оказалось на 50 кило больше, чем было изначально
Это можно назвать придиркой, но на мой взгляд гораздо правильнее дать тут реальные цифры, а не "взятые с потолка".
Совершенно естественно, что в настоящее время производство МОКС-топлива обходится дороже, чем производство традиционного уранового. Удешевление производства, как и в любой другой отрасли промышленности, возможно, прежде всего, за счет производства массового, «конвейерного»
Совершенно не очевидный тезис, увы. МОКС-топливо для PWR сегодня в 2,5-3 раза дороже, чем топливо из природного урана. Основную стоимость добавляет затраты на строительство и содержание радиохимических производств. В конце-концов французский MELOX производит 270-330 МОКС-кассет в год, и именно его МОКС-кассеты в 2,5-3 раза дороже, чем ТВС с обогащенным ураном.
Да вот только применение МОКС-топлива в тепловых реакторах приводит к снижению эффективности применяемых в ВВЭР поглотителей нейтронов. Причина этого заключается в том, что бор-10 гораздо хуже поглощает быстрые нейтроны – таковы его физические особенности, на которые мы никак повлиять не можем
Совершенно не так. МОКС-топливо в тепловых реакторах не превращает их в реакторы быстрые, спектр нейтронов остается таким же. Бор-10, диспрозий, гадолиний все так же эффективно поглощают нейтроны.
Проблемы в другом месте - доля запаздывающих нейтронов, через которые идет управление изменением мощности реактора. Для чистого U235 эта доля - 0,64%, для Pu239 - 0,21%. Это крайне усложняет жизнь системы управления, появляется именно та нужда в прецизионном дозировании управляющих воздействий.
Кроме того у активной зоны из МОКС-топлива есть крайне неприятный положительный пустотный эффект реактивности, т.е. реактор начинает разгонятся по мере выкипания воды.
Эти два физических эффекта заставляют либо проектировать специальную АЗ под плутоний или использовать в универсальной АЗ не больше 40%.
Я для себя давно решил, что истина мне дороже простоты, и хотя текст постов у меня получается не всегда гладкий, да и фактические ошибки есть, я всегда стараюсь для каждого утверждения своей статьи найти подтверждение, хотя порой одна вставленная в текст цифра оборачивается получасом поиска, где же я ее видел. Если так не делать, доверяя памяти и своим представлениям о вещах, то получаются статьи типа той, что я сейчас разберу. Возможно, я не совсем прав, указывая ошибки, но накипело. Всю статью приводить не буду, процитирую только ошибочные места:
"Солнечные панели, в отличие от АЭС, работают не 60-80 лет, а 3-4 года, утрачивая возможность преобразования солнечного света в электрический ток"
Не знаю, зачем так писать, довольно очевидно, что это не так. Вот, например, исследование где на большой статистике сделан вывод о медианной деградации в 0,5% мощности в год и средней около 1% в год. Т.е. за 3-4 года мощностью изменится на 1,5-2%
Ладно, это была разминка, дальше статья обсудив проблемы ВИЭ переходит к атомной энергетике, и тут автор, к сожалению, начинает путаться, иногда в базовых вещах.
Если число этих самых свободных нейтронов становится слишком большим, реакция деления распространится на весь объем урана, грозя перерасти в «большой ба-бах». Да, конечно, ядерного взрыва не состоится, для него необходимо, чтобы содержание изотопа урана-235 в топливе превышало 60%, а в энергетических реакторах обогащение топлива не превышает 5%
Нельзя назвать это утверждение напрямую ложным, однако оно уводит читателя с правильного понимания вещей: критичность и изменение скорости цепной реакции зависит от объемной концентрации атомов U235/U233/Pu239 и атомов других веществ, влияющих на поток нейтронов. Можно и для 90% U235 создать реактор, который не взрывается (такие реакторы довольно массово плавают под водой).
Внутри реактора должно находиться вещество, которое поглощает лишние нейтроны, но в том количестве, которое позволяет продолжаться цепной реакции. Физики-атомщики давно вычислили, какое вещество делает это лучше всего – изотоп бора-10, поэтому систему управления и защиты называют еще и попросту «борной»
Здесь есть две принципиальные ошибки. Во-первых, в ВВЭР-1000 нейтроны поглощаются в основном водой и в меньшей степени - конструкционными материалами а также некоторыми продуктами деления урана, накапливающимися в топливе. Из 1,45 лишних нейтронов, которые остаются в цепочке делений максимум 0,15 будет поглощено органами регулирования СУЗ и борной системой управления, а остальное - вот этими элементами активной зоны.
