Энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 станет частью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК в рамках стратегического. Старт строительству атомного энергоблока мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем в торжественной обстановке, в присутствии первых лиц российского и зарубежного атомного сообщества, руководства. 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. 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.
«Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Реактор БРЕСТ-ОД-300 – первый в своем роде быстрый реактор со свинцовым теплоносителем на нитридном топливе, воплощаемый не на бумаге, а “в железе”. плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.
Завершено создание фундамента под реактор БРЕСТ-ОД-300
Росатом рассчитывает запустить быстрый реактор "БРЕСТ-ОД-300" в 2027 году. БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут). Опытно-демонстрационный энергоблок «БРЕСТ-ОД-300» является ключевым элементом опытно-демонстрационного энергетического комплекса, который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а. российский концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым охлаждением на базе реактора четвертого поколения. Планируется два проекта: БРЕСТ-300 (300 МВт) и БРЕСТ-1200 (1200 МВт).
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
Ржавчина на нержавеющей стали В Арбитражный суд Томской области с иском к «СХК» обратилось Межрегиональное территориальное управлением по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Сибири и Дальнего Востока федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору Ростехнадзор. Оказывается, еще в октябре 2019 и ноябре 2020 года Ростехнадзор провел проверки строящихся объектов и в очередной раз выявил нарушения, из-за чего выдал предписание об их устранении. Однако никто ничего не исправил, ведомство обратилось в суд. Нарушения оказались куда более серьезные, чем раньше подробнее о прошлых нарушениях в материале: « «Прорыв» в нарушениях технологий строительства? Наличие ржавчины, по мнению специалистов Ростехнадзора, доказывает недостаточность принятых «СХК» мер по борьбе с коррозией, что критически важно для строящегося модуля фабрикации-рефабрикации ядерного топлива. Следы ржавчины во время проверок находили неоднократно, их пытались устранить. Однако коррозия разъедала нержавеющую сталь снова и снова. Ржавчина появлялась в разных помещениях и местах. Поскольку никто действенных мер по ее ликвидации так и не предпринял, Ростехнадзор решил действовать через суд.
В ходе судебного процесса выяснилось, что в нержавеющей стали для облицовки здания МФР содержится пониженное содержание хрома металл препятствует окислению и повышенное содержание свободного феррита железа. Из-за чего и происходит постоянное окисление. Справилась ли компания с ржавчиной, неизвестно. Логично было бы совсем избавиться от имеющейся листовой облицовки, так как ее сложно назвать «нержавеющей». Устоит ли ядерный реактор? Другие нарушения снова касаются отсыпки грунта в котлованы. Еще в июле 2021 года Ростехнадзор провел проверку строительства энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. И выявил ряд нарушений, которые ведомство поручило устранить до 1 февраля 2022 года.
Часть из них «СХК» устранила, часть - нет. Проверка показала, участок грунта засыпали песчано-гравийной смесью объемом 2500 кубометров, что не соответствует требованиям проектной документации, по которой грунта требовалось отсыпать 4380 кубометров. Между тем в протоколе испытания крупнообломочных грунтов от 7 июня 2021 года вообще указан объем замещения грунта в 1611,75 кубометра, что меньше объема, требуемого проектной и рабочей документацией почти в 2,71 раза. Как видим, из документов проверки следует, что вместо требуемых более 7000 тонн песчано-гравийной смеси 4380 кубометров в котлован под реактор отсыпали немногим больше 3000 тонн 1611 кубометров.
Об изотопах урана и о цепных реакциях деления Для того, чтобы начать разбираться, что к чему, в общем-то, достаточно припомнить школьную "формулу" цепной ядерной реакции деления: "Свободный нейтрон, врезаясь в ядро атома урана, разваливает его на части, при этом образуются два новых свободных нейтрона, они врезаются уже в два ядра атомов урана, следующие четыре свободных нейтрона... Все совершенно точно, но есть ряд деталей, в которых известно, кто всегда прячется. Это описание касается не всего урана, который мы добываем из руды, которую мы добываем в шахтах и карьерах, а только его изотопа урана-235 — в его ядре "упакованы" 92 протона и 143 нейтрона. Такого изотопа у природной руды — всего 0,7 процента, а почти все остальное, то есть 99,3 процента - это уран-238 все те же 92 протона, но нейтронов — 146.
А уран-238 в цепной реакции не участвует — невозможны для него "один нейтрон выбил два нейтрона, два нейтрона выбили четыре", уран-238, грубо говоря, просто "съест" этот свободный нейтрон, на том все и закончится. Уран обогащенный и уран обедненный Из этих физических свойств изотопов урана-235 и урана-238 — сразу два следствия. Урановой руды атомной энергетике нужно не просто много, а очень много. Богатыми считаются руды, в которых содержится один процент природного урана — следовательно, из 100 тонн руды можно получить тонну урана, в котором необходимого энергетике урана-235 всего семь килограммов. На горно-обогатительных заводах в "хвосты" уходят 99 тонн пустой породы, а на предприятиях, где происходит обогащение урана по содержанию урана-235, "хвостами" станут 993 килограмма урана-238. Технологии обогащения урана по изотопу-235 совершенствовались с самого начала "атомной эры", но и сейчас, и даже в России, все 0,7 процента урана-235 извлечь из "балласта" в виде урана-238 не получается. В хвостах российских обогатительных заводов остается 0,1 процента урана-235, в хвостах европейских обогатительных заводов — до 0,3 процента. Именно более развитые российские технологии — причина того, что европейские государства время от времени отправляют свои хвосты на переработку "Росатома": то, что для Европы не более чем неиспользуемый балласт, для заводов холдинга ТВЭЛ — вполне приличное, пригодное к обработке сырье.
