В итоге, на сегодняшний день в Обнинске уже собрали модель активной зоны перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200М. При выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла то, что не знали куда деть, становится ценнейшим сырьем – реакторы на быстрых нейтронах «питаются» тем, что остается после работы обычных реакторов. 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. Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах.
Реактор превратится в «перпетуум мобиле»
- Россия сделала шаг к энергетике будущего — Фонд стратегической культуры
- Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей
- Что еще почитать
- Подарок будущим поколениям
- Радиационные явления в реакторных материалах обсудили в Обнинске
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
Для справки: Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А. Лейпунского» один из ведущих научно-исследовательских центров Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Здесь были выдвинуты и реализованы идеи создания реакторов на быстрых нейтронах и реакторов с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую. ГНЦ РФ - ФЭИ является мировым лидером в области использования жидких металлов в качестве теплоносителей в АЭС с быстрыми реакторами, судовых и космических ядерных энергетических установках. Институт выполняет функции научного руководителя всех российских натриевых реакторов.
В рамках пресс-тура журналисты встретились с руководством и специалистами Белоярской АЭС, посетили реакторное отделение, в центральном зале которого увидели работающий на МОКС-топливе реактор БН-800, побывали на блочном пункте управления и в машинном зале, где турбогенератор вырабатывает электроэнергию, которая обеспечивает электроснабжение населения, социальных и промышленных объектов Урала. Сегодня Россия продолжает обеспечивать стабильную энергетическую безопасность.
Энергетика является основой поступательного социально-экономического развития страны, снабжения промышленности и граждан.
Главный критерий, за которым предельно внимательно следили на всех этапах работы передового реактора — безопасность. После аварии на Фукусиме в конструкцию даже внесли дополнительные изменения. Хотя и без этого она надежно защищена. Точно так же, если повышается мощность и реактор начинает греться, то эта мощность гасится, дополнительно давится. Уральские атомщики доказали: технология закрытого ядерно-топливного цикла готова к применению в промышленных масштабах. И в этой гонке Россия оказалась на голову впереди зарубежных конкурентов. Подпишитесь и получайте новости первыми Читайте также.
Ожидается, что реактор заработает во второй половине 2020-х годов. По принципу естественной безопасности Перед началом официального старта мероприятия руководитель проектного направления «Прорыв», специальный представитель по международным и научно-техническим проектам госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков рассказал журналистам, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. По его словам, интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. Он уверен, что в будущем подобные установки должны сделать атомную энергетику «не только более безопасной, но и более экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией».
Она также подчеркнула, что «сама идея проекта "Прорыв" — это не только новое поколение реакторов, но и новое поколение технологий ядерного топливного цикла». Все они искренне радовались этому стартовавшему в России инновационному и очень важному для всей атомной энергетики проекту. 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.
Радиационные явления в реакторных материалах обсудили в Обнинске
Установка там же автономных теплообменников системы аварийного отвода тепла с организацией естественной циркуляции по контурам уменьшает вероятность тяжелого повреждения активной зоны. Объем внутриреакторного хранилища в БН-1200 увеличен, чтобы выгружать ТВС из реактора сразу в бассейн выдержки, исключив промежуточный натриевый барабан отработавших сборок. Энергонапряженность активной зоны БН-1200 по сравнению с БН-600 и БН-800 ниже почти вдвое, что позволяет значительно увеличить микрокампанию. Укрупнение твэлов и ТВС, применение уран-плутониевого смешанного топлива, а также новых конструкционных сталей с повышенной радиационной стойкостью обеспечивает более глубокое выгорание топлива и снижает потребление ТВС. Использование сильфонных компенсаторов для компенсации температурных расширений трубопроводов уменьшит их протяженность. Благодаря новым техническим решениям значительно сокращена длина натриевых систем, исключены течи радиоактивного натрия и его взаимодействие с воздухом. Также проработаны решения, улучшающие экономические параметры блока. Так, благодаря изменениям в конструкции главного циркуляционного насоса второго контура, системы перегрузки, переходу от секционно-модульных на крупномодульные парогенераторы, улучшениям системы аварийного отвода тепла и холодной ловушки первого контура активной зоны снизились масса и стоимостные характеристики оборудования реакторной установки. А детальная проработка схемно-компоновочных и архитектурно-строительных решений и оптимизация генерального плана привели к сокращению строительных объемов.
Во-первых, экономика и промышленность нашей страны будут обеспечены чистой атомной электроэнергией на сотни лет. 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.
