В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99. Перед тем, как поместить металлические кольца в шахту реактора, строителям предстоит соорудить бетонный постамент для реактора БРЕСТ высотой в два метра. Реактор БРЕСТ-ОД-300 по задумке создателей обеспечит сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238.
Россия строит в Сибири ядерный реактор будущего
Используемый в реакторе БРЕСТ свинцовый теплоноситель является радиационно стойким и слабо активируемым. В Северске (город-спутник Томска) на площадке опытно-демонстрационного энергокомплекса проекта «Прорыв» специалисты Росатома приступили к монтажу первого в мире ядерного реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. 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 На стройплощадке реактора БРЕСТ-ОД-300 начались испытания оборудования МФР. Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах. Обзоры - О проведении исследований, строительстве и эксплуатации и ремонте опытно демонстрационного энергетического комплекса с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.
В Томской области начали строить уникальный реактор БРЕСТ-300
В Северск доставили опытный образец насоса для реактора БРЕСТ-ОД-300. Переработка ОЯТ БРЕСТ-300 будет происходить непосредственно на площадке ОДЭК, в модуле переработки (МП) комплекса ОДЭК. 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. Естественный вопрос – почему БРЕСТ-ОД-300 относят к реакторам IV поколения? Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец.
Росатом продолжает строительство энергоблока для уникального реактора 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». БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут).
Строительство реактора “БРЕСТ-ОД-300” вышло на “нулевую” отметку
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. Северск Томская область.
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 МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее. Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности — натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего лишь немногим больше 1 от 1 до 1,05. Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. 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.
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». Этот эксперимент должен доказать, что облученное ядерное топливо может быть вновь запущено в производственный цикл. Андрей Николаев отметил, что конечная цель эксперимента - поставить на коммерческую основу создание подобных комплексов.
Это действительно будет прорыв в новейших ядерных технологиях, потому что ничего подобного в мире нет.
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. БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238.
Публикации
- «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
- Самое популярное
- «Брест-300», это – «прорыв» к бюджетным ресурсам!». — Back in the USSR (Виктор Козлов) — NewsLand
- Россия создала нейтронный «Прорыв»
- Завершено создание фундамента под реактор БРЕСТ-ОД-300
«Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
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.
В итоге, на сегодняшний день в Обнинске уже собрали модель активной зоны перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200М. Это самая большая критическая сборка в истории ядерных исследований: в ней 4700 топливных стержней.
Результаты проводимых на стенде исследований важны, в том числе, и для работы над реактором четвёртого поколения БРЕСТ-ОД-300, монтаж которого начался на этой неделе в городе Северск Томской области. А в целом всё это, как мы и сказали, сложная, кропотливая, но нужная работа над безотходной энергетикой будущего. О её ходе будем докладывать вам в следующих выпусках. Далее о новом герое. Время Человека На Камчатке поздно вечером два автомобиля — грузовик «Урал» и шедший следом на тросовой сцепке джип Toyota — переправлялись через реку Паужетка, уровень которой резко поднялся.
Водители не справились с управлением, бурное течение перевернуло автомобили и понесло по реке. Семь человек оказались в смертельной ловушке. К счастью, это заметили работники Паужетской Геотермальной электростанции, которые развернули настоящую спасательную операцию. Они, насколько позволяло течение, загнали в реку кран-манипулятор, выдвинули стрелу и натянули трос для переправы потерпевших. Таким образом в сложных условиях удалось спасти пятерых человек до того, как течение унесло автомобили.
Двоих мужчин, к сожалению, спасти не получилось... Эта история произошла ещё осенью прошлого года, но на этой неделе работники электростанции Вячеслав Предко, Артём Дочкин и Алексей Ханжин получили медали «За спасение погибающих на водах». Благодарим их за подвиг и желаем крепкого здоровья!
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. Он с воздухом не реагирует, кипит далеко за тысячу градусов и в случае разгерметизации и так маловероятной просто затвердеет и сам собой остудит активную зону реактора.
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.
