Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок будет уран-плутониевая смесь. В перспективе можно обеспечить им атомную энергетику на тысячелетия вперед, сделав ее безотходной, и тогда реакторы на быстрых нейтронах станут своеобразными вечными двигателями, которые будут снабжать потребителей копеечной электроэнергией. Раньше в российские реакторы на быстрых нейтронах загружали обычное урановое топливо, так как на них отрабатывали натриевые технологии. Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. Россия первой запустила реактор на быстрых нейтронах с полным циклом использования МОКС-топлива, которое позволяет использовать неисчерпаемые запасы природного урана.
Росатом получил лицензию на производство ядерного топлива для «реактора будущего»
Если вам нужна «зеленая энергетика» - то вот она. Зеленее не бывает. Использованные источники:.
Подобные испытания уже велись, но ранее успеха никто не добился. Если взглянуть на мировой опыт, то впервые реактор на МОКС-топливе построили французы. Французский реактор "Феникс".
Сейчас МОКС-топливо используют во французских реакторах на тепловых нейтронах, но его доля не превышает трети активной зоны. На повторную переработку облученные ТВС не направляют, такая возможность только изучается. В Японии в 1995 году на "Мондзю" через четыре месяца после пуска произошла крупная утечка натрия. Потом 15 лет ремонта, перезапуск и ещё одна авария. С тех пор реактор не работает, планов строить другой нет.
В Великобритании завод построили в 1997 году, но он так и не вышел на проектную мощность, а в 2011 году было принято решение о его остановке.
Во-вторых, появится почти вечный двигатель, не требующий расходования невозобновляемых ресурсов для производства электроэнергии. Не нужно будет обеспечивать его длительное хранение с особыми условиями. Таким образом, технология, которую в СССР и России разрабатывали более 70 лет, принесет максимальную пользу и сохранит мировое лидерство нашей страны в реакторах на быстрых нейтронах. Эта задача успешно решается учеными, конструкторами и проектировщиками. А с учетом того что энергоблоки с реакторами БН совместно с выработкой электрической и тепловой энергии будут производить новое топливо и минимизировать радиоактивные отходы, их эффективность оценивается еще выше.
Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла. Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введённых для повышения показателей экономичности, надёжности и безопасности. Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем: испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов, демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики. Генерация электроэнергии В разделе не хватает ссылок на источники см. Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива. Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны. Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива [20]. Более чем 50-кратное увеличение использования добываемого природного урана, и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт своего воспроизводства. Утилизация отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах.
Утилизация радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония. Энергообеспечение развития экономики Свердловской области.
В России появился «вечный» ядерный реактор
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. Открывший торжественную церемонию генеральный директор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев сообщил, что благодаря переработке ядерного топлива, по сути, бесконечное количество раз ресурсная база атомной энергетики станет практически неисчерпаемой. При этом он подчеркнул и отсутствие для будущих поколений проблемы накопления отработавшего ядерного топлива. Быстрая доставка новостей — в «Ленте дня» в Telegram.
В январе 2021 года после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети. В январе текущего года — до двух третей. В конце сентября блок был полностью загружен МОКС-топливом, изготовленным на Горно-химическом комбинате в городе Железногорске Красноярского края.
Главное преимущество реактора на быстрых нейтронах состоит в том, что он позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый ядерно-топливный цикл. Таким образом, атомная энергетика будущего, в создании которой лидируют российские атомщики, не будет иметь ядерных отходов. Кроме того, реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать уран-238, запасов которого хватит более чем на три тысячи лет. Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом. Первым атомным реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем стал американский EBR I, запущенный 20 декабря 1951 года, но к электросетям он подключен не был, энергия использовалась в основном для освещения здания, в котором находился реактор. В 1965 году реактор остановили и запустили второй такой же, но в 1994 году остановили. Владельцы АЭС США — в основном частные компании, они не видят коммерческих преимуществ в быстрых реакторах по сравнению с обычными «тепловыми». Да и тема обеспечения человечества практически вечной энергетической базой американцам не близка. Не вышло у американцев и с военным использованием натриевых быстрых реакторов.
Натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя.
