Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. 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. Росатом ЗАМКНУЛ ЯДЕРНЫЙ ЦИКЛ! Борис Марцинкевич. Четвертый энергоблок БН-800 Белоярской АЭС после очередной загрузки инновационным МОКС-топливом выведен на 1. Энергоблок №4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (800 МВт) включен в энергосистему России и уже поставляет электроэнергию.
Россия на пороге создания нового реактора на быстрых нейтронах
Энергоблок БРЕСТ за счет своей конструкции, особого расположения топливных элементов, использования слабо активируемого свинцового теплоносителя позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы — по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу. Основной трудностью в освоении столь привлекательного на бумаге замкнутого ядерного цикла всегда была инженерная сложность реакторов на быстрых нейтронах. Если упростить задачу до максимума, то реактор на быстрых нейтронах — это гораздо более «горячая штучка», чем стандартный энергоблок, использующий медленные, тепловые нейтроны и обычную воду в качестве теплоносителя. В реакторах на быстрых нейтронах все гораздо напряженнее — разрушительные потоки нейтронов, температуры теплоносителя, быстрота и многогранность реакций в активной зоне. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов.
Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки. Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий.
Ранее, к 2023 году, планируют построить комплекс по выпуску топлива, а к 2024 году — модуль переработки облученного топлива. Такие аппараты ранее не строились, то есть это принципиально новые реакторы. Их сторонники делают упор на важные преимущества свинцовых реакторов с точки зрения безопасности и экономики, свои аргументы есть у скептиков», — говорит директор автономной некоммерческой организации для поддержки развития атомной науки, техники и образования «АтомИнфо-Центр» Александр Уваров. Эксперт отмечает, что разработчики концепции БРЕСТ предлагают новый тип топливного цикла — пристанционный, при котором переработка отработавшего ядерного топлива ОЯТ и фабрикация из него нового топлива осуществляются непосредственно на площадке АЭС. Например, так называемые миноры — нептуний, америций и кюрий, также образующиеся при работе реактора.
Такой вид ядерного топлива называется МОКС-топливом. Это первый шаг к замыканию топливного цикла. После того как плутоний отработает, часть его сгорит, отдав энергию, а другая часть будет переработана, и из нее сделают новое топливо, которое вновь загрузят в реактор, уже в третий раз. Фактически реактор на быстрых нейтронах превратится в «перпетуум мобиле». Это будет машина по переработке всего сырьевого урана, который извлекается из земли. Уран весь будет вовлечен в производство электроэнергии.
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.
Заявка успешно отправлена!!
- Курсы валюты:
- Навигация по записям
- Росатом получил лицензию на производство ядерного топлива для «реактора будущего»
- Первыми довели до ума
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
В перспективе КПД может вырасти еще больше, если вместо паровой турбины к реактору будет подключена газовая турбина с замкнутым циклом. В-третьих, реакторы на быстрых турбинах, благодаря особенностям своей конструкции, сами воспроизводят ядерное топливо. Внутри БРЕСТ уран-238 будет поглощать свободные нейтроны и превращаться в изотоп другого химического элемента — в плутоний-239. А это, к слову, начинка для ядерного оружия. При оптимальных условиях при делении одного ядра урана-235 можно будет получить 1,25 ядра нового оружейного плутония-239 из урана-238. Звучит фантастически. Заметим, что Российская Федерация в области подобных передовых энергетических технологий реально находится впереди планеты всей. Ни США, ни Франция, ни Япония, начав эксперименты с жидким натрием в качестве носителя в реакторах на быстрых нейтронах, так и не смогли добиться их устойчивой работы. Срок его эксплуатации продлен до 2025 года. Реактор следующего поколения БН-600 был запущен в Свердловской области в 1980 году, и он по-прежнему функционирует.