Росатом начал строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции. Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99. Переработка ОЯТ БРЕСТ-300 будет происходить непосредственно на площадке ОДЭК, в модуле переработки (МП) комплекса ОДЭК. Добавить новость можно всем, без премодерации, только регистрация. Специалисты НИУ «МЭИ» приняли участие в создании заготовки выходной части МГД-насоса для нового типа реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.
6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300?
В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония СНУП-топливо и минорных актиноидов изотопов нептуния Np-237 , америция Am-241, Am-243 и кюрия Cm-242, Cm-244, Cm-245. Несмотря на положительные результаты аналитических оценок, выполняемых в доказательство надежности и безопасности реакторов на быстрых нейтронах с мононитридным топливом, разработчики проекта реализуют экспериментальную проверку декларируемых параметров работоспособности топлива, в том числе обоснование надежности и работоспособности СНУП-топлива в переходных и аварийных режимах эксплуатации реактора. Москва выбрали реактор ИГР для проведения испытаний топлива в предельных режимах как наиболее подходящий для этих целей, особенно с учетом уникального опыта проведения персоналом РГП НЯЦ РК подобных исследований в прошлом и в настоящее время. 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.
Представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта «Прорыв», «консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированный на достижение нового качества ядерной энергетики» В конце 2018 года получено заключение Главгосэкспертизы на откорректированный проект реактора «БРЕСТ-ОД-300», утверждена проектная документация.
В июле 2019 эксперты РАН подтвердили безопасность проекта и ожидалось получение лицензии Ростехнадзора на строительство. Начало строительства собственно реактора было намечено на 2019 год. К началу 2019 года на территории нашего Сибирского химического комбината АО «СХК» ведется строительство вспомогательных объектов, в частности пристанционных заводов фабрикации топлива и переработки ОЯТ Отработанного ядерного топлива для демонстрации замыкания топливного цикла.
Об этом сообщается на сайте компании. Производство, поставку и шефмонтаж парогенераторов для реакторной установки обеспечит АО «Машиностроительный завод «ЗиО-Подольск» также входит в машиностроительный дивизион Росатома.
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.
В настоящее время на производственных линиях ведется пусконаладка смонтированного оборудования. В рамках замкнутого ядерного топливного цикла, реализованного на ОДЭК, облученное топливо, отработавшее в реакторе БРЕСТ-ОД-300, 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, кроме обедненного урана из отвалов обогатительных производств.
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.
Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом
| 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.». |
| 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). |
| Подписан договор на строительство энергоблока с реактором «БРЕСТ-ОД-300» в рамках проекта «Прорыв» | Реактор БРЕСТ-ОД-300 – первый в своем роде быстрый реактор со свинцовым теплоносителем на нитридном топливе, воплощаемый не на бумаге, а “в железе”. |
В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300
На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному. Северск Томской обл. 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.
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. Его будут доставлять по частям, так как он крупногабаритный, и его финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК.
Именно поэтому такие агрегаты и называют "быстрыми реакторами", потому что после них не остаётся бесконечно опасных по времени нейтрализации продуктов распада». Не просто полностью безопасный, но ещё и сугубо мирный Но есть у нашего реактора и ещё одна особенность: оказывается, при помощи «Прорыва» нельзя получить оружейный уран. Такую силовую установку можно поставлять куда угодно, потому что она принципиально не в состоянии произвести оружие. Кстати, до того, как Россия представила неопровержимые доказательства, многие зарубежные учёные просто отказывались верить, что созданная на нашей земле новая силовая установка не только не оставляет после себя грязных радиоактивных отходов, но ещё и полностью безопасна: она может выдержать и ураган, и землетрясение, и наводнение, не навредив ни людям, ни окружающей среде.
Одна из тайн нашего чудо-реактора заключается в том, что, в качестве теплоносителя, он использует свинец. Этот металл, даже в случае попадания в «горячую зону» силовой установки, не вступает в реакцию. Соответственно, отравления окружающей среды не произойдёт. Да и заставить кипеть свинец крайне трудно. Даже если и случится внештатная ситуация, реактор остынет и надёжно законсервирует сам себя.
В зарубежных «быстрых» реакторах в качестве теплоносителя используют натрий, что гораздо опаснее. Справка В России сейчас около 18 тысяч тонн радиоактивных отходов, требующих захоронения или глубокой переработки.