Индия имеет исследовательский быстрый реактор FTBR, но с пуском демонстрационного реактора PFBR-500 у индийцев не ладится уже много лет по причине отсутствия опыта и специалистов. Многочисленные отказы экспериментального оборудования ставят под вопрос реализацию этого проекта. Единственными серьезными конкурентами России в этой области сейчас являются китайцы, которые, однако, используют российское топливо с обогащенным ураном: они запустили экспериментальный реактор на быстрых нейтронах CEFR в 2011 году, а сейчас строят демонстрационный блок, который должен заработать в ближайшие годы. Первый китайский опытный реактор CEFR мощностью 65 мегаватт проектировался в 90-х годах в России, но строился китайцами самостоятельно. Пущенная в 2010 году эта установка стала для Китая своего рода полигоном, где нарабатывается понимание, каким образом строить и эксплуатировать быстрые натриевые реакторы. Однако с 2011 года и по сей день CEFR находится в полурабочем состоянии. Не выполнена и задача перевода реактора на собственное МОКС-топливо. Отдельно насчет «вечности».
Сейчас на всех мировых АЭС, кроме Белоярской, используется уран-235, который составляет менее одного процента имеющегося в природе урана. Топлива для реакторов на быстрых нейтронах хватит человечеству более чем на три тысячи лет. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Это упрощает управление и повышает энергоэффективность реактора. Конструкция БРЕСТ-300 обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого выброса нейтронов, приводящего к цепным реакциям, например в случае разгона реактора по мощности.
Это уникальная по своей сложности и инновационности задача, а топливная компания Росатома «ТВЭЛ» строго выполняет свои обязательства по поставкам серийного топлива CFR-600, заявил Григорьев. В конце 2021 года заказчику были направлены макеты сборок системы управления и защиты для испытаний имитационной зоны реактора. Игорь Лейпи, ГК Softline: Объем поставок российских операционных систем в ближайшие годы увеличится как минимум вдвое До конца года 2022 года в Китай планируется отправить еще две партии топлива для стартовой загрузки реактора и первой перегрузки. Финансовые условия соглашения не раскрываются.
Бесконечная энергия: в России придумали способ сделать атомные электростанции «вечными»
Начался монтаж первой в мире реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем — реактора четвёртого поколения БРЕСТ-ОД-300. Росатом ЗАМКНУЛ ЯДЕРНЫЙ ЦИКЛ! Борис Марцинкевич. Четвертый энергоблок БН-800 Белоярской АЭС после очередной загрузки инновационным МОКС-топливом выведен на 1. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. Физико-энергетический институт остается лидером в разработке и формировании реакторов на быстрых нейтронах. Заметим, что и быстрые нейтроны появились в Поднебесной не без участия России.
журнал стратегия
Хранение такого топлива — настоящая проблема для большинства стран мира. Но как может отработавшее топливо заново давать свет и электроэнергию? Это позволяет получать больше тепла и электричества, расходуя меньше топлива. Процесс получается более безопасным и контролируемым, а срок службы тепловыделяющих сборок, спрессованных на специальном заводе, фактически, из «ядерного мусора», увеличивается.
Генеральный директор холдинга «Атомэнергомаш», машиностроительного дивизиона Росатома, Андрей Никипелов сообщил, что корпус самого мощного в мире многоцелевого исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах МБИР проходит контрольную сборку. Реактор планируется ввести в эксплуатацию во второй половине 2020-х годов. В ходе этой операции окончательно проверяется достижение проектных геометрических параметров всех элементов и подтверждается работоспособность реактора», — цитирует Никипелова РИА «Новости». По словам Никипелова, такие реакторы строятся раз в 50 лет и это «действительно штучный продукт». На базе МБИР планируют создать международный центр исследований, в рамках которого зарубежные участники смогут выполнять эксперименты.
Новый реактор Установка называется БРЕСТ-ОД-300 — это аббревиатура, сложенная из слов «быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем, опытный демонстрационный, мощностью 300 МВт». Их начали разрабатывать в мире еще в 2000-х, они должны стать более безопасными, надежными и экономически эффективными относительно предыдущих вариантов. Слово «быстрый» в названии означает, что ядерная реакция в установке идет при участии быстрых нейтронов. Кинетическая энергия у них выше, чем у тепловых, однако именно на основе последних сейчас работают практически все мировые АЭС. Важная особенность быстрых реакторов — способность производить больше делящихся материалов, чем потреблять. Сочетание «естественная безопасность» говорит о том, что безопасность работы реактора достигается не за счет усложнения его конструкции, а благодаря максимальному использованию законов природы и свойств материалов. Поэтому в установках данного типа при разгерметизации первого контура исключены пожары, химические или тепловые взрывы — в отличие от схем на основе натрия, который бурно реагирует с водой и воздухом.
Естественная безопасность обеспечивается и благодаря интегральной компоновке реакторной установки в тепловых моделях реактор и парогенератор разнесены в пространстве. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заливается бетонным наполнителем», — объясняет генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов. Благодаря интегральной компоновке весь объем теплоносителя собран в реакторе, поэтому аварии с потерей охлаждения активной зоны невозможны. Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Новое топливо Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония.
