Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл, поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. Фактически реактор на быстрых нейтронах превратится в «перпетуум мобиле». Многоцелевой быстрый реактор будущего В России в рамках комплексной программы развития атомной науки, техники и технологий активно строят МБИР — Многоцелевой научно-исследовательский реактор четвертого поколения на быстрых нейтронах. Россия продолжила работу с реакторами на быстрых нейтронах единственная в мире.
Быстрые нейтроны на земле, под водой и в реакторах Поднебесной: кто этому прокладывал дорогу?
| Бесконечная энергия: в России придумали способ сделать атомные электростанции «вечными» | В принципе, реактор на быстрых нейтронах способен работать без дозаправки десятилетиями. |
| Быстрое семейство | Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец. |
| Уральскую АЭС переводят на отработавшее топливо. Физик-ядерщик объяснил минусы такого подхода | важный этап в развитии технологий реакторов на быстрых нейтронах и замыкания ядерного топливного цикла в России. |
| журнал стратегия | 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". |
журнал стратегия
«Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. не нужно будет хранить ядерные отходы и «урановые хвосты». Заметим, что и быстрые нейтроны появились в Поднебесной не без участия России. Эксперт Уваров: Россия сделала новый важный шаг к атомной энергетике будущего. В нем реакторы на быстрых и на тепловых нейтронах будут работать совместно, обмениваясь топливом.
Быстрое семейство
- Первыми довели до ума
- Ядерный спор: Ученый и "Росатом" разошлись в вопросе о развитии отрасли
- Энергоблок № 4 Белоярской АЭС полностью перешел на уран-плутониевое МОКС-топливо | Пикабу
- Подарок будущим поколениям
- Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей
- "Росатом" надеется ввести реактор "БРЕСТ" в 2028-2029 гг
"Росатом" надеется ввести реактор "БРЕСТ" в 2028-2029 гг
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. Это именно та веха, ради которой изначально проектировался БН-800, строился уникальный атомной энергоблок и автоматизированное производство топлива на ГХК», — сказал он.
Простая в обращении и доступная вода не подойдет: она замедлит нейтроны, и тяжелый изотоп урана откажется вступать в реакцию деления. Атомщики нашли решение — жидкие металлы: они не влияют на скорость нейтронов, зато прекрасно проводят тепло. Белоярская АЭС. Фото с сайта wikipedia. Пока во всех действующих установках используется расплавленный натрий, который активно взаимодействует с водой.
Металл всплывает на ее поверхности и плавится, попутно выделяется водород, который может воспламениться. Полностью от воды в реакторе не избавиться: пар нужен, чтобы крутить турбину. Поэтому сейчас в России проектируют и строят реакторы со свинцовым теплоносителем — они менее активно взаимодействуют с водой. В мире есть только два энергетических реактора на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800. Они находятся в России на территории Белоярской атомной электростанции. Еще два отечественных реактора научно-исследовательские. Также есть по одному исследовательскому реактору в Индии и Китае.
Замкнутый ядерно-топливный цикл Главный плюс реактора на быстрых нейтронах — возможность организовать замкнутый цикл использования ядерного топлива: из отработанного топлива можно достать «недогоревшие» атомы, сделать из них новую порцию топлива и снова дать ему поработать в реакторе — и так несколько раз. По мнению ученых, это повысит эффективность использования природных запасов урана и уменьшает количество отходов. Дмитрий Рудик ведущий инженер научного исследовательского ядерного университета МИФИ На специальных радиохимических заводах из отработанного ядерного топлива выделяют уран 238U, которого очень много после «работы» в «медленном» реакторе, а также остатки 235U и плутония.
Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, заявили в Росатоме. Росатом начал тестовые испытания оборудования по производству инновационного ядерного топлива 25 марта 2024 года.
В ходе этой операции окончательно проверяется достижение проектных геометрических параметров всех элементов и подтверждается работоспособность реактора», — цитирует Никипелова РИА «Новости». По словам Никипелова, такие реакторы строятся раз в 50 лет и это «действительно штучный продукт». На базе МБИР планируют создать международный центр исследований, в рамках которого зарубежные участники смогут выполнять эксперименты.
Строительство МБИР началось в 2015 году. По своей функциональности он полностью покрывает возможности реактора БОР-60.
Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США
Облученное топливо после переработки будет использовано повторно для изготовления свежего продукта. Таким образом, получается безотходное производство. Во-вторых, начинаем более активно использовать природный уран. Фактически сводим к нулю радиоактивные отходы и добиваемся эквивалентного обмена с природой, возвращая ей ровно столько радиоактивности, сколько изъяли из нее при добыче урана. Ну, и конечно, уровень безопасности быстрых реакторов фактически исключает возможность аварии», — добавляет Алексей Евгеньевич. Новое топливо В рамках проекта Топливная компания разработала принципиально новый вид ядерного топлива — смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, которое носит название «СНУП».