Проект «Прорыв» был разработан в Государственной корпорации «Росатом» в 2011 году. Его реализацию — строительство осуществляет «Сибирский химический комбинат» СХК на площадке в 42 га под Северском город спутник Томска. Возможность ознакомиться с объектом получили представители нескольких российских СМИ, и в числе - журнал «Международная жизнь». Андрей Георгиевич рассказал о технологических особенностях «Прорыва», о его значимости для страны и - его международном значении. Собственно «Прорыв» опробует создание ядерных технологий нового поколения. Начало его строительства намечено на 2018 год, а завершение к 2024 году. По словам А. Николаева, одновременно со строительством продолжаются ниокрские работы, вносятся коррективы, а они могут влиять на сроки строительства, но это делу не мешает.
На новейшем топливе будет работать атомная энергетика ближайшего будущего. Проект реактора «четвертого поколения» готовил Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Николаева, в отрасли есть экспериментальные стенды со свинцовым теплоносителем. Стенд нужен для чисто механических испытаний, а ядерного реактора пока нет. И как заверил А. Николаев, «зарубежные страны очень заинтересованы этим проектом.
Росатом начал монтаж первого в мире быстрого реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 в Северске
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. Атомный проект 2.
В перспективе подобные установки должны сделать атомную энергетику не только более безопасной, но и более экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией в частности, парогазовой технологией », - отметил он. На основных предприятиях созданы центры ответственности, объединяющие работающих по проекту специалистов. Мы сформировали четкую «дорожную карту» работ: от полномасштабных научных исследований, конструирования и производства оборудования до проектирования и строительства объектов ОДЭК. К 2023 году мы хотим освоить производственный комплекс по выпуску топлива. А к 2024 году предполагается начать сооружение модуля переработки облученного топлива», - сказал он.
Во-первых, это производство плотного нитридного СНУП-топлива, которое обеспечит эффективную работу быстрого реактора со свинцовым теплоносителем и будет полностью состоять из рециклированных ядерных материалов, таких как плутоний и обедненный уран. Во-вторых, это более эффективные и экономически привлекательные радиохимические технологии переработки облученного топлива и обращения с отходами.
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. Испытания СНУП-топлива включали в себя методические и исследовательские пуски, которые были проведены в режимах «вспышка» и «импульс». По результатам методических пусков три эксперимента были проверены расчетные модели и результаты расчетов, уточнены параметры настройки систем реактора ИГР при проведении исследовательских пусков. Кроме этого, были проверены средства измерения параметров, выполнена тарировка детекторов контроля гамма-излучения и маломасштабных детекторов нейтронного потока. Исследовательские пуски были спланированы и проведены таким образом, чтобы реализовать в топливе энерговыделение в широком диапазоне значений — от номинального эксплуатационного уровня энерговыделения на постоянной мощности до предельных значений энерговыделения в условиях моделирования вспышек мощности, характерных для реактивностных аварий.
Проект реактора «БРЕСТ-ОД-300» имеет шесть приоритетов, среди которых - нераспространение ядерных материалов, поскольку в нем не накапливается отдельно плутоний; равновесность захоронения отходов, безопасность проекта, то есть не требуется отселение людей от этого объекта, и другие. В сумме эти шесть приоритетов, заложенные в реактор такого типа, и делают его привлекательным. Однако, по словам А. Николаева, такой мощности реактор больше строиться не будет, поскольку в коммерческом отношении мощность в 300 мВт неоправданно мала. Строительная площадка опытно-демонстрационного энергокомплекса, возводится модуль фабрикации ядерного топлива. 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.
Как работает БРЕСТ-ОД-300
- «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
- Новый реактор
- Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300 | Новости электротехники | Элек.ру
- Началось строительство опытного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ
- В "Росатоме" создали опытный образец важного элемента "реактора будущего" БРЕСТ
- В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300
Проект «Прорыв»
Инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300 на быстрых нейтронах обладает мощностью 300 МВт. Госкорпорация «Росатом» начала строительство первого в мире энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. первый в мире Perpetuum Mobile мощностью 300 МВт – АЭС с замкнутым топливным циклом.