О строительстве уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, о неиссякаемом источнике безопасной атомной энергии и о том, почему небольшой сибирский город Северск становится одной из мировых атомных столиц, — в материале «Ленты. Энергия без границ По словам генерального директора госкорпорации «Росатом» Алексея Лихачева, к этому историческому событию-повороту наука и практика двигались 60 лет. Ведь идеи замыкания ядерного топливного цикла были высказаны еще советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым после запуска первой атомной электростанции в Обнинске. Так что над созданием замкнутого ядерного топливного цикла, когда на отработавшем в реакторах существующих АЭС топливе работают реакторы нового поколения, ведущие ядерщики планеты бьются уже не одно десятилетие. Ведь по сути — это вечный двигатель, причем, абсолютно безопасный. Изображение: «Росатом» Эта технология позволяет не только перерабатывать ядерное топливо, но и использовать его практически до бесконечности. При этом в каждом последующем цикле реактор производит больше топлива, чем в него было загружено.
Multi-Purpose Fast Reactor (MBIR)
Мне тут задали вопрос, на который сходу не получилось ответить, "а чем реакторы на быстрых нейтронах лучше обычных, ВВР например? Реактор на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС был полностью переведен на уран-плутониевое МОКС-топливо. Сообщается, что отечественные реакторы на быстрых нейтронах ранее загружались обычным урановым топливом, т. к. отрабатывали на них натриевые технологии. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором уникальной технологии – полностью замкнутого ядерного топливного цикла.
В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах
Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнением петель. Для использования в активной зоне БН-1200М рассматриваются оксидное и нитридное топливо. БН-1200 создается на базе опыта, накопленного за много десятилетий создания и работы быстрых реакторов. В проекте БН-1200М использованы технические решения, зарекомендовавшие себя при эксплуатации энергоблоков с реакторами БН-600 и БН-800. БН-600 используется также для реакторного обоснования конструкционных материалов и топлива в проектных условиях эксплуатации. В БН-1200М учтены новые, более жесткие требования к системам безопасности и средствам управления запроектными авариями, заложены самые современные технические решения. Это, например, система пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней, устройство удержания и охлаждения расплавленного топлива внутри корпуса реактора при постулировании аварии с плавлением ядерного топлива.
Также повышает безопасность размещение оборудования и систем, содержащих радиоактивный натрий, в баке реактора. Установка там же автономных теплообменников системы аварийного отвода тепла с организацией естественной циркуляции по контурам уменьшает вероятность тяжелого повреждения активной зоны.
Решение подобных задач имеет важное значение для повышения экономической эффективности атомной энергетики на жизненном цикле, а также для достижения целей Устойчивого развития ООН в том, что касается рационального использования природных ресурсов и вопросов экологии.
Топливо ВВЭР Исторически использование ОЯТ в качестве сырья для производства свежего ядерного топлива связано с изготовлением тепловыделяющих сборок на базе регенерированного урана, восстановленного в процессе переработки облученного топлива. Реализация программы научных исследований позволила оптимизировать логистику обращения с регенерированным сырьем и сократить время обращения с ядерным материалом от переработки ОЯТ до загрузки топлива в реактор. Кроме того, в прогнозном балансе сырья и мощностей Госкорпорации «Росатом» с 2023 по 2035 годы по результатам оценки всех сырьевых источников и потребностей также поставлена задача по поэтапному переводу энергоблоков ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ на ядерное топливо из регенерированного урана.
Еще больший экономический эффект на всем жизненном цикле атомной станции даст внедрение уран-плутониевого ядерного топлива за счет комплексного подхода к многократному рециклу ядерных материалов, переработке ОЯТ и экологичному обращению с отходами. Эта технология подразумевает повторное использование не только плутония, но и остаточного количества урана-235.
Все это непосредственно связано с событиями 50-летней давности, когда учёные сформировали основные технологические решения и многие научные достижения в этой области.
Для справки: БН-350 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию 16 июля 1973 года на первой советской АЭС с реактором на быстрых нейтронах в г. Шевченко, Казахская ССР. Первый энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 проработал более четверти века.
Опыт его эксплуатации стал подтверждением научных и технических идей, которые были в него заложены. В процессе эксплуатации реактора БН-350 были выполнены многочисленные материаловедческие исследования, изготовлена партия экспериментальных ТВС со смешанным оксидным топливом, которые позволили провести измерения коэффициента воспроизводства и сравнить его с расчётным значением. Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении.
Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок.