Но это, конечно, отдельная история, к ней можно вернуться в следующий раз, а пока второе следствие, тоже вполне очевидное: ядерное топливо для АЭС стоит достаточно дорого, а природного урана при таком способе его использования, как сейчас, надолго не хватит. Мало того — как известно, уран един, но он в двух лицах, поскольку его можно использовать в атомной энергетике, а можно и для создания атомного и ядерного оружия. Тот уран, который уходит на АЭС и в ядерные арсеналы, — обогащенный, а тот, что лежит на заводской площадке — обедненный, названия вполне логичные. По данным "Гринпис", в 1996 году запасы обедненного урана составляли в странах, где активнее всего шло обогащение: Франция — 190 тысяч тонн, Россия — 500 тысяч тонн, США — 740 тысяч тонн. Добытого в недрах планеты, очищенного от пустой породы, доставленного на предприятия по обогащению, неоднократно переработанного, заскладированного в таком виде, который обеспечивает оптимальный режим хранения. Если найти, разработать, научиться применять технологию, которая позволяла бы использовать уран-238 для производства энергии — получится огромный запас, причем в очень хорошо подготовленном состоянии, все описанные этапы уже оплачены, в основном — в годы всеобщей ядерной гонки. Нейтроны быстрые и нейтроны тепловые, или "Открытый ядерный топливный цикл" Есть у урана-238 и у урана-235 еще одна характеристика, из-за которой нынешняя атомная энергетика на 99,5 процента состоит из так называемых тепловых реакторов.
Лихачев, губернатор Томской области С. Ковальчук, руководитель проектного направления «Прорыв» В. Ногинский, видные деятели российской науки, представители государственных органов власти и организаций-партнеров. С началом строительства участников мероприятия по видеоконференцсвязи поздравили вице-премьер правительства РФ Ю. Борисов, руководитель Ростехнадзора А. Трембицкий, президент РАН А. Начало сооружения уникального энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 по стратегическому отраслевому проекту «Прорыв» продвигает вперед атомную энергетику всего мира. Он отметил, что атомные технологии, разработанные российскими организациями и научно-исследовательскими институтами, являются лидирующими в мировой энергетике.
Таким образом, в среднем 1,15 нейтрона тратится на одно деление, остальные 1,3 могут быть захвачены ураном-238 с образованием плутония-239. Но тепловые нейтроны также активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне: осколками деления например, ксенон-135 , замедлителем, теплоносителем, стержнями управления и защиты , часть нейтронов просто утекает из активной зоны. Поэтому в реакторах с преимущественно тепловым спектром нейтронов коэффициент воспроизводства всегда меньше единицы 0,5-0,7. Тем не менее конвертация урана-238 вносит определённый вклад в общее энерговыделение реакторов с тепловым спектром нейтронов. Поэтому коэффициент воспроизводства может оказаться больше расхода первичного делящегося изотопа в идеале, КВ может достигать 1,5 — если никаких потерь нет вообще, а все нейтроны делят уран-235 или поглощаются ураном-238. На реально существующих реакторах КВ достигает 1,2. При очередной перезагрузке топлива извлечённый ОЯТ может содержать больше делящегося вещества, поддерживающего цепную реакцию, чем было загружено изначально. Его можно выделить химически и использовать для загрузки свежим топливом широко распространённых реакторов на тепловых нейтронах вместо дефицитного урана-235. Выгодной эта операция становится в связи с тем, что в природе встречается лишь один редкий изотоп, поддерживающий цепную реакцию — уран-235. Его природные запасы в пригодных для экономически эффективной добычи месторождениях невелики. Зато в природе многократно больше двух других изотопов тория-232 и урана-238 , которые цепную реакцию не поддерживают, но из которых облучением нейтронами можно получать другие изотопы уран-233 и плутоний-239 , уже поддерживающие цепную реакцию. Дополнительную выгоду приносит резкое уменьшение требований к хранению ядерных отходов, образующихся от отработанного ядерного топлива. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах привели к отставанию их развития от реакторов с тепловым спектром нейтронов. В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание демонстрационного топливного цикла, который должен продемонстрировать работоспособность, выявить проблемы масштабирования и обосновать экономику замкнутого цикла ядерного топлива.
