Если один энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 способен нарушить мировой баланс по этому изотопу, то что будет, когда подобных реакторов станет много, а мощность каждого из них возрастет в 3—5 раз. 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. Согласно планам реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году.
Строительство реактора “БРЕСТ-ОД-300” вышло на “нулевую” отметку
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. При этом верхняя граница диапазона реализованных нагрузок на СНУП-топливо гарантировано перекрывала область безопасных значений энтальпии топлива, внутри которой повреждение твэлов отсутствует. В этой связи обе исследовательские группы единодушны во мнении, что эксперименты на реакторе ИГР необходимо продолжить, расширив их объем и сосредоточив внимание на глубоком изучении основных факторов, которые могут влиять на теплотехническую надежность СНУП-топлива.
Но уже сейчас результаты работ по «Прорыву» позволяют перейти к разработке промышленных энергокомплексов с реакторами на быстрых нейтронах — ПЭК. Наталья Ильина Директор по управлению научно-техническими программами и проектами — директор департамента научно-технических программ и проектов госкорпорации «Росатом»: — Проектное направление «Прорыв» — одно из ключевых в федеральном проекте «Новая атомная энергетика» в составе комплексной программы РТТН.
Государственное финансирование осуществляется из средств федерального бюджета. Оно в основном используется для реализации проектов с длительными сроками окупаемости. В настоящее время завершаются НИОКР, связанные со стендовым экспериментальным подтверждением заявленных в проекте характеристик, обоснований безопасности, верификации и валидации кодов, а также обоснования работоспособности и ресурса оборудования. В частности, можно отметить предстоящее полномасштабное моделирование активной зоны реакторной установки РУ БРЕСТ-ОД-300 на комплексе быстрых физических стендов в Обнинске, завершение НИОКР по технологии свинцового теплоносителя, в том числе по датчикам контроля кислорода в свинце. Среди них подготовка программ исследований на стадиях физического и энергетического пуска реактора БРЕСТ-ОД-300, получение основных характеристик реактора на мощности, которые невозможно получить на стендах, демонстрация замыкания ядерного топливного цикла с рециклом топлива и затем с трансмутацией минорных актинидов, с выходом в равновесный режим с малым запасом реактивности. Особое внимание, конечно, будет уделено и экспериментальной отработке технологии свинцового теплоносителя.
Идет разработка коммерческого свинцового реактора БР-1200. Для дальнейшего совершенствования быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем по основным показателям, характеризующим безопасность и экономическую эффективность, проводятся дополнительные НИОКР. Надо добиться увеличения срока эксплуатации основного оборудования с 30 до 60 лет , провести масштабирование части основного оборудования из-за увеличения мощности установки, обосновать конструкционные материалы и изделия активной зоны для условий повышенного уровня выгорания топлива. Однако, как показало рассмотрение на НТС, существует дополнительный потенциал улучшения экономики, с одной стороны, а также необходимость доказательства конкурентоспособности в «железе», с другой. НИОКР в направлении дальнейшего улучшения технико-экономических характеристик блока с РУ БН-1200М не прекращаются и должны получить дальнейшее развитие при доработке проекта указанного энергоблока. Перед реакторами на быстрых нейтронах ставится также задача обеспечения конкурентоспособности не только в рамках ядерной отрасли, но и с другими источниками энергии.
Работы в этом направлении также не прекращаются как применительно к БН-1200М, так и к новому проекту коммерческого энергоблока со свинцовым реактором БР-1200 в рамках разработки промышленного энергокомплекса ПЭК. Топливо: от разработки до переработки Юрий Мочалов: В мире сейчас отсутствует промышленное производство смешанного нитридного уран-плутониевого СНУП топлива и не осуществляется эксплуатация таких твэлов. Основной акцент в этих исследованиях сделан на лабораторных методах получения требуемых показателей чистоты нитрида по кислороду и углероду, исследованиях дореакторных характеристик и получении данных по реакторному поведению топлива, необходимых для расчетного обоснования работоспособности твэлов в условиях работы реакторов на быстрых нейтронах.
Благодаря взаимодействию с быстрыми нейтронами кюрий, нептуний и америций будут превращаться в другие, менее опасные химические элементы. Первый — БН-800, в котором также используются обедненный уран и плутоний из облученного топлива. Но топливо для БН-800 производится на Горно-химическом комбинате, а в Северске оно будет изготавливаться и эксплуатироваться на одной площадке. Это важная особенность концепции проекта «Прорыв»: он нацелен на создание ядерно-энергетических комплексов, состоящих из АЭС и заводов по регенерации и рефабрикации ядерного топлива. Эти комплексы, по замыслу авторов проекта, должны быть, во-первых, безопасны настолько, чтобы исключить любые аварии, требующие эвакуации или отселения местных жителей. Во-вторых, они должны выдерживать конкуренцию с другими видами генерации при сопоставлении их LCOE — средней расчетной себестоимости производства энергии в течение всего жизненного цикла электростанции. Благодаря созданию ядерно-энергетических комплексов, подобных ОДЭК, планируется решить три важные задачи атомной промышленности.