В мире существует два класса ядерных реакторов: на медленных нейтронах водо-водяные, сокращенно ВВЭР, большой мощности канальные, или РБМК, на тяжелой воде и с шаровой засыпкой и газовым контуром и на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах кардинально отличаются от всех остальных: плотность тепловыделения в них в несколько раз больше, поэтому в качестве теплоносителя там приходится использовать жидкий натрий или свинец вместо воды. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. Этот уран превращается в плутоний-239, который затем тоже может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Именно этот факт стал основным аргументом в пользу новой программы "Росатома", которая предполагает использовать блоки с "быстрыми" реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах. Предполагается, что с помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработанного ядерного топлива ОЯТ "тепловых" реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ, чтобы в некой перспективе приблизиться к так называемому замкнутому топливному циклу, когда объем и токсичность захораниваемого ОЯТ сравняется с объемом и токсичностью природного сырья "на входе". Общий и все более существенный в современном нестабильном мире недостаток всей атомной энергетики состоит в том, она фактически исключает возможность контроля за нераспространением ядерного оружия на Земле: ведь каждое государство, имеющее на своей территории современную АЭС, которая постоянно производит плутоний, может теоретически сделать свою собственную атомную дубину. Второй путь предполагает генерацию энергии при управляемой термоядерной реакции. К сожалению, современные термоядерные исследования в магнитных ловушках, проводимые в мире вот уже в течение более 60 лет, так и не привели к созданию функционирующего реактора даже с кпд, равным нулю — все они в рабочем режиме потребляют много больше энергии, чем вырабатывают сами. А множество нерешенных проблем, физических и технологических, однозначно выльются в многомиллиардные затраты и многие десятки лет исследований.
Но вот вопрос: а есть ли у нас столько времени? И можем ли мы позволить себе ошибку в выборе энергетических приоритетов?
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.
Кириенко активно работает еще в одном направлении - в обеспечении ядерной энергетики природным ураном. Прошедшие годы свидетельствуют, что и здесь имеются значительные результаты. Во-первых, серьезно увеличены масштабы будущего пополнения ураном страны из-за рубежа. Это и масштабные совместные работы с Казахстаном, с которым имеется договоренность на 135 тыс.
Это разведка и добыча урана в Армении, где объем залежей оценивается до 40 тыс. Имеются планы и договоренности о совместных работах по добыче урана в Африке и Канаде. Это, наконец, поставки урана из Австралии, занимающей первое место в мире по объему запасов урана - 990 тыс. Последняя договоренность вызвала недовольство в некоторых кругах США.
Объясняется все просто: это свидетельствует о разработке планов по значительному увеличению добычи урана в нашей стране. Не останавливаясь подробно на этом вопросе, отметим некоторые моменты. Во-первых, это произошедшее за последние годы многократное повышение цен на природный уран - с 6,4 долл. Как результат - пересмотрены оценочные запасы урана в России в сторону увеличения, по меньшей мере, до 600800 тыс.
А согласно информации руководителя Федерального агентства по недропользованию Анатолия Ледовских, ресурсы урана «по категории Р-1 должны быть увеличены до 2020 г. И, во-вторых, увеличены планы добычи урана в республиках Бурятия и Саха Якутия , Забайкальском крае и в Курганской области. Это значительная по объемам и очень серьезная работа всей отрасли - строителей, геологов, других специалистов. В этой связи возникает вопрос, все ли есть сегодня в России для широкого развития ядерной энергетики, для достижения объемов, намечаемых многими странами мира?
Представляется, что пока еще не все! Нет достаточной четкости у авторов проекта расширения числа АЭС в России, что видно из плана создания атомных станций до 2020 г. И тем не менее из них не ясно, где намечается строительство станции «Центр» два блока по 1200 МВт или «Кола» четыре блока по 1200 МВт. Вот, например, руководитель отрасли считает, что «до 2030 г.
Россия может претендовать на строительство у себя мощностей до 40 ГВт». В то же время, если строительство будет идти в соответствии с намеченной «дорожной картой», то к 2030 г. Но это, по-видимому, мелочи по сравнению с другими более серьезными недостатками плана. Главное для реализации столь грандиозных планов - необходимое количество квалифицированных строителей и монтажников, притом значительное, а также надежно обеспеченные поставки оборудования.
К сожалению, Минатом России в чрезвычайно сложные девяностые годы не досчитался в своем составе трех главных управлений строителей и монтажников. Ряд предприятий, поставлявших в отрасль механическое оборудование, были переориентированы на иные задачи, другие оказались за рубежом, например на Украине. Поэтому сегодня руководство Росатома вынуждено решать и эти задачи, поскольку без них построить станции будет сложнее и дороже. Уже сейчас отставание с окончанием стройки Ростовской АЭС на полгода из-за задержки изготовления оборудования - первая ласточка возможных трудностей в будущем.
И имеющаяся договоренность с Европой по обеспечению России оборудованием для машинных залов АЭС - тоже вынужденная мера, не характерная для развитых государств мира. Отрицательно сказываются на увеличении общих затрат и такие факты, как отставание наших ядерных энергоблоков по мощности от зарубежных аналогов. И мы верим, что госкорпорация «Росатом» справится с имеющимися сложностями. Названные выше меры, предпринимаемые в целях развития ядерной энергетики в нашей стране, - еще не весь объем необходимых работ.