Это единственные в своем роде промышленные реакторы, которые относятся к классу «размножителей». Запасов этих изотопов примерно в 100 раз больше, чем запасов «обычного» энергетического урана-235. Реактор-размножитель из некогда «мусорного» обедненного урана-238 нарабатывает плутоний-239, который можно использовать как высокоэнергетическое ядерное топливо повторно — для розжига смеси из бедных изотопов.
Но даже не это самое замечательное свойство новых реакторов. Дело в том, что размножители способны нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. С сугубо практической точки зрения мы можем получить топлива больше, чем загрузили. Закон сохранения энергии при этом не нарушается.
Иными словами, Россия сделала еще один важный шаг к созданию «вечного двигателя», пока на уровне эксперимента. Его должны построить к 2026 году. К 2035 году российская атомная энергетика может стать двухкомпонентной, то есть она будет состоять из «тепловых» и «быстрых» реакторов. Это и есть тот самый ЗЯТЦ — «замкнутый ядерный топливный цикл».
У нас может появиться безотходная атомная энергетика.
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. В нем реакторы на быстрых и на тепловых нейтронах будут работать совместно, обмениваясь топливом. 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. Реакторы на быстрых нейтронах способны нарабатывать плутоний, которого хватит, чтобы обеспечить собственную работу и при необходимости другие реакторы новым топливом. Элементы многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) отправлены из Волгодонска в Димитроград на место постоянной сборки.
Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири
Тот же "ТВЭЛ" в декабре прошлого года исполнил обязательства российской стороны и в отношении CFR-600 - энергетического реактора на быстрых нейтронах большой мощности, который Китай строит уже по собственному проекту как первый энергоблок АЭС "Сяпу". Тогда с Машиностроительного завода в подмосковной Электростали предприятие "Росатома" были отгружены три партии ядерного топлива, включая все тепловыделяющие сборки для начальной загрузки активной зоны, а также топливо для первой перегрузки. Эта поставка шла в Поднебесную по железной дороге, а самолетом отправили комплект сборок управления и защиты реактора. А мы вслед за ними констатируем: с пуском первого энергоблока АЭС "Сяпу" станет единственной за пределами России атомной электростанцией с быстрым реактором большой мощности… Но город Обнинск в ста километрах от Москвы был и навсегда останется родиной, отправной точкой всему, что связано с развитием этого направления атомной энергетики в СССР и России. И живым памятником выдающемуся ученому-физику, организатору и вдохновителю многих перспективных проектов Александру Ильичу Лейпунскому. Об этом и многом другом - в специальном проекте RG.
Мы считаем, что для этого нужно работать по четырем направлениям: — Развитие персонала: мы делаем всё, чтобы привлечь талантливых разработчиков и помочь им себя проявить. Наши специалисты посещают крупнейшие мировые выставки в отрасли силовой электроники, проходят дополнительное обучение и размещают свои научные статьи в промышленных журналах; — Оптимизация организационной структуры: эффективное управление и планирование производства и отлаженное внутреннее взаимодействие позволяют нам быстро принимать и выполнять заказы; — Использование только высококачественных сырья и материалов: мы сотрудничаем с ведущими мировыми поставщиками компонентов полупроводниковых приборов; — Современное производственное и испытательное оборудование: автоматизированное производство и контроль качества — это отдельная гордость нашей компании. Все оборудование сертифицировано! Возможна быстрая доставка товара по России.
Эти элементы обладают высокой радиоактивностью и токсичностью, выделяют много тепла, имеют большой период полураспада и являются наиболее опасными компонентами ядерных отходов. Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. В качестве топлива эти установки могут использовать не только обогащенный природный уран, но и вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран и плутоний. Кроме того, расчеты показали, что минорные актиниды из ОЯТ под действием быстрых нейтронов в реакторе будут делиться на осколки, представляющие собой достаточно широкий спектр радиоактивных и стабильных изотопов, но в целом их потенциальная опасность будет гораздо ниже, чем у исходных минорных актинидов. Процесс трансмутации минорных актинидов также называют «дожиганием» в реакторе. Внедрение МОКС-топлива позволяет многократно расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет обедненного урана и плутония и перерабатывать облученное топливо вместо хранения. Дожигание минорных актинидов — это следующий шаг в замыкании ядерного топливного цикла, который должен не только уменьшить количество ядерных отходов, подлежащих финальной изоляции, но и значительно снизить их радиоактивность.
Это именно та веха, ради которой изначально проектировался БН-800, строился уникальный атомной энергоблок и автоматизированное производство топлива на ГХК», — сказал он. Его применение в десятки раз увеличит топливную базу атомной энергетики. Кроме того, теперь отработавшее ядерное топливо других АЭС можно вместо хранения использовать повторно, в БН-800.