На стройплощадке реактора БРЕСТ-ОД-300 начались испытания оборудования МФР.
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
Атомный энергоблок мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем является частью важнейшего для всей мировой ядерной отрасли объекта – Опытного демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК). Реактор начнет работу в второй половине 2020-х годов. «Росатом» начал строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300. Госкорпорация «Росатом» начала строительство первого в мире энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Перед тем, как поместить металлические кольца в шахту реактора, строителям предстоит соорудить бетонный постамент для реактора БРЕСТ высотой в два метра. Госкорпорация «Росатом» начала строительство первого в мире энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут).
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
Руководитель проекта по созданию БРЕСТ-ОД-300 Андрей Николаев. 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» начал строительство энергоблока с опытным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.
Ядерный реактор будущего
Реакторы такого типа могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы. БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238.
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.
Проект «Прорыв», реализуемый Госкорпорацией «Росатом», нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику. 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» то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы актиниды.
Но на самом деле они были — уран. Легководные реакторы, ставшие основой атомной энергетики, довольно капризные и малые — в качестве топлива они используют не самый распространённый в природе изотоп урана U-238, а гораздо более редкий U-235. Открытый ядерный топливный цикл Эта проблема была очевидна ещё на заре атомной отрасли, поэтому и решение её стали искать параллельно с развитием энергетических реакторов. В чём главная проблема легководных реакторов? Зато это могут сделать быстрые нейтроны, выделяющиеся при реакции деления.
Но в легководном реакторе они быстро замедляются теплоносителем — водой, а кроме того, быстрые нейтроны гораздо менее эффективно запускают реакцию деления U-235. 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.
Температуры плавления и кипения, другие физические особенности теплоносителя, а также особенности реактора позволили отказаться от ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Интегральная конструкция и физика реакторной установки исключают аварии, требующие эвакуации населения.
Реактор работает по двухконтурной схеме: ядерное топливо нагревает жидкий свинец первого контура, в парогенераторе он передает тепло воде второго контура, которая в виде пара вращает турбину, передающую энергию электрогенератору. Он, в свою очередь, производит электроэнергию. В ОДЭК также входят модуль по производству уран-плутониевого топлива и модуль по переработке отработавшего топлива. Из энергетического плутония с добавлением обедненного урана по технологии карботермического синтеза будут производиться новые порции свежего топлива.
Фактически, это замыкание ЯТЦ на площадке атомной станции. Для агрегата использовали высоколегированные стали и керамические материалы, он весит более 30 т. Доставили насос на площадку в конце марта 2023 года.
Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом
Росатом без преувеличения то самое национальное достояние реклама В российском Северске приступили к сбору реактора на быстрых нейтронах. Эту технологию называют «атомным будущим» российской энергетики. О строительстве передового объекта в области мирного атома рассказали в АО «Твел», подразделении Росатома.
АНО "Университет при Межпарламентской Ассамблее ЕврАЗэС", Санкт-Петербург Гипертоническая болезнь ГБ является наиболее распространенным сердечно-сосудистым заболеванием в мире, и, по данным ВОЗ, им страдают 1,28 миллиарда взрослых в возрасте 30-79 лет во всем мире, две трети из которых проживают в странах с низким и средним уровнем дохода [Кардиология, 2022]. Эффективная система экспортного контроля позволяет снизить риск получения определенных предметов, материалов и технологий странами, заинтересованными в разработке ядерного, химического, биологического и других видов ОМУ, что запрещено международными договоренностями в области нераспространения ОМУ и связанных с ним технологий. Он объяснил, кого можно считать средним классом, если опираться на принятое в ОЭСР и Европе определение. Было заявлено, что Россия обошла Германию по паритету покупательной способности, став пятой экономикой в мире и первой в Европе, и с этими данными вполне можно согласиться, отметил в программе "Царьград. Трудно объяснить кого потеряла Россия и наука в год 35-летия Ядерного общества и 300-летия Российской Академии Наук.
В этих реакторах энергия вырабатывается благодаря делению в ядерном топливе изотопа урана-235. Из-за ядерной реакции находящаяся в реакторе вода нагревается она выступает теплоносителем , она же и замедляет ядерную реакцию поэтому ее называют замедлителем. Разогретая вода нагревает воду в другом контуре, та, в свою очередь, превращается в парогенераторе в пар, который крутит турбину, вырабатывающую электроэнергию.
Отец отечественной атомной энергетики академик Игорь Курчатов однажды сравнил ядерный реактор с кастрюлей с кипящей водой. Только вода в такой «кастрюле» нагревается не снаружи, а изнутри, с помощью ядерного топлива.
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 то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы актиниды. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке. Достигнутые результаты — это труд тысяч высококвалифицированных профессионалов, которые работают в интересах экономической стабильности России.
Четкое взаимодействие промышленных предприятий с научно-исследовательскими институтами помогает укреплять технологический суверенитет страны, повышать конкурентоспособность отечественной атомной отрасли.
На СХК завершен монтаж оборудования по изготовлению таблеток СНУП-топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300
На Сибирский химкомбинат доставили опытный образец главного циркуляционного насоса для реактора БРЕСТ-ОД-300. Опытно-демонстрационный энергоблок БРЕСТ-ОД-300 с множеством новаций (свинцовый теплоноситель, плотное нитридное уран-плутониевое топливо, пристанционная переработка ОЯТ) одно время плотно пиарился и в середине десятилетия был неким символом того, что у. БРЕСТ-ОД-300 — первая в мире реакторная установка на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем четвертого поколения.
Строительство реактора “БРЕСТ-ОД-300” вышло на “нулевую” отметку
российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Как и любой другой реактор, БРЕСТ-ОД-300 снабжен системой аварийного охлаждения реактора. На стройплощадке опытно-демонстрационного энергокомплекса в Северске начался монтаж реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД‑300.