В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Реактор начнет работу в второй половине 2020-х годов. «Росатом» начал строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300.
Свинцовый реактор «в железе»
- В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
- Офисный планктон • "Росатом" начал строить уникальный реактор БРЕСТ-ОД-300 в Томской области
- Офисный планктон • "Росатом" начал строить уникальный реактор БРЕСТ-ОД-300 в Томской области
- Подписан договор на строительство энергоблока с реактором «БРЕСТ-ОД-300» в рамках проекта «Прорыв»
- Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300 | Новости электротехники | Элек.ру
- Главная тема
Выдана лицензия на создание реактора БРЕСТ-ОД-300. Что это значит
В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 — нижний ярус ограждающей конструкции. Добавляется, что большинство проектных и технических решений для самой реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 и ее основного оборудования являются инновационными и ранее не применялись на промышленных атомных объектах. Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса, расположенного в Северске Томской области. Под «БРЕСТ-ОД-300» не доложили тысячи тонн щебня.
Началось строительство опытного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ
Реактор БРЕСТ-ОД-300 – первый в своем роде быстрый реактор со свинцовым теплоносителем на нитридном топливе, воплощаемый не на бумаге, а “в железе”. На Сибирский химкомбинат доставили опытный образец главного циркуляционного насоса для реактора БРЕСТ-ОД-300. После БРЕСТ-ОД-300 коммерческий реактор будет БР-1200, но в текущую дорожную карту до 2035 года он не попал, как и в перспективную до 2045г. БРЕСТ-ОД-300 — первая в мире реакторная установка на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем четвертого поколения. Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса, расположенного в Северске Томской области.
Ядерный прорыв: под Томском построят реактор будущего
При этом специалисты НЯЦ обеспечили разработку необходимого набора расчетных инструментов, которые были использованы не только в процессе выбора и обоснования режимов работы реактора ИГР при проведении испытаний, но и для расчетного анализа их результатов. Из трех твэлов, установленных в каждом ОУ, два твэла были оснащены средствами измерения параметров температура оболочки твэла, температура топлива, давление в компенсационном объеме твэла. Один из твэлов — так называемый штатный — не имел средств измерения параметров, чтобы исключить влияние датчиков на работоспособность твэла. Кроме параметров твэлов, в каждом ОУ измерялись: — температура оболочки ампулы, в которой установлены твэлы; — температура свинца теплоносителя ; — давление в ампуле; — нейтронный поток в ампуле. Целевым параметром испытаний являлись пороговые значения среднерадиальной энтальпии топлива, при которой происходят необратимые изменения конструкции твэла фрагментация топлива, разгерметизация оболочки твэла по различным механизмам ее разрушения, вплоть до ее плавления.
Классическая цепная реакция в легководном реакторе Решение? Заменяем теплоноситель на тот, который не будет замедлять нейтроны, делаем более плотное расположение топлива в реакторе, чтобы увеличить поток быстрых нейтронов и компенсировать их меньшую эффективность в процессе реакции с U-235. В процессе захвата U-238 нейтронов от реакции деления U-235 будет нарабатываться Pu-239 плутоний.
То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. То есть реактор в процессе своей работы будет не просто выжигать уран, но и нарабатывать плутоний. Неклассическая реакция в реакторе на быстрых нейтронах Кроме вполне очевидного военного потенциала, данное решение открывало и совершенно новый путь: если можно бесполезный U-238 превращать в плутоний и потом использовать его в обычных легководных реакторах, то можно получить почти неисчерпаемый запас топлива для реакторов — замкнуть ядерный топливный цикл ЗЯТЦ. Такая двухчастная схема атомной энергетики будущего виделась в 60-70е перспективной и необходимой. Сказать легко — сделать оказалось сложно, так как перед учёными встали сразу несколько фундаментальных проблем. Натрий начинает и заходит в тупик Первая и главная проблема — это теплоноситель. Вода чрезвычайно удобна, так как с ней человечество научилось давно работать.
А вот для реакторов на быстрых нейтронах выбор был из веществ, работать с которыми, мягко говоря, совсем неудобно. Главные требования к новому теплоносителю были: хорошие нейтронные характеристики, текучесть и низкая вязкость в жидком виде, как можно меньшая температура плавления и малое парообразование. Кандидатов было немного, но победу в 50-х годах одержал химически активный натрий. Стоимость в долларах уже значительно устарела информация на 2002 год , но относительный порядок величин представить даёт Почему натрий? Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием в отличии от ртути и калия. При этом из всех конкурентов он обладает одной из лучшей нейтронной активностью. Почти идеал, если забыть о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом.