Как отметил Александр Угрюмов, полученные результаты также будут использованы для опережающей разработки и обоснования МОКС-топлива для перспективного инновационного реактора ВВЭР-С с регулированием спектра нейтронов предполагается, что данные установки смогут работать как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле. Топливо для «быстрых» реакторов Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Производство МОКС- и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы. Технологии топлива для «быстрых» реакторов с каждым годом развиваются. В 2023 году производства МОКС-топлива, созданное на Горно-химическом комбинате, полностью перешло на изготовление оболочек тепловыделяющих элементов из хромоникелевой аустенитной стали ЭК164. В перспективе это позволит повысить уровень выгорания ядерного топлива и увеличить длительность топливной компании, тем самым сделав эксплуатацию энергоблока более экономически эффективной.
Эксперты подчеркивают, что это событие можно считать ярким примером воплощения идеи мирного атома, работающего на благо всего человечества. Успешное испытание подобного реактора подтверждает возможность практически безотходного производства в ядерной энергетике с доступом к урану-238 — элементу, которого должно хватить на миллионы лет. Ранее ядерные реакторы в России, работающие на быстрых нейтронах, загружались обычным урановым топливом, поскольку работали по обыкновенным натриевым технологиям, сообщает newsnn.
В России появился «вечный» ядерный реактор
Источники бесперебойного питания представляют собой устройства, которые используют энергию заряда аккумуляторных батарей для питания нагрузки в «аварийном» режиме работы. ИБП используются в целях защиты различного высокочувствительного электрооборудования, такого как рабочие станции ,системы телекоммуникаций, системы управления технологическими процессами, торговые терминалы, компьютеры, измерительные приборы. Источники бесперебойного питания решают проблемы при некачественном питании сети или полной потери питания. Например, это случается при отсутствии напряжения питания, низким или высоким напряжением, пульсацией амплитуды, колебанием частоты, дифференциальным и синфазным шумом, переходными процессами, и т.
При вводе МБИР в активную эксплуатацию старый реактор остановят. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований, производство электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Основным предназначением МБИР является проведение массовых реакторных испытаний инновационных материалов и макетов элементов активных зон для ядерно-энергетических систем четвертого поколения, включая реакторы на быстрых нейтронах с замыканием топливного цикла, а также и тепловые реакторы малой и средней мощности.
На сайте могут быть использованы материалы интернет-ресурсов Facebook и Instagram, владельцем которых является компания Meta Platforms Inc. Какое достижение науки в 2021 году вы считаете самым важным?
Примечания 2023: Соглашение Владимира Путина и Си Цзиньпина о продолжении сотрудничества в разработке реакторов на быстрых нейтронах Китай и Россия углубляют сотрудничество по ключевой атомной технологии, которое держит Пентагон в напряжении, из-за ее потенциала нарушить глобальный баланс ядерного оружия. Владимир Путин и Си Цзиньпин в марте 2023 г объявили о заключении долгосрочного соглашения о продолжении разработки так называемых реакторов на быстрых нейтронах. Конгресс США добивается от Белого дома принятия мер по пресечению "опасных", по его мнению, связей между "Росатомом" и Китайской национальной ядерной корпорацией. Пентагон считает передачу реакторов ключом к китайской программе вооружений.
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. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске Томская область. Вокруг него будет построен комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива. И все процессы создания замкнутого топливного цикла будут сосредоточены в одном месте. Когда в рамках проекта БРЕСТ-300 задача по замыканию ядерного топливного цикла будет успешно решена, Россия получит практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно будет решена задача по выводу ядерных отходов из топливного цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл проекта БРЕСТ-300 обеспечит возврат ровно того же количества радиации, которое извлечена из земных недр. Теоретически эта задача российскими учеными просчитана.
В шаге от безотходной ядерной энергетики
Эксперт Уваров: Россия сделала новый важный шаг к атомной энергетике будущего. Программа «Росатома» предполагает использовать блоки с «быстрыми» реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах. "Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах. является самым мощным в мире реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири
В мероприятии приняли участие более 200 ученых и специалистов предприятий Госкорпорации «Росатом», научных организаций страны, а также делегация из Казахстана. Участники заседания обсудили историю и будущее развитие отрасли, актуальные научные и технические вопросы, проанализировали опыт, полученный при создании, пуске и эксплуатации БН-350, пуск которого в те годы стал технологическим прорывом, положившим начало энергетике будущего. Его успешная эксплуатация позволила накопить неоценимый опыт, который нашёл своё развитие в создании более мощных энергетических реакторов. Благодаря общему труду сегодня мы являемся лидирующей страной в области быстрых технологий». Он также зачитал поздравление от имени депутатов Государственной Думы Российской Федерации, адресованное коллективу Физико-энергетического института им. От имени администрации Обнинска к участникам обратился Глава городского самоуправления, Председатель Обнинского городского Собрания Геннадий Артемьев. Он подчеркнул, что вклад ученых Физико-энергетического института оказался решающим в этом историческом событии.