Параллельно продолжается работа по созданию второго поколения твэлов с более высоким уровнем выгорания, которые должны использоваться, когда производство СНУП-топлива перейдет на этап рефабрикации. Технологии переработки облученного топлива так же важны для атомной энергетики будущего, как и новые реакторы и ранее не существовавшие виды топлива. Именно они помогут сделать атомную энергетику не только экономически доступной и безопасной, но и практически безотходной в своей производственной цепочке и жизненном цикле. И, таким образом, эта замкнутая система станет практически независимой от внешних поставок сырья». Идеи о замыкании ядерного топливного цикла были высказаны советским физиком Александром Лейпунским еще на заре атомной промышленности.
А теперь наша страна открывает всему миру новую эру в использовании атомной энергии: экономически эффективной, абсолютно безопасной и экологически чистой.
Пущенная в 2010 году эта установка стала для Китая своего рода полигоном, где нарабатывается понимание, каким образом строить и эксплуатировать быстрые натриевые реакторы. Однако с 2011 года и по сей день CEFR находится в полурабочем состоянии.
Не выполнена и задача перевода реактора на собственное МОКС-топливо. 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.
Выделение отдельных радиоактивных элементов из общего «компота» — одна из задач озерского ПО «Маяк». Но процесс этот отнюдь не дешевый и сопряжен с рисками Источник: Артем Краснов Вообще среди адского коктейля под названием отработавшее ядерное топливо, среди 198 радиоактивных элементов, есть несколько под названием минорные актиноиды. Они в основном долгоживущие и в таблице Менделеева расположены рядом с ураном. И была древняя мечта атомщиков каким-то образом от них избавиться, уменьшить их срок жизни, чтобы строить хранилища РАО не более чем на 300 лет. Цезий-стронций за это время распадется, и всё, проблема вроде как решена.
Идея называется словом трансмутация, и всё это очень красиво на бумаге, но есть вещи, о которых принято умалчивать. Сейчас речь идет только об эксперименте с работой реактора на топливе с примесью минорных актиноидов, а суть любого эксперимента в том, что ты не знаешь ответа — получится или нет. Результат может быть положительный или отрицательный, то есть пока Росатом выдает желаемое за действительное. Они говорят: мы сжигаем радиоактивные отходы. Нет, на самом деле они готовятся проводить эксперимент на работающем промышленном реакторе, хотя такие исследования нужно проводить на экспериментальных реакторах. Но даже если эксперимент получится, речь идет об одном малом компоненте радиоактивных отходов, которые производит атомная энергетика. И это самое важное.
Да, они планируют снизить опасность одних элементов, но они не уничтожат их, не превратят в абсолютно нерадиоактивную вещь, просто переведут в другое состояние. Трансмутация — это тупиковый путь. Ведь менее опасным является их нахождение в составе ОЯТ, где основной радиационный фон создается гамма-активными продуктами деления, и они сильно разбавлены в большой массе менее радиоактивного материала. Кроме минорных актиноидов в РАО и ОЯТ содержатся сотни других изотопов, а такие долгоживущие радионуклиды, как технеций-99 и йод-129 с периодом полураспада 211 тыс. Руины непостроенной Южно-Уральской АЭС: здесь также планировали использовать реакторы типа БН Источник: Артем Краснов Таким образом, технология «выжигания» в реакторах или «трансмутации», если она будет разработана, даже в теории не сможет перевести все радиоактивные отходы в менее опасные формы. Конечно, научные исследования в этой области могут быть продолжены. Но следует понимать, что эксперименты на «быстрых» реакторах сами по себе увеличивают их опасность и приводят к наработке, например, нептуния-237, который, по идее, должен был «выжигаться».
Возможно для трансмутации придётся строить совершенно новые ядерные реакторы или существенно модернизировать действующие БН. Например, один из проектов предполагает прокладку через активную зону реактора трубы, по которой могли бы прокачиваться подлежащие трансмутации радионуклиды. Это может привести к изменению — не в лучшую сторону — и ядерно-физических, и тепломеханических характеристик реактора.
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. Его мощность составляет 600 Мегаватт, для сравнения, у экспериментального китайского CEFR China Experimental Fast Reactor , запущенного в 2010 году, этот показатель составляет 45 Мегаватт. Самый свежий уже российский реактор на быстрых нейтронах БН-800 был запущен в строй в 2015 году на все той же Белоярской АЭС. Помимо промышленного назначения, ядерная установка, использующая натриевый теплоноситель, послужила платформой для обкатки передовых технологий.
