Новости реактор брест од 300

Прорыв в атомной энергетике от РОСАТОМ | Геоэнергетика Инфо.

Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США

К «Прорыву» добавляется реактор российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут).
Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом // Новости НТВ плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.
Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США брест-од-300 новости сегодня.
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300 нераспространение ядерных материалов, поскольку в нем не накапливается отдельно плутоний; равновесность захоронения отходов, безопасность проекта, т.е.

Россия строит в Сибири ядерный реактор будущего

Предприятие "Центральное конструкторское бюро машиностроения" ЦКБМ, входит в машиностроительный дивизион "Росатома" холдинг "Атомэнергомаш" изготовило и отгрузило опытный образец главного циркуляционного насосного агрегата - одного из ключевых элементов строящейся в России реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, необходимой для практической отработки технологий атомной энергетики будущего. Они обеспечивают прокачку теплоносителя через активную зону ядерного реактора с целью отвода тепла от нее. К циркуляционным насосам, работающим в такой агрессивной коррозионно-активной высокотемпературной среде, предъявляются повышенные требования, что и обусловливает их уникальность. В процессе создания насосного агрегата был решен ряд исследовательских и экспериментальных задач по отработке конструкторских решений. Были созданы и применены новые специальные высоколегированные стали и керамические материалы.

Евгений Адамов перечислил основные итоги прошлого года в «Прорыве»: «Опытный главный циркуляционный насосный агрегат в ходе испытаний показал, что в секунду можно перекачивать 11 с небольшим тонн свинца: никто не верил, что такое возможно. Разработка кодов нового поколения позволила практически заместить, причем с лучшими параметрами, ранее использовавшиеся зарубежные коды».

Комиссия под председательством главного инженера сооружения ОДЭК АО «СХК» Равиля Гумарова констатировала высокий уровень качества выполненных работ и полное соответствие смонтированного оборудования требованиям конструкторской и проектной документации. Модуль фабрикации-рефабрикации — первый из объектов ОДЭК. В производстве ядерного топлива будут задействованы четыре технологические линии: линия карботермического синтеза смешанного нитрида урана и плутония, линия изготовления таблеток СНУП-топлива, линия сборки твэлов и линия производства тепловыделяющих сборок.

Впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с реактором на быстрых нейтронах и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию то есть, повторное изготовление свежего топлива — таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. Северск объединяет четыре завода по обращению с ядерными материалами.

Как сообщает пресс-служба АО «ТВЭЛ» топливный дивизион госкорпорации , на площадке, где будет построен энергоблок с инновационным реактором, установлена стальная опорная плита реактора общим весом 165 тонн и в шахту реактора погружена первая часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 - нижний ярус ограждающей конструкции. Установлена стальная опорная плита реактора общим весом 165 тонн. В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 - нижний ярус ограждающей конструкции», - говорится в сообщении. Ограждающая конструкция - внешняя часть корпуса реакторной установки. Она обеспечивает удержание теплоизоляционного бетона, формирует дополнительный локализующий барьер защиты, который следует за границей контура теплоносителя. На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному.

На СХК завершен монтаж оборудования по изготовлению таблеток СНУП-топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300

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.

Для справки: Проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решение проблем отработанного ядерного топлива и РАО.

Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы: в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешённом диапазоне если он будет подтвержден. Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки; не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов ; не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции; сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения; технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки. Вследствие наличия этих вопросов: По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России. Доллежаля» В. Орлова [19] , опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Африкантова » В.

Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя [21]. К этому следует добавить проблему накопления трития во втором пароводяном контуре этих реакторных установок ; большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев ; токсичность «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 106 лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора. Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что: РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием. Общий вывод, который в своей статье делает Костин: Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведёт к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.

В этом году компания отмечает свой юбилей — 25 лет. Созданная в 1996 году, сегодня компания является одним из крупнейших поставщиков топлива для мировой атомной энергетики, продолжает укреплять позиции, воплощая новые производственные проекты. За всю историю ТВЭЛ со стороны заказчиков не было ни одной рекламации на качество продукции. Являясь единственным поставщиком ядерного топлива для российских АЭС, ТВЭЛ обеспечивает топливом в общей сложности 75 энергетических реакторов в 15 государствах, исследовательские реакторы в девяти странах мира, а также транспортные реакторы российского атомного флота. Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе ТВЭЛ. Топливный дивизион Росатома является крупнейшим в мире производителем обогащенного урана, а также лидером глобального рынка стабильных изотопов.