Доктор физико-математических наук, профессор, президент ядерного общества Казахстана Владимир Школьник в своем выступлении отметил перспективность технологии быстрых реакторов и актуальность направления по выводу отработавших ядерных установок из эксплуатации.
Строительство реактора ведется в рамках проекта "Прорыв", реализуемого с 2011 года на территории СХК. Его цель - создание ядерно-энергетического комплекса, который позволит организовать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.
Первая поставка в Китай топлива для реактора на быстрых нейтронах « Росатом » впервые отправил в Китай топливо для реактора на быстрых нейтронах, о чем госкорпорация объявила 29 сентября 2022 года. Это флагманский проект КНР в области «быстрой» атомной энергетики. Заказчику отгружены первые тепловыделяющие сборки для стартовой загрузки реактора.
Топливная компания в очередной раз подтвердила, что готова реализовывать сложные проекты в нестандартных условиях, гибко подходить к требованиям наших партнеров.
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. По этой схеме двухкомпонентной атомной энергетики реакторы на быстрых нейтронах будут как «готовить» новое топливо, так и дожигать уран из отработавшего. Получается своего рода вечный двигатель — источник энергии без границ. И вот в Северске Томская область на площадке Сибирского химического комбината дан старт строительству атомного энергоблока мощностью 300 мегаватт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Он станет частью опытно-демонстрационного энергетического комплекса ОДЭК , важнейшего для всей мировой ядерной энергетики объекта, создаваемого в рамках отраслевого проекта «Прорыв», который реализуется в России с 2010-х годов. Ожидается, что реактор заработает во второй половине 2020-х годов.
В России появился «вечный» ядерный реактор
«Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. "Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах. Мне тут задали вопрос, на который сходу не получилось ответить, "а чем реакторы на быстрых нейтронах лучше обычных, ВВР например?
Ядерный спор: Ученый и "Росатом" разошлись в вопросе о развитии отрасли
«Прорыв» относится к поколению так называемых реакторов на быстрых нейтронах, работающих по принципу замкнутого цикла, то есть без отходов. Сообщается, что отечественные реакторы на быстрых нейтронах ранее загружались обычным урановым топливом, т. к. отрабатывали на них натриевые технологии. является самым мощным в мире реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
В России до сих пор работают 10 ядерных реакторов «чернобыльского типа». Безопасны ли они?
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. Поэтому после трехлетней эксплуатации единственной американской подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на обычный водо-водяной, и эксперименты с использованием быстрых реакторов Пентагон прекратил. Однако из-за нескольких аварий его неоднократно останавливали, запускали снова, потом снова останавливали и окончательно заглушили в феврале 2010 года, так и не выведя на проектную мощность. В Японии быстрым реакторам не повезло: в 1995 году на реакторе «Мондзю» через четыре месяца после пуска произошла крупная утечка натрия.
Элементы многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР отправлены из Волгодонска в Димитроград на место постоянной сборки. Теперь детали реактора общим весом более 360 тонн отправлены в Ульяновскую область в научно-исследовательский институт. После монтажа оборудования длина корпуса реактора составит 12 метров с минимальной для таких изделий толщиной металла до 50 мм.
Бодмэном относительно судьбы оружейного плутония [14] показали, что для подгрузки в реакторы БН-600 и БН-800 ежегодно нужно 1,5 т оружейного плутония. Расчеты показывают, что до 2021 г. Таким образом, в нарабатываемом продукте останется три тонны плутония, что позволит обеспечить начальную загрузку реактора БН-1800. Если в последующие после 2020 г.
Очевидно, за время работы сибирских оборонных реакторов до пуска котельных будет наработано продукта еще лет на пять. Отсюда следует, что пуск завода РТ-2, который будет нарабатывать даже при переработке всего 800 т ОЯТ в год, то есть около 6,5 т энергетического плутония, должен произойти не ранее 2027-2030 гг. Вместе с тем эти расчеты не учитывают возможности переработки ОЯТ, выгруженного из реакторов БН после его выдержки хотя бы в течение 3-4 лет, то есть через 5 лет после загрузки. С учетом такой возможности можно будет либо построить еще один реактор БН-1 800 после 2025-2026 г. Только в этом случае до 2030 г. С другой стороны, до 2050 г. Исходя из этого нельзя запаздывать с пуском завода РТ-2 более чем до 2040-2045 гг.