В России он должен быть комплексным - от добычи урана до захоронения радиоактивных отходов. Сегодня для заключительной стадии ядерной энергетики под Красноярском г. Железногорск срочно строится хранилище для отработанных твэлов. В практике ядерной энергетики всегда было три направления окончания ядерного топливного цикла.
Понятно, что со временем позиции стран претерпевают изменения. Так, в США объем захоронений ОЯТ может стать столь велик, что трудно будет найти новые площадки помимо ныне строящегося хранилища в горах Юкка-Маунтин в штате Невада примерно в 145 км от Лас-Вегаса , поэтому придется принимать решение о переработке ОЯТ и т. Наиболее перспективным направлением является, конечно, полезное использование плутония, а с ним и других накапливающихся трансурановых элементов нептуния, америция, кюрия. Оптимальным в этом направлении является также использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах.
Это позволяет производить в них и сжигание урана-238, и увеличение за этот счет сырья для ядерной энергетики на сотни и тысячи лет. Данное направление, к сожалению, в мире пока осваивается с трудом. Так, в США разработки опытного реактора на быстрых нейтронах были прекращены без каких-либо конкретных планов по строительству более мощных промышленных установок. Но сегодня США пытаются вернуться к развитию этого направления.
Реактор БН-800 проработал год на топливе из отработавшего ядерного топлива
Наша главная цель — обеспечить покупателей современной и надежной продукцией. 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!
Максимальная плотность потока нейтронов 5. Предусматривается, что новая исследовательская ядерная установка будет иметь несколько независимых петель с автономным охлаждением, набор инструментованных ячеек в активной зоне, а также большое количество ячеек для размещения материаловедческих сборок. Технические характеристики МБИРа позволят решать широкий спектр задач, в том числе в области экспериментального обеспечения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию инновационных ядерно-энергетических установок нового поколения.
Реактор позволит осуществлять отработку технологий замыкания топливного цикла и утилизации радиоактивных отходов, проводить комплексные исследования по радиационному материаловедению, включая создание новых конструкционных, топливных и поглощающих материалов, а также осуществлять комплексные экспериментальные работы с использованием нейтронного и других видов реакторных излучений для фундаментальных исследований. Мощность для исследовательского реактора не важна, но она прямо связана с нейтронным потоком, который и является главным инструментом исследований. А поток влияет на сроки набора дозы облучения — возможность провести эксперименты с облучением за три года вместо 10 лет безусловно важна для исследователей, и это и является главным преимуществом высокопоточного реактора, так же, как и возможность проведения экспериментов в более широком диапазоне температур. На основе МБИРа создается самая современная исследовательская площадка не только для России, но фактически для всего мира. Росатом неоднократно заявлял, что открыт для взаимовыгодного сотрудничества в данном проекте со всеми заинтересованными сторонами, поэтому и возникла идея сформировать на базе МБИРа Международный центр исследований. Росатом предложил зарубежным партнерам уникальную возможность — принять участие в создании исследовательской инфраструктуры, которая нацелена на решение актуальных научных задач в обоснование инновационных реакторных концепций и будет отвечать всем передовым требованиям.
Универсальная исследовательская установка с высоким нейтронным потоком не может быть реализована в малом масштабе или на модульной основе, таким образом, высокая стоимость — неизбежный фактор.
Мы придём к тому, что за счёт такой технологии сырьевая база российской атомной энергетики увеличится в 100 раз. Представьте: если раньше говорили, что урана нам хватит на 100 лет, то теперь его хватит на 10 тысяч лет! Или, к примеру, мы сможем количество атомных электростанций увеличить в 100 раз, — объясняет руководитель «Атоминфо-Центра», главный редактор портала Atominfo Александр Уваров. Но на этом специалисты «Росатома» останавливаться не намерены. Корпорация начала сборку нового ректора БРЕСТ — это тоже реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, а значит, с повышенной безопасностью. Разница в том, что реактор типа БН требует отдельного блока по переработке топлива, а БРЕСТ перерабатывает его прямо на станции, а значит, производство электроэнергии становится безопаснее и дешевле.
Конечно, подобный переход не произошёл в одночасье.
Остальное идет в отход, и в итоге образуется плутоний — искусственный топливный элемент, который является делящимся веществом. Раньше его отправляли либо на склад, либо военным, — объясняет технологию глава «Атоминфо-Центра» Александр Уваров.
А сейчас данный плутоний вернули в реактор, впервые выведя его на номинальную мощность. Такой вид ядерного топлива называется МОКС-топливом. Это первый шаг к замыканию топливного цикла.