А различные комплексы безопасности, которыми оснащены современные энергоблоки, значительно повышают стоимость АЭС. Российским специалистам удалось показать, что можно так спроектировать ядерные реакторы на быстрых нейтронах, что их безопасность будет основываться на законах природы, а не на создании дополнительных инженерных барьеров и увеличении персонала. Его конструкция исключает так называемый разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной аварии в Чернобыле. Что касается решения сырьевых задач атомной энергетики, то здесь не используется уран-235, которого в природном менее одного процента. Цикл замыкается. Экологическая безопасность достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации отработавшего горючего реактора, заключающихся в его очистке от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемые минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание". Оставшиеся выделенные продукты деления собственно радиоактивные отходы направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли.

ОД-реактор на быстрых нейронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв", г. Северск, Томская область)

Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы. Для быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 в Росатоме было разработано инновационное смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (так называемое СНУП-топливо). В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции.

Российское предприятие поставило основные элементы градирни для «реактора будущего» БРЕСТ-ОД-300

Коллеги по опасному бизнесу Свинец всему голова Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. 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.

Поэтому иногда вы можете видеть панические новости, что из Европы в Россию ввозят «ядерные отходы». Это не отходы, а сырье для топлива наших АЭС. А нам еще и доплачивают за это. Более того, в реакторах на быстрых нейтронах «сгорает» большинство радиоактивных сверхтяжелых элементов, которые в обычном реакторе идут в отходы.

Потому что от огня остается дым и сажа, а тут нет. Их, элементов этих, просто нет на выходе. Так выглядят «таблетки» ядерного топлива, находящиеся внутри стержней сборок: Фото: sdelanounas. Второго Чернобыля уже на нынешнем уровне технологий не произойдет. Очень много уж специальных и активных, и пассивных вроде нескольких толстых железобетонных герметичных капсул с тех пор изобретено. Но сделать мирный атом еще безопаснее можно. В обычных быстрых реакторах в качестве теплоносителя используется иногда ртуть, но чаще жидкий натрий а совсем в «обычных», тепловых, — чаще всего вода. И при контакте с воздухом активно химически реагирует.

Так что чисто потенциально возможен взрыв.

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. Реакторы такого типа могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы.

Вот так по плану идет. Сам ОДЭК — площадка, где впервые в мире будут построены одновременно АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Туда относятся модуль по производству уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с инновационным «быстрым» реактором IV поколения БРЕСТ-ОД-300 и модуль по переработке облученного топлива.

Энергия без границ

  • Поделись позитивом в своих соцсетях
  • «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
  • Главная тема
  • «Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
  • Росатом начал строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300

Завершено создание фундамента под реактор БРЕСТ-ОД-300

В январе 2024 г. начался монтаж реакторной установки В составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» будут работать восемь парогенераторов массой 72 тонны каждый. Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) реактора БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается в соответствии с требованиями, приведенными ниже. •. Свежие новости. Монтаж реакторной установки четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300 начался в январе этого года, в шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции.

К «Прорыву» добавляется реактор

реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300. По словам главного конструктора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Вадима Лемехова, строящийся реактор является «металлобетонной конструкцией, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. 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.

Российское предприятие поставило основные элементы градирни для «реактора будущего» БРЕСТ-ОД-300

Росатом начал монтаж первого в мире быстрого реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 в Северске Росатом приступил к тестированию первого объекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв").
Инфосайт АО "НИКИЭТ" На этой неделе Ростехнадзор выдал лицензию на создание первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.
В Томской области начали строить уникальный реактор БРЕСТ-300 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.
На чем стоит реактор проекта «Прорыв»? 10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300».
Строительство реактора “БРЕСТ-ОД-300” вышло на “нулевую” отметку На МФР будет производиться смешанное плотное нитридной уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо), разработанное специально для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300.