Тем не менее из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, именно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в частности отечественных реакторов типа БН. Высокая химическая активность натрия потребовала специальных технических решений, которые, при переходе от бумажной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-первых, требовалось изолировать натриевый контур охлаждения от водяного, так как их протечка могла привести к пожару или взрыву внутри реактора. Для этого пришлось делать промежуточных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, а также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха заставило продумывать и хитрую систему замены отработанного топлива с помощью роботизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора. Кроме того, пришлось решать проблему и загрязнения самого натрия в процессе работы реактора — обычными фильтрами тут не обойтись, поэтому создали так называемые «холодные ловушки». В итоге проект, который на бумаге выглядел не дороже легководника при переходе с кульманов на площадку строительства, значительно прибавил в стоимости и потерял в рентабельности.
Реактор типа БН — сложно, дорого, с туманными перспективами Второй проблемой стала переработка топлива. Реакторы на быстрых нейтронах вырабатывали много плутония оружейного качества. Этот плутоний предполагалось выделять, часть его отправлять обратно в составе топливной сборки в реактор, добавив свежего U-238, а остальное использовать для легководников. И вот тут-то и возник целый ворох проблем. Во-первых, плутоний нельзя просто так взять и запихнуть в обычный реактор. Совершенно иные параметры деления и тепловыделения у плутония требуют изменения многих параметров реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на классическое урановое топливо, могут быть неспособны безопасно работать на смешанном урано-плутониевом топливе MOX-топливо. Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое не больше процента содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия — крайне радиотоксичных и сложных в утилизации.
В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора.
И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. БРЕСТ — не единственно возможная, но первая концепция, отвечающая совокупности требований крупномасштабной атомной энергетики по безопасности и экономике и направленная на решение задач устойчивого развития. Он присоединился к участникам мероприятия по видеоконференцсвязи и выразил безоговорочную поддержку стартовавшему в России инновационному проекту, на который сами атомщики возлагают большие надежды.
После монтажа его испытают на специальном стенде в колонке с расплавленным свинцом. Насос для БРЕСТа за секунду способен прокачать 11 т расплавленного свинца через первый контур реактора, что сравнимо с объемом кузова грузовика средних размеров, нагруженного свинцом. В течение этого года специалисты будут проверять напорно-расходные характеристики насоса. На базе полученных результатов с учетом возможных доработок будут изготовлены четыре серийных насосных агрегата.
Новосибирский завод химконцентратов НЗХК, входит в Росатом работает над созданием имитационной зоны — макетов топливных кассет. Предполагается, что в конце 2024 года она будет готова и ее отгрузят на ОДЭК. Недавний пример: в сентябре 2022 года были завершены испытания и послереакторные исследования макетов твэлов в импульсном реакторе ИГР Казахстан. В результате было экспериментально подтверждено поведение твэлов при запроектных ситуациях, связанных с вводом положительной реактивности. Параллельно ученые исследуют новые материалы, улучшающие характеристики топлива.
Россия уходит вперед. Началась стройка уникального реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Энергоблок мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК). Перед тем, как поместить металлические кольца в шахту реактора, строителям предстоит соорудить бетонный постамент для реактора БРЕСТ высотой в два метра. Как и любой другой реактор, БРЕСТ-ОД-300 снабжен системой аварийного охлаждения реактора. Постройка реактора БРЕСТ-300 служит логичным шагом к главной цели масштабного многоступенчатого проекта «Прорыв», известного ещё со времен СССР, когда на первом этапе «увидят мир» сам реактор, модули переработки и топлива. Госкорпорация «Росатом» начала строительство первого в мире энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. В Северске на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости.
Россия строит в Сибири ядерный реактор будущего
российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Конструкторская концепция реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 заключается в следующем. БРЕСТ-ОД-300 — первая в мире реакторная установка на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем четвертого поколения.
Проект «Прорыв»
Выход из ситуации казался очевидным — нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто. В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического жидкий гомогенный сплав состава свинец-висмут. Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз.
Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой. Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению — свинцу.