После того как плутоний отработает, часть его сгорит, отдав энергию, а другая часть будет переработана, и из нее сделают новое топливо, которое вновь загрузят в реактор, уже в третий раз.
В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах
По сути, реактор на быстрых нейтронах превратится в “перпетуум мобиле”. важный этап в развитии технологий реакторов на быстрых нейтронах и замыкания ядерного топливного цикла в России. Эксперт Уваров: Россия сделала новый важный шаг к атомной энергетике будущего. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Интерфакс: Реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 в Томской области может быть введен в 2028-2029 гг., сообщил глава госкорпорации "Росатом" Алексей Лихачев в интервью телеканалу "Россия-24".
Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России
Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов. Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки. Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий. А вот США, Франция и Япония, начав крупномасштабные эксперименты с реакторами на быстрых нейтронах с жидким натрием в то же время и даже раньше, сошли с дистанции, так и не добившись устойчивой работы этих сложных машин.
Сейчас Россия, успешно освоив технологию жидкого натрия в реакторах на быстрых нейтронах, переходит к следующему поколению энергоблоков, использующих гораздо более безопасный и перспективный свинцовый теплоноситель. Это действительно энергетика будущего: пока доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин, но его запасы не бесконечны. Рано или поздно ядерная энергетика столкнется с дефицитом дешевого природного урана-235, и вот тогда реакторы типа БРЕСТ станут единственным выходом из такой сложной ситуации.
Перевод реактора на МОКС-топливо позволит ответить на целый ряд важных вопросов, а также приблизит создание технологической платформы, в основе которой будет замкнутый ядерный топливный цикл. К слову, успех Белоярской АЭС остался незамеченным для широкой публики, хотя это действительно важный шаг к атомной энергетике будущего. В июне 2022 года в него загрузили последнюю порцию, и уже в сентябре реактор был включён в сеть.
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. По сравнению с западноевропейским аналогом уран-плутониевого топлива для легководных реакторов его преимущество в том, что РЕМИКС-топливом можно загрузить активную зону не частично а полностью, а также в возможности многократного рециклирования ОЯТ. Это следующий шаг российской науки в замыкании ядерного топливного цикла, ранее технология МОКС-топлива использовалась только для реактора на быстрых нейтронах БН-800. 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.
Спустя год произошла полная перегрузка реактора МОКС-топливом. Во время планово-предупредительного ремонта на энергоблоке также был осуществлен капитальный ремонт главного циркуляционного насоса, техобслуживание и ремонт насосов теплообменников, парогенераторов и турбогенератора. В ходе ППР специалисты также выполнили эксплуатационный контроль металла и сварных соединений трубопроводов, испытали системы контроля герметичности оболочек с использованием метрологической сборки.
Российские атомщики совершили «Прорыв» за всё человечество
Рассказываем, как устроены реакторы на быстрых нейтронах и почему они могут в корне изменить наше представление об энергетике. Здесь были выдвинуты и реализованы идеи создания реакторов на быстрых нейтронах и реакторов с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую. На Белоярской АЭС после планово-предупредительного ремонта (ППР) включили в сеть энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла. Четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах был впервые полностью переведен на инновационное МОКС-топливо.
В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах
«Россия продолжает шаг за шагом использовать те уникальные преимущества, которые дают нашей отрасли мощные реакторы на быстрых нейтронах. Против продаж реакторов на быстрых нейтронах резко выступает США. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах, работая на МОКС‑топливе, способны нарабатывать плутоний, которого хватит, чтобы обеспечить себя и при необходимости другие реакторы новым топливом.
"Росатом" начнет испытания топлива для "реактора будущего" на Белоярской АЭС в 2023 году
| Быстрое семейство | Несмотря на то, что разработкой реакторов на быстрых нейтронах занимались еще в СССР, для промышленного производства МОКС-топлива пришлось построить отдельный завод. |
| ВЗГЛЯД / Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России :: Общество | 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 «». |
| Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей | С моей точки зрения именно реактор на быстрых нейтронах это самое значимое, что создала Россия после перестройки. |
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
В России учёные-атомщики вывели реактор БН-800 на номинальную мощность с полной загрузкой инновационным, так называемым МОХ-топливом. Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. Энергоблок №4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (800 МВт) включен в энергосистему России и уже поставляет электроэнергию. В Северске началось капитальное строительство линий электропередачи (ЛЭП) для реализации схемы выдачи мощности будущего энергоблока с инновационным реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. разработка, испытание реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов). Раньше в российские реакторы на быстрых нейтронах загружали обычное урановое топливо, так как на них отрабатывали натриевые технологии.