В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300

Идея замкнутого топливного цикла в ядерной энергетике предполагает переработку отработанного топлива, предварительно выгруженного из реактора и выдержанного во временном хранилище, для извлечения из него урана и плутония, которые затем станут компонентами нового топлива. Это позволяет максимизировать использование уже добытого урана, а также снизить объемы высокорадиоактивных или других опасных отходов, которые необходимо захоранивать или размещать в специальных хранилищах. Однако данная методика сложнее и дороже, чем технология открытого цикла, по которому работают большинство АЭС в мире. Чтобы полностью замкнуть цикл необходим целый ряд новых технологий, в частности методик изготовления новых видов топлива и материалов для реакторов, способов переработки отработанного топлива, а также разработки реакторов на быстрых нейтронах, которые способны принимать в качестве топлива уран-238 и торий-232 и утилизировать актиниды , а теплоносителем выступают жидкие металлы натрий, ртуть, свинец-висмут или расплавы солей. Проект «Прорыв» стартовал десять лет назад, в рамках него «Росатом» на территории Сибирского химического комбината строит опытно-демонстрационный энергетический комплекс, который включает в себя реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и заводы по переработке облученного смешанного уран-плутониевого нитридного топлива и изготовления тепловыделяющих элементов как из свежих материалов, так и из переработанного облученного ядерного топлива.

Оборудование, которое установят на энергоблоке с реактором БРЕСТ, на модулях фабрикации и переработки ядерного топлива — абсолютно уникальное. Объект воплотит в себе безопасность, экологичность, ресурсосбережение и конкурентоспособность. В отличие от атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором, где перегрузку производят на «расхоложенной» реакторной установке, на БРЕСТ-ОД-300 те же операции будут проходить при температуре более 400 градусов по Цельсию. Перед загрузкой в активную зону тепловыделяющие сборки будут разогревать в специальной камере и помещать в активную зону, заполненную расплавом свинцового теплоносителя, в разогретом состоянии.

Кстати, комплексная установка так и была названа - «Прорыв». Атомные реакторы нового поколения В настоящее время человечество вплотную подошло к возможности решения проблемы безотходной или почти безотходной добычи энергии. Уточним, что речь не идёт о «зелёной» экономике, способной быть только комплементарным источником ввиду нерентабельности производства. Проект реализуется с 2011 г. Генеральным проектировщиком опытно-демонстрационного энергетического комплекса выступает ВНИПИЭТ «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий», Санкт-Петербург. Работы над невиданным доселе проектом начались аж 40 лет назад, чуть ли не во времена основателя института - академика Н. Доллежаля, автора знаменитого реактора РБМК. Духовный отец БРЕСТа - академик Николай Антонович Доллежаль - в своё время был подвергнут незаслуженной критике со стороны официозной науки, но выстоял и сумел создать в 1954 г. Это позволяет многократно использовать делящиеся изотопы и минимизировать все меры безопасности ввиду очевидного отсутствия угрозы облучения. Новый реактор - сердце проекта "Прорыв", проекта - подчеркну! Создание подобных установок и замыкание топливного цикла - это следующая ступень развития ядерной энергетики.

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. Как решили эти проблемы, неизвестно. Выглядит интересно и необычно, но насколько эффективно — неясно Можно заметить, какое количество проблем а перечислены далеко не все , новых подходов и решений требует БРЕСТ. Это действительно прорывной проект, который в случае успеха может стать такой же вехой для ядерной энергетики, как ITER— для термояда. Но цена провала тут гораздо выше. Всё дело в амбициях и ресурсах. Перспектива, которая может стать собственным гробовщиком Проект БРЕСТ рождался, наверное, в самое неудачное время, какое только было для отечественной атомной индустрии — в 90е: денег нет, перспективы туманные, на государственном уровне всем просто не до атомки. Так как денег было всё равно мало, а проект требовал масштабной проработки, то приходилось выбирать тот вариант строительства опытного реактора, который дал бы максимальную отдачу. Обычно в качестве демонстраторов технологии используют реакторы небольшой мощности — 10-50 МВт электрических. Но при такой мощности ни продемонстрировать концепцию «естественной безопасности», ни замкнутого топливного цикла не получится, так как достигнуть коэффициента воспроизводства даже в 1 на столь маленьком образце не представляется возможным. При этом денег на разработку и сооружение реактор малой мощности потребует не на порядок больше, чем более мощный вариант. Проект, почти полностью сотканный из новых непроверенных решений, предлагалось построить без отработки элементов проекта в меньшем масштабе. В случае успеха — прорыв в новую эру, а вот в случае провала велик шанс, что, при имеющейся в отрасли конкуренции, всё направление на долгие годы будет дискредитировано. Тем не менее ставка была сделана, и работа проектантов закипела. Пока Адамов был министром, а позже советником председателя правительства, всё было хорошо, но в 2005 году в карьере Евгения Олеговича наступила чёрная полоса — обвинения со стороны США в коррупции и присвоении денег во время реализации программы ВОУ-НОУ, суд на родине и тюремный срок. Когда главный защитник проекта в высоких кабинетах лишился силы, то против БРЕСТа выступили представители конкурирующих проектов.

Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США

Так специалисты оценили событие, которое произошло в закрытом городе Северск в Томской области. Там стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения с совершенно новой реакторной установкой под символичным названием БРЕСТ. В Сибири начинают строить первый в истории человечества комплекс с замкнутым ядерным топливным циклом. Российские ученые нашли способ получения бесконечной энергии. Специальный модуль создает ядерное топливо, затем оно поступает в энергоблок «Брест-ОД-300» на быстрых нейтронах, а после переработки то же самое топливо возвращается обратно в реактор, и снова по кругу.

Ограждающая конструкция - внешняя часть корпуса реакторной установки. Она обеспечивает удержание теплоизоляционного бетона, формирует дополнительный локализующий барьер защиты, который следует за границей контура теплоносителя. На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному. Северск Томская область. Помимо энергоблока, ОДЭК будет 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.

Ограждающая конструкция — внешняя часть корпуса реакторной установки. Она обеспечивает удержание теплоизоляционного бетона, формирует дополнительный локализующий барьер защиты, который следует за границей контура теплоносителя. На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному. Северск Томской обл.

Это — описание открытого ядерного топливного цикла, при нем ядерное топливо используется один раз, и дальнейший путь облученного ядерного топлива ОЯТ , после того, как его извлекают из реактора — переработка и захоронение. При этом захоронение — тоже непростая и дорогостоящая процедура, в настоящее время только Финляндия способна обеспечить захоронение ОЯТ в подобранных гранитных структурах, которыми изобилует Скандинавия. Если коротко — то и уран расходуется не самым сберегающим способом, и на захоронение предстоит отправлять сотни тысяч тонн ОЯТ. Это дает массу поводов для критики противникам атомной энергетики, которую можно сформулировать коротко: АЭС дороги при строительстве, ядерное топливо дорого при производстве, захоронение ОЯТ — это тоже дорого, а потому, несмотря на отсутствие углекислого газа в выхлопах, технология перспектив не имеет. 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.

Росатом начал строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300

На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300.». Ожидается, что реактор БРЕСТ-ОД-300, который начали строить в 2021 году, заработает во второй половине 2020-х. Руководитель проекта по созданию БРЕСТ-ОД-300 Андрей Николаев.

Смотрите также

  • Журнал Международная жизнь - «Прорыв» к замкнутому ядерному циклу – «быстрым» ядерным технологиям
  • «Брест-300», это – «прорыв» к бюджетным ресурсам!».
  • Энергия без границ
  • Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина
  • Россия создала нейтронный «Прорыв»: ss69100 — LiveJournal
  • Российское предприятие поставило основные элементы градирни для «реактора будущего» БРЕСТ-ОД-300

6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300?

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. Ожидается, что реактор БРЕСТ-ОД-300, который начали строить в 2021 году, заработает во второй половине 2020-х. Естественный вопрос – почему БРЕСТ-ОД-300 относят к реакторам IV поколения? В этом году начнётся монтаж корпуса и установка механизмов первого в мире энергетического реактор-размножителя бассейного типа 'Брест-ОД300' в г – Самые лучшие и интересные новости по теме: Росатом, аэс, бридер на развлекательном портале

Новый реактор

  • Инфосайт АО "НИКИЭТ"
  • Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
  • ОД-реактор на быстрых нейронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв", г. Северск, Томская область)
  • Россия создала нейтронный «Прорыв»

Похожие новости:

Оцените статью
Добавить комментарий