Второй момент насчет бора. Бор не является самым лучшим поглотителем на тепловых нейтронах, хотя безусловно хорош и активно используется. Причина в дешевизне, т.к. рекордсмены тут - редкоземельные элементы гадолиний (имеющий почти в 10 раз большее сечение захвата тепловых нейтронов, чем Бор 10), диспрозий, эрбий. Эти вещества, кстати, используются как выгорающие поглотители, стационарно размещенные в тепловыделяющих сборках.
"Борной", кстати, называют систему жидкого поглотителя (борной кислоты), которую добавляют в воду первого контура. Это система медленной компенсации изменяющегося в процессе работы реактора запаса реактивности топлива.
А вот рабочие нижние концы стержней-поглотителей в ВВЭР выполнены из титаната диспрозия, а не из бора, карбид бора в этих стержнях только в верхней части, которая обеспечивает глушение.
Стержни с бором включены в конструкцию реакторов с графитовым и водным замедлителем, для них имеются такие же технологические каналы, как и для ТВЭЛ-ов, тепловыделяющих элементов
"Технологические каналы" - это такие элементы реактора РБМК, в которые опускаются либо стержни СУЗ (действительно, с карбидом бора), либо ТВС. А вот у ВВЭР их нет, и стержни ходят прямо внутри ТВС по специальным втулкам.
В энергетическом реакторе два вторичных нейтрона – это слишком много, для контролируемости и управляемости реакции нужен коэффициент 1,02. Прилетело 100 нейтронов, выбило 200 нейтронов, и вот из этих 200 вторичных нейтронов 98 должен «скушать», поглотить тот самый бор-10. Подавляет бор излишнюю активность, это мы вам точно говорим
Как я уже написал выше - цифры полностью неверны.
Так или иначе, но каждое требование электросетей «приглушить реактор» приводит к более интенсивному выгоранию системы борной защиты и управления, вызывает дополнительные сложности.
На самом деле проблемы маневрирования реактором лежат совершенно в другой плоскости, чем выгорающий бор в стержнях-поглотителях. Это прежде всего термостресс твэлов от изменения мощности реактора, и связанные с этим трещины оболочек твэлов, во вторую очередь это термостресс оборудования первого контура - в частности производители PWR/ВВЭР ограничивают количество циклов нагрева/охлаждения, которые может за свою жизнь совершить корпус реактора и трубопроводы первого контура. Кроме того, если регулярно вводить поглощающие стержни сверху, то верх топлива выгорает меньше, что перекашивает тепловыделение активной зоны и заставляет снижать мощность реактора.
Все это более-менее решаемо технически, только делает работу АЭС более дорогой, при этом КИУМ АЭС падает. Фактически, АЭС не хотят маневрировать по экономическим причинам.
Атом урана после деления разваливается на части, и вот из этих осколков тоже вылетают нейтроны, но спустя несколько микросекунд. Их немного по сравнению с мгновенными, всего около 1%, но при коэффициенте 1,02 и они весьма важны, ведь 1,02 – это прибавка всего-то в 2%. Следовательно, расчет количества бора нужно выполнять с ювелирной точностью, постоянно балансируя на тонкой грани «выход реакции из-под контроля – внеплановая остановка реактора». Потому в ответ на каждое требование «подай газку!» или «тормози, чего так раскочегарился!» начинается цепная реакция дежурной смены АЭС, когда каждый атомщик из ее состава предлагает большее количество идиоматических выражений
Опять голая фантазия, к сожалению. Для ВВЭР-1000 ввод 1 поглощающего стержня СУЗ (который представляет собой кластер из 18 элементов внутри ТВС) полностью приводит к уменьшению реактивности на 0,0012 - более чем достаточная прецизионность.
Те, кто еще не совсем забыл курс школьной физики, вполне могут задать вопрос: простите, а как же закон сохранения массы? Ответ прост – да никак, поскольку в ядерном реакторе и процессы ядерные, и закон сохранения массы не действует в классическом виде.
Тут просто нет слов.