Первая — полное использование энергетического потенциала уранового сырья. Иными словами, есть возможность увеличить топливную базу атомной промышленности в сотню раз. Эта проблема должна решаться многократной переработкой одного и того же объема материалов, полученных из природного урана, с максимально возможным выделением из него полезных компонентов. Третья задача — снижение радиоактивности отходов с помощью переработки минорных актинидов. Все это в комплексе позволит повысить экологическую безопасность, экономичность и социальную приемлемость атомной энергетики.
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 связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем [11] , что является одной из причин осуществления проекта БРЕСТ. Кроме него, в программе участвуют и другие инновационные проекты: серия реакторов с натриевым теплоносителем типа БН-800 и проект реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР. Орловым и Е.
Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС [1] [13] [14]. Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость» [15]. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов. Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей. Особенности конструкции[ править править код ] Реактор является установкой бассейнового типа, в шахту из теплоизоляционного бетона изнутри покрытого металлическим лайнером залит свинец теплоноситель , в который опущены активная зона , парогенератор , насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счёт создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней. К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счёт изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра 9,1 мм , 9,6 мм, 10,4мм.
В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов.
Началось строительство опытного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ
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. 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. Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы. На площадке «Сибирского химического комбината» (к), принадлежащего госкорпорации «Росатом», стартовало строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300. По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году.
Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023)
Цикл замыкается. Экологическая безопасность достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации отработавшего горючего реактора, заключающихся в его очистке от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемые минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание". Оставшиеся выделенные продукты деления собственно радиоактивные отходы направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли. Укрепление режима нераспространения в рамках концепции реактора достигается тем, что в нем не образуется "лишнего" плутония, годного для военных целей. В БРЕСТе нет и так называемого уранового бланкета — зоны, в которой под действием нейтронов уран превращался бы в высококачественный оружейный плутоний.
Кроме того, технологии переработки топлива без выделения этого радиоактивного металла делают конечный продукт просто непригодным в качестве начинки для ядерных зарядов. Вдобавок при изготовлении топлива не требуется обогащать уран, что также снимает многие риски с точки зрения нераспространения.
Модуль переработки Предназначен для переработки отработавшего ядерного топлива, извлечения полезных ядерных компонентов, которые будут использованы при изготовлении рефабрикации СНУП-топлива. Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела. Учебно-тренировочный инженерный центр.
Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию повторное изготовление свежего топлива — таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. При этом для будущих поколений снимается проблема накопления отработавшего ядерного топлива. Успешная реализация этого проекта позволит нашей стране стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития — в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов.
Что касается решения сырьевых задач атомной энергетики, то здесь не используется уран-235, которого в природном менее одного процента. Цикл замыкается. Экологическая безопасность достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации отработавшего горючего реактора, заключающихся в его очистке от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемые минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание". Оставшиеся выделенные продукты деления собственно радиоактивные отходы направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли. Укрепление режима нераспространения в рамках концепции реактора достигается тем, что в нем не образуется "лишнего" плутония, годного для военных целей. В БРЕСТе нет и так называемого уранового бланкета — зоны, в которой под действием нейтронов уран превращался бы в высококачественный оружейный плутоний. Кроме того, технологии переработки топлива без выделения этого радиоактивного металла делают конечный продукт просто непригодным в качестве начинки для ядерных зарядов.
«Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300». 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. Инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300 на быстрых нейтронах обладает мощностью 300 МВт.
Уникальный реактор БРЕСТ-300 начали строить в Томской области
Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец. нераспространение ядерных материалов, поскольку в нем не накапливается отдельно плутоний; равновесность захоронения отходов, безопасность проекта, т.е. Специалисты Белоярской АЭС в Свердловской области, которые проводят испытания для реактора БРЕСТ-300 в Северске Томской области, протестировали более 20 вариантов конструкций для загрузки топлива. 10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300».
Росатом начал строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора на быстрых нейтронах с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. Энергоблок мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК). Реактор Брест, также известный как проект Прорыв, решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира. Росатом приступил к тестированию первого объекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв").
Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом
Одно из основных направлений работы СХК — обеспечение потребностей атомных электростанций в уране для ядерного топлива. В этом году компания отмечает свой юбилей — 25 лет. Созданная в 1996 году, сегодня компания является одним из крупнейших поставщиков топлива для мировой атомной энергетики, продолжает укреплять позиции, воплощая новые производственные проекты. За всю историю ТВЭЛ со стороны заказчиков не было ни одной рекламации на качество продукции. Являясь единственным поставщиком ядерного топлива для российских АЭС, ТВЭЛ обеспечивает топливом в общей сложности 75 энергетических реакторов в 15 государствах, исследовательские реакторы в девяти странах мира, а также транспортные реакторы российского атомного флота. Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе ТВЭЛ.
Согласно классификации Международного агентства по атомной энергии, четвертое поколение ядерных реакторов Generation IV предполагает применение различных технологий, объединенных общим результатом: повышенной топливной эффективностью, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью и сокращением количества отработавшего ядерного топлива.
На большинстве атомных энергетических станций во всем мире, в том числе и в России, используются реакторы на так называемых «медленных» нейтронах. В этих реакторах энергия вырабатывается благодаря делению в ядерном топливе изотопа урана-235. Из-за ядерной реакции находящаяся в реакторе вода нагревается она выступает теплоносителем , она же и замедляет ядерную реакцию поэтому ее называют замедлителем. Разогретая вода нагревает воду в другом контуре, та, в свою очередь, превращается в парогенераторе в пар, который крутит турбину, вырабатывающую электроэнергию.
Торжественное мероприятие по заливке первого бетона в фундаментную плиту уникального реактора состоялось 8 июня. Новый реактор со свинцовым теплоносителем и новым смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, оптимальным для реакторов на быстрых нейтронах, будет иметь установленную мощность 300 МВт. 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. При этом для будущих поколений снимается проблема накопления отработавшего ядерного топлива. Успешная реализация этого проекта позволит нашей стране стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития — в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов.
На большинстве атомных энергетических станций во всем мире, в том числе и в России, используются реакторы на так называемых «медленных» нейтронах. В этих реакторах энергия вырабатывается благодаря делению в ядерном топливе изотопа урана-235. Из-за ядерной реакции находящаяся в реакторе вода нагревается она выступает теплоносителем , она же и замедляет ядерную реакцию поэтому ее называют замедлителем. Разогретая вода нагревает воду в другом контуре, та, в свою очередь, превращается в парогенераторе в пар, который крутит турбину, вырабатывающую электроэнергию. Отец отечественной атомной энергетики академик Игорь Курчатов однажды сравнил ядерный реактор с кастрюлей с кипящей водой.
Российское предприятие поставило основные элементы градирни для «реактора будущего» БРЕСТ-ОД-300
Подрядчик выполнит работы по строительству здания реакторной установки, машинного зала и инфраструктурных объектов. Завершить работы планируется до конца 2026 года. Энергоблок мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационный энергетического комплекса ОДЭК , строящегося на площадке Сибирского химического комбината в г. 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.
В Сибири начинают строить первый в истории человечества комплекс с замкнутым ядерным топливным циклом. Российские ученые нашли способ получения бесконечной энергии. 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. БРЕСТ — это опытный образец.
Его примерная стоимость — 100 миллиардов рублей, но затраты на производство энергии будут значительно ниже, чем на обычных АЭС.
Но дело не только в цифровом обозначении — с четвертым поколением ядерных энерготехнологий термин "реактор" заменяется более корректным словом "система", что включает в себя как непосредственно сам реактор, так и переработку рециклирование его ядерного топлива. Согласно новым требованиям мирового атомного сообщества такие системы должны обладать более высокими эксплуатационными показателями, чем предыдущие поколения, в области обеспечения устойчивого развития, конкурентоспособности с другими видами генерации, безопасности и надежности, а также защиты от распространения, оправдывая использование в их отношении выражения "технологический прорыв". Сейчас развитие атомной энергетики в мире во многом еще сдерживается боязнью аварий, связанных с выбросами радиоактивных веществ.
А различные комплексы безопасности, которыми оснащены современные энергоблоки, значительно повышают стоимость АЭС. Российским специалистам удалось показать, что можно так спроектировать ядерные реакторы на быстрых нейтронах, что их безопасность будет основываться на законах природы, а не на создании дополнительных инженерных барьеров и увеличении персонала. Его конструкция исключает так называемый разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной аварии в Чернобыле. Что касается решения сырьевых задач атомной энергетики, то здесь не используется уран-235, которого в природном менее одного процента.
Цикл замыкается.
Облученное топливо после переработки сразу направят на повторное изготовление свежего уран-плутониевого «горючего», в результате система через некоторое время станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. Сама установка фактически представляет собой огромный бассейн — в шахту из теплоизоляционного бетона будет залит металл, в него опустят активную зону, насосы и парогенератор. Циркуляция свинца в контуре происходит за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней. 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.