Поэтому лучше ориентироваться на его пуск не позднее 2030 г. Куда более важно то обстоятельство, что после пуска завода РТ-2 количество энергетического плутония окажется выше потребляемого на реакторах БН-800 и БН-1 800. Кроме того, необходимо будет заняться переработкой ОЯТ реакторов БЫ, что резко снизит расход энергетического плутония из ОЯТ промышленных реакторов, работающих на обогащенном уране. Это потребует либо вводить не менее одного нового реактора БН-1 800 в пять лет, либо снижать мощность завода РТ-2, либо накапливать энергетический плутоний на складах, либо подгружать плутоний в тепловые реакторы. Со всем этим необходимо определиться заранее, до пуска завода РТ-2. Исходя из соображений обеспеченности ядерным топливом, к 2050 г. По нашему мнению, это вполне обоснованные и разумные величины даже при значительных запасах природного урана в стране, а также при больших затратах на создание АЭС из-за возможного снижения цены топлива для АЭС с тРиэ быстрыми реакторами по сравнению с топливом для АЭС с тепловыми реакторами.
Работа завода РТ-1, по мнению руководства завода, комбината и руководства соответствующих управлений Ро-сатома, будет обеспечена и без дополнительной загрузки его ОЯТ от реакторов ВВЭР-1000, которую предполагалось осуществить еще 10 лет назад. Во-первых, реактор БН-600 будет работать в основном на обогащенном уране еще лет 15, в связи с чем завод РТ-1, перерабатывая находящееся в хранилище ОЯТ, будет обеспечен сырьем лет на 20. Участие в изготовлении уран-плутониевого топлива для реакторов БН - серьезная работа в период до 2025-2030 гг. Однако можно ли считать вопросы строительства и последующей эксплуатации реакторов БН в рассмотренном объеме однозначно приемлемыми для страны и ее хозяйства? К сожалению, сейчас мы не можем четко и однозначно ответить на этот вопрос. Это зависит от более высокой цены натрия по сравнению с чистой водой, а также дополнительного контура охлаждения натрием реакторного натрия. С другой стороны, в связи со значительным повышением цен на природный уран тепловыделяющие уран-плутониевые сборки для реакторов БН могут быть дешевле урановых для реакторов ВВЭР.
Тем более что уран более дешевым не станет, особенно в России, где на новых урановых месторождениях его содержание в руде ниже по сравнению с ныне действующими. Без тщательного и конкретного просчета всех параметров даже только названных проблем трудно получить однозначный ответ на поставленные вопросы. Поэтому число быстрых реакторов в России до 2050 г. Тем не менее создание и пуск завода РТ-2 все равно будет выгодным, так как это позволит использовать выделенный плутоний в изготовлении смешанного оксидного МОХ-топлива для реакторов ВВЭР-1200. С экономической точки зрения это тоже будет выгодно из-за высоких цен на природный уран. Создание реакторов БН и установок по изготовлению и переработке топлива для них, по-видимому, также будет выгодным. Таким образом, развитие заключительной части ядерного топливного цикла со строительством двух-трех или «числом поболее» коммерческих реакторов БН, создание установок по переработке ОЯТ этих реакторов и изготовлению уран-плутониевых твэлов, а также строительство завода РТ-2 с использованием части получаемого на нем плутония для реакторов ВВЭР является экономически выгодным проектом и нужным делом.
В целом работа, проводимая сегодня по развитию ядерной энергетики в России экономически и политически необходима нашему государству. Куртов А. Синицына Т. Трушников В. Костин В. Новорефтов Р. Топорков Р.
Куда идет атомная энергетика? Рябев Л. Концепция обращения с делящимися материалами, высвобождаемыми в ходе ядерного разоружения. Каграманян и др. Вы всегда можете отключить рекламу.
To prevent a complete loss of the experimental base, it should be upgraded to meet the needs of future wide-range nuclear engineering. The Program is intended to create a new technological platform for the nuclear engineering based on the closed fuel cycle involving fast reactors.
Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей
Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива. 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. Блок № 4 Белоярской АЭС оснащен реактором на быстрых нейтронах БН-800 установленной электрической мощностью более 800 МВт. «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. Замкнутый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах обеспечивает сырьевую независимость и малоотходность атомной энергетики России не только за счет максимального вовлечения в энергопроизводство урана-238 из накопленных отвалов.