В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300
Северск Томской области в рамках реализации стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Строительство и эксплуатация объектов энергокомплекса предусматривают создание в Северске более 800 рабочих мест», - отметил вице-президент по развитию технологий и созданию производств замкнутого ядерного топливного цикла АО «ТВЭЛ» Виталий Хадеев. Для справки: Проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решение проблем отработанного ядерного топлива и РАО. Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике. Одним из направлений проекта является строительство опытно-демонстрационного энергетического комплекса с реакторной установкой «БРЕСТ-ОД-300» с пристанционным ядерным топливным циклом и комплекса по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела. Учебно-тренировочный инженерный центр.
Речь идёт об опытных установках нового поколения - таких как водо-водяные, а также использующие реакцию термоядерного синтеза. Но в настоящее время прорыв был осуществлён в области создания так называемых быстрых реакторов. Кстати, комплексная установка так и была названа - «Прорыв». Атомные реакторы нового поколения В настоящее время человечество вплотную подошло к возможности решения проблемы безотходной или почти безотходной добычи энергии. Уточним, что речь не идёт о «зелёной» экономике, способной быть только комплементарным источником ввиду нерентабельности производства. Проект реализуется с 2011 г. Генеральным проектировщиком опытно-демонстрационного энергетического комплекса выступает ВНИПИЭТ «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий», Санкт-Петербург. Работы над невиданным доселе проектом начались аж 40 лет назад, чуть ли не во времена основателя института - академика Н. Доллежаля, автора знаменитого реактора РБМК. Духовный отец БРЕСТа - академик Николай Антонович Доллежаль - в своё время был подвергнут незаслуженной критике со стороны официозной науки, но выстоял и сумел создать в 1954 г. Это позволяет многократно использовать делящиеся изотопы и минимизировать все меры безопасности ввиду очевидного отсутствия угрозы облучения.
После нагрева кипящий свинец превратит воду в пар, который затем используется для выработки электроэнергии. В качестве стартовой загрузки используется смесь нитридов обедненного урана и плутония. Замкнутый цикл предполагает облучение доступного изотопа урана-238, не способного к цепной ядерной реакции. В результате вырабатывается изотоп плутония-239. При перезагрузке топливо можно использовать повторно, достаточно снова добавить обедненный уран-238. Где облучается городской житель Электрическая мощность БРЕСТ-ОД-300 составит 300 МВт — это минимальное значение для получения нужного коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне. В случае успеха проекта планируется построить коммерческий энергоблок большой электрической мощности порядка 1200 МВт. После запуска БРЕСТ-ОД-300 станет первым в мире реактором четвертого поколения с очень высокими показателями безопасности и надежности. Разработчики рассчитывают, что характеристики новой установки вернут атомной энергетике популярность, утраченную после тяжелейших аварий в Чернобыле и Фукусиме. По заверениям создателей, конструкция реактора исключает так называемый разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной самых громких аварий на АЭС. Кроме этого, на новом реакторе невозможна потеря теплоносителя.
На СХК завершен монтаж оборудования по изготовлению таблеток СНУП-топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300
Реактор БРЕСТ-ОД-300 Росатом проект Прорыв. Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Монтаж реакторной установки четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300 начался в январе этого года, в шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции. 2 апреля 2024 Новости Россети внедрят ИТ-разработку Росатома для импортозамещения операционных систем ПОДРОБНЕЕ. Добавить новость можно всем, без премодерации, только регистрация. Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) реактора БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается в соответствии с требованиями, приведенными ниже. •.
Росатом изготовит уникальное оборудование для энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300
Строительство атомного энергоблока БРЕСТ-ОД-300 Госкорпорация Росатом рассчитывает, что реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 и модуль по переработке использованного ядерного топлива сменят. российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. брест-од-300 новости сегодня.
Россия создала нейтронный «Прорыв»
Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем». Также он добавляет, что корпус ректора доставляли по частям и собирали уже на строительной площадки ОДЭК. Он нацелен на создание и промышленную реализацию замкнутого топливного цикла в реакторах на быстрых нейтронах.
Сегодня, 8 июня, началась заливка первого бетона в фундаментную плиту реактора.
Он станет частью важнейшего для всей мировой ядерной отрасли объекта — Опытного демонстрационного энергокомплекса ОДЭК. Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с быстрым реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию то есть, повторное изготовление свежего топлива — таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов», — говорится в сообщении «Росатома».
Генеральный директор «Росатома» Алексей Лихачев считает, что переработка ядерного топлива бесконечное количество раз сделает ресурсную базу атомной энергетики практически неисчерпаемой.
Является единственным поставщиком ядерного топлива для российских АЭС. Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» обеспечивает ядерным топливом 76 энергетических реакторов в 15 странах мира, исследовательские реакторы в восьми странах мира, а также транспортные реакторы российского атомного флота.
Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе, изготовленном ТВЭЛ. Организации холдинга выполняют полный цикл работ - от разработки проектной документации до сдачи объекта в эксплуатацию. Организациями холдинга осуществляются все общестроительные, монтажные и электромонтажные работы на стройплощадке.
Известно, что комплекс создают в рамках отраслевого проекта «Прорыв». Реактор начнет работу во второй половине 2020-х годов. Ранее 5-tv.