Само название «МОКС-топливо» – всего лишь буквами славянского алфавита записанная англоязычная аббревиатура, которая пишется как МОХ. Расшифровка – Mixed-Oxide fuel, вольный перевод – «топливо из микста оксидов». В основном под этим термином понимают микст оксида плутония и оксида урана, но это только в основном. Поскольку наши уважаемые американские партнеры освоить технологию производства МОКС-топлива из оружейного плутония оказались не в силах, отказалась от этого варианта и Россия. Но построенный нами завод заранее был рассчитан как универсальный – он способен производить МОКС-топливо и из ОЯТ тепловых реакторов
Я не знаю, пытается ли автор тут упростить текст, но в итоге получается сложнее чем в реальности. МОКС топливо - это смесь оксидов, как видно из английского названия. Оксидов - потому что есть другие варианты - нитриды, карбиды, чистый металл. Смесь здесь означает, что это топливо из оксида плутония, смешанного с матрицей из оксида урана, который обычно не является топливом (т.е. обеднен по изотопу U235), но служит для улучшения термомеханических свойств топлива. Все. Углубляться в происхождение плутония, американских партнеров и т.п. - это значит в один абзац подтянуть всю проблематику ЗЯТЦ...
Цифры условны, взяты с потолка, просто для наглядности. В начальном составе МОКС-топлива 100 кило оксида плутония и 900 кило урана-238. Пока «горел» плутоний, 300 кило урана-238 превратились в дополнительный плутоний, из которого 150 кило тут же и «сгорело», а 150 кило не успело. Вытащили ТВС, «вытряхнули» из него плутоний, но его оказалось на 50 кило больше, чем было изначально
Это можно назвать придиркой, но на мой взгляд гораздо правильнее дать тут реальные цифры, а не "взятые с потолка".
Совершенно естественно, что в настоящее время производство МОКС-топлива обходится дороже, чем производство традиционного уранового. Удешевление производства, как и в любой другой отрасли промышленности, возможно, прежде всего, за счет производства массового, «конвейерного»
Совершенно не очевидный тезис, увы. МОКС-топливо для PWR сегодня в 2,5-3 раза дороже, чем топливо из природного урана. Основную стоимость добавляет затраты на строительство и содержание радиохимических производств. В конце-концов французский MELOX производит 270-330 МОКС-кассет в год, и именно его МОКС-кассеты в 2,5-3 раза дороже, чем ТВС с обогащенным ураном.
Да вот только применение МОКС-топлива в тепловых реакторах приводит к снижению эффективности применяемых в ВВЭР поглотителей нейтронов. Причина этого заключается в том, что бор-10 гораздо хуже поглощает быстрые нейтроны – таковы его физические особенности, на которые мы никак повлиять не можем
Совершенно не так. МОКС-топливо в тепловых реакторах не превращает их в реакторы быстрые, спектр нейтронов остается таким же. Бор-10, диспрозий, гадолиний все так же эффективно поглощают нейтроны.
Проблемы в другом месте - доля запаздывающих нейтронов, через которые идет управление изменением мощности реактора. Для чистого U235 эта доля - 0,64%, для Pu239 - 0,21%. Это крайне усложняет жизнь системы управления, появляется именно та нужда в прецизионном дозировании управляющих воздействий.
Кроме того у активной зоны из МОКС-топлива есть крайне неприятный положительный пустотный эффект реактивности, т.е. реактор начинает разгонятся по мере выкипания воды.
Эти два физических эффекта заставляют либо проектировать специальную АЗ под плутоний или использовать в универсальной АЗ не больше 40%.
Реактор БРЕСТ-300, как и реакторы БН – реактор на быстрых нейтронах, что только подчеркивает правильность стратегического направления развития атомной энергетики – сочетание водноводяных реакторов и реакторов на быстрых нейтронах
Забавно, но как раз это не так. БН-1200 сейчас видится, как элемент двухкомпонентной системы, т.е. реактор, помогающий перерабатывать ОЯТ ВВЭР и в то же время производящий плутоний для МОКС-топлива, которое частично питает ВВЭР. Он неплохо вписывается в имеющуюся экосистему атомной энергетики России.
А вот БРЕСТ - абсолютно автономный реактор, не потребляющий и не производящий плутоний. Ему, по сути все равно, есть ли еще какие-то реакторы в энергосистеме, и если есть, то какого типа.
Решение о создании в России реактора БН-1200 принято
Решение еще не принято. 18 июля пройдет очередной НТС Росатома, где будет обсуждаться судьба БН-1200, и обсуждаться непросто.
Взято: tnenergy.livejournal.com
Комментарии (0)
{related-news}
[/related-news]