Хорошо же? А ещё лучше, если не заморачиваться с двухчастным ЗЯТЦ, а замкнуть цикл сразу для одного реактора: в отработанную топливную сборку просто подмешивать немного U-238 и снова в реактор. Никаких тебе сепарирований плутония, минимум радиоактивных отходов, всё можно делать прямо рядом со станцией в специальном здании-фабрикаторе.
Вариант идеальный. Комплекс фабрикации и реактор БРЕСТ-30 Звучит всё хорошо, но, как водится, при переходе от идеи к реализации образуется множество подводных камней. ITER от мира ядерных реакторов Реализация реактора на свинцовом теплоносителе не просто так стала обсуждаться именно в конце 80-х.
Первые проработки таких реакторов были ещё в 50-е, но натолкнулись на то, что существующие конструкционные материалы неспособны выдерживать условия работы со свинцовым теплоносителем. Одна из первых проблем — сам теплоноситель. Решение этой проблемы требует разработки новых стальных сплавов.
Кроме того, неизвестно поведение свинцовой коррозии и степень нейтронной активации свинца при длительной работе. Расплавленный свинец хоть и не вступает в мгновенную бурную реакцию с водой, но при попадании в него воды может случиться «паровой взрыв». Исследования например вот это позволяют предполагать, что даже при разрыве трубки теплоносителя и попадании струи воды в свинец, взрыва случиться не должно.
Тем не менее гарантий, что такого не произойдёт в реальном реакторе, нет. Высокая температура плавления свинца потребовала разработки специальной системы разогрева реактора который займёт несколько месяцев! С другой стороны считается, что при аварии с прорывом теплоносителя свинец просто застынет и тем самым позволит минимизировать ущерб.
Оксиды урана и плутония всплывают в свинце, что недопустимо по существующим нормам. Для решения проблемы пришлось разрабатывать нитридное топливо для реактора. Никто никогда такого топлива не делал.
Судя по информации из открытых источников, пока нитридное топливо всё ещё экспериментальная технология и имеет немало детских болезней. Решение избавиться от промежуточного контура между водой и теплоносителем реактора привело к необычному решению: колонку парогенератора решили погрузить напрямую в расплавленный свинец. Решение, мягко говоря, экзотичное.
Во-первых, неизвестно как себя поведёт корпус парогенератора при длительном нахождении в расплаве свинца. Во-вторых, ремонт парогенератора и некоторые аварийные действия с ним возможны только при использовании роботизированного комплекса, так как работа человека вблизи расплава свинца, требует специальной термостойкой экипировки. В-третьих, ремонт будет осложнён наведённой от свинца радиацией в конструкциях парогенератора.
В-четвёртых, возможно радиационное загрязнение воды в парогенераторе и от неё всего насосно-турбинного оборудования.
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла, в частности, плутоний. При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» — утилизировать с выработкой энергии — высокоактивные трансурановые элементы актиниды. Новый энергоблок станет частью важнейшего для всей мировой ядерной отрасли объекта — Опытного демонстрационного энергокомплекса ОДЭК.
Лежащие в основе ОДЭК технологии одновременно позволят решать ключевые сырьевые и экологические задачи атомной отрасли, а также укрепить режим нераспространения. И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. БРЕСТ — не единственно возможная, но первая концепция, отвечающая совокупности требований крупномасштабной атомной энергетики по безопасности и экономике и направленная на решение задач устойчивого развития.
Эту технологию называют «атомным будущим» российской энергетики. О строительстве передового объекта в области мирного атома рассказали в АО «Твел», подразделении Росатома. Пока что монтаж реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 находится в первой стадии, когда в реакторную шахту интегрировали одну из частей будущего «атомного двигателя», призванную оградить и обезопасить реактор, но сам процесс строительства не останавливается ни на минуту.
Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России
Сейчас очень на пальцах и очень коротко поясним. Реакторы на быстрых нейтронах могут использовать и торий-232, и оружейный плутоний, которые в обычных реакторах не смогут участвовать в управляемой реакции. Это решает проблему отработанного ядерного топлива и запасов оружейного плутония. Но как же решается проблема обедненного урана-238? Его закладывают в активную зону реактора.
Нейтроны-то быстрые, так что им хватает энергии, чтобы превратить обедненный уран в плутоний. Который можно тут же ну не совсем тут же, а после переработки в специальные сборки использовать в качестве топлива. Фото: sdelanounas. Немного парадоксально, что нейтроны во время реакции изначально быстрые, их, наоборот, в классической схеме приходится замедлять с помощью уплотнения топлива и специальных замедлителей и отражателями.
