История атомной науки и техники Опции Поделиться

[А.Рассадин]

Сейчас многие предприятия бывшего Минсредмаша издают книги о своем становлении в рамках советского атомного проекта.
Так, в Нижнем Новгороде ФНПЦ ФГУП «ОКБМ им. И. И. Африкантова» издало книгу:

Полвека в атомном машиностроении / Под общей ред. Ф. М. Митенкова.— Н. Новгород: КиТиздат, 1997.
а ОАО Завод "Красное Сормово" — книгу :

Красное Сормово. Завод и люди / авторы – составители Г. А. Илескин, Ю. К. Меньшиков, А. А. Постнов.— Н. Новгород, изд-во «Кварц», 2006.

Думаю, что и в других городах России подобные издания тоже появились.
Предлагаю начать обсуждать историю атомного проекта.


Сообщение отредактировал А.Рассадин - 13.5.2007, 9:19

[А.Рассадин]

Предлагаю вниманию читетелей данного раздела нашу с Л. К. Киселевым статью, опубликованную в одном из выпусков "Ученых записок ВВО МСА". Полагаю, что она послужит введением в атомную тематику для юных (например, Змей) читателей нашего раздела.

Реакторы на быстрых нейтронах

С современной точки зрения атомная энергия является единственным выходом для покрытия дефицита энергии, который возникнет в ближайшем будущем вследствие растуще-го потребления энергии и истощения углеводородных природных ресурсов. Однако природ-ные ресурсы делящегося урана-235 также исчерпаемы. Поэтому авторитетные специалисты считают [1, 2], что уран как носитель энергии будет эффективным и перспективным только в том случае, если для получения энергии удастся использовать неделящийся уран-238, т. е. превратить его в делящийся плутоний. Уран-238 составляет 99,3 % природного урана. Сле-довательно, необходимо дополнительно получать делящийся плутоний, и причем в таких ре-акторах, которые вырабатывают плутония больше, чем используют сами. Такими свойствами обладают реакторы на быстрых нейтронах (РБН) [1, 2]. Они позволяют осуществить переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, в которой топливо, выгруженное из реакторов атомных станций, перерабатывается и возвращается в энергетический цикл не-выгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов. В РБН нейтроны не тормозятся и поэтому происходит деление не только редкого изотопа урана-235, но и урана-238, который превращается в плутоний-239. Такой процесс дает возможность практически полностью ис-пользовать природный уран и тем самым в сто раз увеличить выход энергии из каждой тон-ны добытого сырья. Это открывает путь к практически неисчерпаемым ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу [1, 3].
Обоснование возможности расширенного воспроизводства в РБН и предложение по проведению первоочередных исследований в этом направлении сделаны в докладе комиссии Совета Министров СССР академиком А. И. Лейпунским в июле 1950 года [4].
Инженерные трудности создания РБН связаны с высокой энергонапряженностью топ-лива, необходимостью интенсивного охлаждения активной зоны, высоким уровнем рабочих температур элементов конструкции и оборудования, высоким флюенсом нейтронов, вызыва-ющим радиационное повреждение конструкционных материалов, повышенными требовани-ями ядерной и радиационной безопасности. Хотя решение этих научно-технических задач потребовало создания мощной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы [2, 4], при разработке РБН СССР шел и Россия идет впереди других стран.
К концу 50-х – началу 60-х годов ХХ-го века были построены первые эксперимен-тальные реакторы. На этом этапе разработки РБН главная задача состояла в создании работо-способной системы и подтверждение ее безопасности и надежности.
Первый советский демонстрационный реактор на быстрых нейтронах БН-350 имел традиционную для атомной энергетики схему передачи теплоты через промежуточный кон-тур. Его строительство началось в 1964 году, пуск состоялся в 1973 год. Часть мощности ре-актора использовалось для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Реактор работал до 1989 года, на пять лет превысив проектный срок.
В 1969 году началось строительство блока АЭС с более мощным реактором БН-600 с интегральной конструкцией, что позволило значительно повысить надежность и безопас-ность реактора. БН-600, введенный в строй в 1980 году и на сегодня единственный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах, является источником уникаль-ного эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конст-рукционных материалов и топлива [1, 5].
В настоящее время начато строительство энергоблока с реактором БН-800, в котором использованы инженерные решения БН-600 и приняты дополнительные меры, обеспечиваю-щие исполнение требований МАГАТЭ по гарантированной безопасности недопустимости воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС.
Реактор БН-800 планируется в качестве серийного для массового использования в атомной энергетике, поэтому совершенствованию его технико-экономических показателей уделено большое внимание [1] .
В СССР и промышленно развитых странах Запада в конце 70-х – начале 80-х годов ХХ-го века планировалось широкомасштабно запустить РБН для выработки электроэнергии к концу 1980-х. По прогнозам [6] в 2000-м году треть всех АЭС должна была состоять из РБН, а общая мощность АЭС должна была составить 3000 ГВт. Однако разворот в XXI веке стран Азии в направлении интенсивного развития атомной энергетики резко изменил все экстраполяции прошлого века. Так, в программе развития ядерной энергетики КНР планиру-ется увеличение к 2020 г. мощности всех эксплуатируемых в Поднебесной империи АЭС до 36 ÷ 40 ГВт [7]. В ближайшие двадцать пять лет в 5 – 10 раз собираются увеличивать свои атомные энергетические мощности Иран, Индия, Корея и Индонезия [3]. Поэтому намечаю-щееся отставание России в рассматриваемой сфере становится прямой угрозой достойному существованию нашей страны.
В данной геополитической ситуации у России на ближайшие полвека нет альтернативы ставке на опережающее и решительное развитие ядерной энергетики [1, 3].

Литература :

1. Митенков Ф. М. Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой»
атомной энергетики. Наука и жизнь, 2005, № 3.
2. Усынин Г. Б., Кусмарцев Е. В. Реакторы на быстрых нейтронах. М., Наука, 1985.
3. Крупнов Ю. В., Кауров Г. А., Крупнов Б. В., Любжин А. И., Мелентьев С. Э., Смир-
нов С. В. Ядерная доктрина России : www.kroupnov.ru/5/284_1.shtml.
4. Лейпунский А. И. Состояние и перспективы развития быстрых реакторов. Атомная
энергия, 1970, т. 28, в. 4.
5. Сайт ФНПЦ ФГУП «ОКБМ им. И. И. Африкантова» : www.okbm.nnov.ru .
6. Казачковский О. Д. Реакторы на быстрых нейтронах — взгляд в будущее. Атомная
энергия, 1987, т. 63, в. 5.
7. Росэнергоатом, 2005, № 4 (71) : www.rosatom.ru .

Хотелось бы услышать мнение специалистов о том, насколько удалось авторам пройти между Сциллой популярности и Харибдой научной достоверности.