Но сейчас в России есть такие технологии, материалы и специалисты, чтобы совладать с быстрыми частицами. В мире сейчас всего два подобных коммерческих реактора, оба в России. Поэтому иногда вы можете видеть панические новости, что из Европы в Россию ввозят «ядерные отходы». Это не отходы, а сырье для топлива наших АЭС.
Он станет частью опытно-демонстрационного энергетического комплекса ОДЭК , важнейшего для всей мировой ядерной энергетики объекта, создаваемого в рамках отраслевого проекта «Прорыв», который реализуется в России с 2010-х годов. Ожидается, что реактор заработает во второй половине 2020-х годов. По принципу естественной безопасности Перед началом официального старта мероприятия руководитель проектного направления «Прорыв», специальный представитель по международным и научно-техническим проектам госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков рассказал журналистам, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. По его словам, интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. Он уверен, что в будущем подобные установки должны сделать атомную энергетику «не только более безопасной, но и более экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией». Она также подчеркнула, что «сама идея проекта "Прорыв" — это не только новое поколение реакторов, но и новое поколение технологий ядерного топливного цикла».
Все они искренне радовались этому стартовавшему в России инновационному и очень важному для всей атомной энергетики проекту.
Первой в мире страной, которая этого добилась, стала Россия. Он включает три взаимосвязанных промышленных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного топлива. Это название реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и одновременно обозначение концепции «быстрого» реактора, обладающего свойством естественной безопасности, когда аварии, подобные Чернобылю и Фукусиме, станут невозможны в принципе. Таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. Старт строительству энергоблока был дан в рамках Года науки и технологий, объявленного указом Президента РФ Владимира Путина. К этому дню российские и томские атомщики шли долго: на Северской площадке «Росатом» реализует проект «Прорыв» с 2011 года.
Десять лет заняло проектирование и подготовительные работы. А благодаря переработке ядерного топлива бесконечное количество раз ее ресурсная база станет практически неисчерпаемой. Сегодня мы вновь подтверждаем свою репутацию лидера мирового прогресса в сфере ядерных технологий, предлагая человечеству уникальные решения, направленные на улучшение жизни людей. Как отметили специалисты-атомщики, именно «первый бетон» служит официальным началом стройки. Именно они в комплексе позволят сделать атомную энергетику будущего фактически возобновляемой и практически безотходной, - уверена президент Топливной компании «Росатома» «ТВЭЛ» Наталья Никипелова.
В НЦК отметили, что оросительное устройство — это основной элемент градирни, отвечающий за её охлаждающую способность. А водоуловительное устройство позволяет до минимума сократить воздействие работающей градирни на окружающую среду. Преимущество таких реакторов — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла в частности, плутоний.
Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023)
На строительной площадке работы идут круглые сутки, в три смены работают 300 человек. На данном этапе возводится здание по подготовке ядерного топлива для реактора и закладывается административно-бытовой корпус и др. Каждый модуль между собой будут связывать галереи. Такая галерея свяжет в единую цепочку завод по производству топлива, реактор и завод по переработке ядерного топлива. Хранилище предназначено для временного хранения низкоактивных отходов, чтобы их потом передать национальному оператору.
Как отметил А. Николаев, во время пуска каждого из модулей численность персонала будет больше. Всего это предприятие станет обслуживать 1 500 человек, из них на модуль фабрикации направляется 500 человек, поскольку исходное топливо будет изготавливаться через перчаточные боксы вручную. В дальнейшем модуль фабрикации будет переведен в модуль рефабрикации.
На рефабрикацию пойдут только топливные материалы, все продукты полураспада будут завершать свой жизненный цикл. А когда все технологии заработают, то на обслуживание опытно-демонстрационного энергетического комплекса останется 800 человек. Поистине такой комплекс замкнутого цикла не предполагает никаких выбросов, поэтому его безопасно будет строить даже вблизи городов. По его словам, у ГК «Росатом» есть проекты маленьких атомных станций специально для посёлков, но это другая история.
А пока на стройплощадке под Северском начат путь к созданию опытно-демонстрационного комплекса, который совершит полное замыкание топливного цикла - от наработки ядерного топлива, загрузки его в реактор на быстрых нейтронах, переработки отработанного ядерного топлива, его рефабрикации и далее «по кругу».
От тепловых реакторов к реакторам на быстрых нейтронах Однако практика использования реакторов на тепловых нейтронах и внимательное наблюдение за состоянием топлива в активной зоне реактора убедительно доказали точность теоретических вычислений. Несмотря на обогащение по урану-235 и на использование замедлителя, часть нейтронов все же добирается до ядер урана-238, и в небольшом количестве случаев уран-238 испытывает трансмутации — последовательные превращения в ядра других химических элементов, в числе которых и плутоний-239.
А плутоний-239 хорош тем, что охотно вступает в цепную реакцию деления, тем самым увеличивая общую теплоотдачу используемого ядерного топлива. Вступает в реакцию немедленно, прямо в реакторе, но полностью "выгореть" не успевает — в ОЯТ тепловых реакторов его остается около одного процента и, если научиться его выделять из общего состава ОЯТ, его можно использовать в качестве "добавки" к обычному урановому ядерному топливу. Не успевает полностью выгореть и уран-235.
Химики пришли на выручку в обоих случаях, разработав технологию выделения из ОЯТ и плутония, и урана-235. АЭС "Аккую": как Россия строит первую турецкую атомную станцию 11 марта 2021, 16:50 Дальнейшие исследования показали, что в активной зоне реактора образуется не чистый плутоний-239, который используется как начинка ядерного и термоядерного оружия, а смесь сразу трех изотопов — плутоний-239, 240 и 241. Технологий разделения такой смеси изотопов нет и нет никаких надежд, что ее удастся разработать — это раз.
Два — плутоний-240 для ядерных боезарядов — "страшный яд", его присутствие делает их неустойчивыми. Очень важный вывод: энергетический плутоний, нарабатываемый в активных зонах энергетических ядерных реакторов, невозможно использовать для создания ядерного оружия, он полностью соответствует критериям Договора о нераспространении. Еще раз, поскольку это чрезвычайно важно.
Уран-238 частично превращается в энергетический плутоний, который участвует в цепных реакциях и может быть использован для выработки энергии, при этом не происходит никаких нарушений Договора о нераспространении ядерного оружия. Балласт открытого ядерного топливного цикла, уран-238, способен порождать дополнительный делящийся материал для атомной энергетики. Технология, которая превращает сотни тысяч тонн обедненного урана в новое ядерное топливо — возможна, что и было доказано Александром Лейпунским, чье имя ныне носит Физико-энергетический институт ФЭИ в Обнинске.
Основная идея очевидна уже из названия технологии: атомщики перестали замедлять нейтроны, а быстрые нейтроны увеличивают количество получаемого из урана-238 энергетического плутония. Поскольку уран-235 и плутоний-239 участвуют в цепных реакциях деления, у них есть обобщающее название — делящиеся материалы. Оставалось добиться конечного результата: добиться получения количества делящихся материалов на выходе из активной зоны реактора большего, чем их было на входе.
Звучит несколько фантастично, но этот результат в России уже получен. Мнение автора может не совпадать с позицией редакции.
Третий уровень иначе можно будет назвать технологией замкнутого ядерного топливного цикла. Без преувеличения, получение с создание полноценной технологии ЗЯТЦ является общемировой мечтой всех инженеров-ядерщиков.
Разумеется, эта новость облетела все федеральные СМИ. Интерфакс: "БРЕСТ-ОД-300 - ключевым элементом энергетического комплекса, который позволит перерабатывать ядерное топливо бесконечное количество раз, в результате ресурсная база атомной энергетики станет практически неисчерпаемой". Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике".
Это реакторная установка, обладающая свойствами естественной безопасности, исключающей аварии типа Чернобыльской и случившейся на АЭС "Фукусима". Новые технологии позволят решать сырьевые и экологические задачи атомной отрасли, а также укрепить режим нераспространения. Свойства плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и свинцового теплоносителя дают возможность работать БРЕСТу в так называемом равновесном топливном режиме: когда ядерного "горючего", плутония, нарабатывается столько, сколько "сгорает". Изобилие терминологии скрывает физический смысл Все замечательно, вот только одно непонятно: кто-то из тех, кто не вовлечен тем или иным образом в атомную энергетику, в атомную физику, может понять из этих сообщений, о чем конкретно идет речь?
Реактор — инновационный, топливо — нитридное, теплоноситель — свинец, сырьевые, экологические проблемы — решаются, режим нераспространения — соблюдается, заливка первого бетона на Сибирском химкомбинате — началась. Все факты на месте, но о чем речь? Реакторы на быстрых нейтронах у России и так имеются, БН-600 и БН-800 в составе Белоярской АЭС работают уверенно, всему миру на зависть — ни в одной другой стране такого и в помине нет. Равновесный режим, экологическая проблема, "Фукусима" и "Чернобыль" невозможны, какой-то "горючий" плутоний горит, но не сгорает, а безопасность — естественная.
Все слова написаны на русском языке, но смысл предложений далеко не очевиден. Скандал в Чехии: Марцинкевич объяснил, чем обернется для Праги атомный разрыв с РФ 21 апреля 2021, 21:36 Необходимость "расшифровать" всю эту терминологию очевидна: вся мировая наука замерла в восхищении, а мы сами не можем понять, что же такое у нас на глазах "Росатом" начинает реализовывать. В Северске начали строить нечто невероятно инновационное, что решит кучу каких-то проблем и гору задач, потому что там в реакторе будет свинец и нитридное топливо — звучит прекрасно, но это уровень — "Дети, а вот эта очень сложная машина делает очень интересные вещи, которые всем нам необходимы, а потому машина — очень хорошая и нужная, ни у кого больше такой нет". Об изотопах урана и о цепных реакциях деления Для того, чтобы начать разбираться, что к чему, в общем-то, достаточно припомнить школьную "формулу" цепной ядерной реакции деления: "Свободный нейтрон, врезаясь в ядро атома урана, разваливает его на части, при этом образуются два новых свободных нейтрона, они врезаются уже в два ядра атомов урана, следующие четыре свободных нейтрона...
Все совершенно точно, но есть ряд деталей, в которых известно, кто всегда прячется. Это описание касается не всего урана, который мы добываем из руды, которую мы добываем в шахтах и карьерах, а только его изотопа урана-235 — в его ядре "упакованы" 92 протона и 143 нейтрона. Такого изотопа у природной руды — всего 0,7 процента, а почти все остальное, то есть 99,3 процента - это уран-238 все те же 92 протона, но нейтронов — 146. А уран-238 в цепной реакции не участвует — невозможны для него "один нейтрон выбил два нейтрона, два нейтрона выбили четыре", уран-238, грубо говоря, просто "съест" этот свободный нейтрон, на том все и закончится.
Началось строительство опытного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ
Лицензию на строительство первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем получил Сибирский химический комбинат. Нашли в тексте ошибку?
Сама конструкция по нормативам должна находиться в температурном диапазоне, не превышающем классических 60 градусов по шкале Цельсия, а радиация на поверхности ограждающего каркаса должна быть равной местному радиационному фону Северска или даже меньше. Источник фото: news. И наконец третий этап: постройка рабочих моделей по получению топлива для двух энергоблоков БН-1200М и модуля переработки отработанного ядерного топлива.
Помимо энергоблока, ОДЭК будет также включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла - комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, а также модуль переработки облученного ядерного топлива.
Его корпус — это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Согласно классификации, принятой МАГАТЭ, IV поколение ядерных реакторов предполагает применение различных технологий, которые объединены общим результатом — более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением отработавшего ядерного топлива и т.
Подрядчик выполнит работы по строительству здания реакторной установки, машинного зала и инфраструктурных объектов.
Завершить работы планируется до конца 2026 года. Энергоблок мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационный энергетического комплекса ОДЭК , строящегося на площадке Сибирского химического комбината в г. Северск Томской области в рамках реализации стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Строительство и эксплуатация объектов энергокомплекса предусматривают создание в Северске более 800 рабочих мест», - отметил вице-президент по развитию технологий и созданию производств замкнутого ядерного топливного цикла АО «ТВЭЛ» Виталий Хадеев.
Росатом изготовит уникальное оборудование для энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300
Руководитель проекта по созданию БРЕСТ-ОД-300 Андрей Николаев. 10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300». Росатом приступил к тестированию первого объекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв"). Ожидается, что реактор БРЕСТ-ОД-300, который начали строить в 2021 году, заработает во второй половине 2020-х. Энергоблок мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК). плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.