Помимо самого реактора, в рамках одного комплекса будут построены завод по сборке топливных элементов, а также завод по переработке отработанного топлива. В перспективе получается практически замкнутый ядерный топливный цикл. Неплохо для «страны-бензоколонки».
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
| «Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор | Аргументы и Факты | «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. |
| Росатом получил лицензию на производство ядерного топлива для «реактора будущего» | Реакторы на быстрых нейтронах способны нарабатывать плутоний, которого хватит, чтобы обеспечить собственную работу и при необходимости другие реакторы новым топливом. |
| Россия создала нейтронный «Прорыв» | 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. |
| журнал стратегия | Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла. |
| ВЗГЛЯД / Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России :: Общество | К тому же реакторы на быстрых нейтронах могут вовлекать в реакцию природный уран-238, что увеличивает общую долю топлива, которую можно «выжечь» в реакторе. |
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
Заметим, что и быстрые нейтроны появились в Поднебесной не без участия России. Сегодня в России успешно работает исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР 60, однако его возраст уже перевалил за 45 лет. Начался монтаж первой в мире реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем — реактора четвёртого поколения БРЕСТ-ОД-300. Элементы многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) отправлены из Волгодонска в Димитроград на место постоянной сборки. Выполнены запланированные исследования в обоснование безопасности многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР и продления сроков эксплуатации БОР-60. «Прорыв» относится к поколению так называемых реакторов на быстрых нейтронах, работающих по принципу замкнутого цикла, то есть без отходов.
АО "ТВЭЛ" представило инновационные решения для замыкания ядерного топливного цикла
А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. 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. 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. Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива. «Росатом» начал возводить в Томской области уникальный реактор на быстрых нейтронах. Несмотря на это, сегодня 10 реакторов типа РБМК-1000 все еще работают в России.
Атомный феникс для вечного двигателя
Там стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения с совершенно новой реакторной установкой под символичным названием БРЕСТ. 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.
Первый энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 проработал более четверти века. Опыт его эксплуатации стал подтверждением научных и технических идей, которые были в него заложены. В процессе эксплуатации реактора БН-350 были выполнены многочисленные материаловедческие исследования, изготовлена партия экспериментальных ТВС со смешанным оксидным топливом, которые позволили провести измерения коэффициента воспроизводства и сравнить его с расчётным значением. Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении.
Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок. С пуском БН-350 программа создания быстрых реакторов вышла на новый этап, о котором мечтал А. Лейпунский — создание энергетических быстрых реакторов. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки.
Отсюда и название этого типа реакторов, которые позволяют превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый ядерно-топливный цикл. Реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя не воду, а легкоплавкие металлы.
MOX Mixed-Oxide fuel — ядерное топливо, которое содержит несколько видов оксидов плутония и урана. В январе 2021 года после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети. В январе текущего года — до двух третей. В конце сентября блок был полностью загружен МОКС-топливом, изготовленным на Горно-химическом комбинате в городе Железногорске Красноярского края. 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».
Так что вопрос о том, как жить дальше, с каждым годом становится все острее, а работы по поиску энергетической альтернативы — все масштабней.
Если не считать возможности использования энергии ветра и Солнца, до последнего времени науке было известно всего две такие возможности: извлечение энергии за счет деления ядер тяжелых элементов, или при слиянии ядер самых легкого — водорода — с образованием ядра атома гелия. К сожалению, обе эти возможности весьма опасны — ведь в первой, по существу, приходится приручать атомный взрыв, во второй — термоядерную реакцию, которая питает звезды и пугает нас водородной бомбой. 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.
В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах
Энергетика является основой поступательного социально-экономического развития страны, снабжения промышленности и граждан. Отечественный топливно-энергетический комплекс работает на повышение конкурентоспособности национальной экономики, способствует развитию и благоустройству регионов страны, городов, посёлков, на улучшение качества жизни граждан.
В его основе два ключевых компонента — обеднённый уран и плутоний, извлекаемый из облучённого ядерного топлива.
Производство и внедрение такого топлива позволит увеличить ресурс атомных электростанций, утилизировать накопленные запасы обеднённого урана, перерабатывать облучённые элементы для производства свежего топлива вместо их хранения, а также радикально сократить образование ядерных отходов и их активность.
Раньше подобный плутоний относили к отходам, теперь он пойдет в дело. Если эксперимент пройдет удачно и станет новой промышленной технологией, можно будет рассчитывать, что сотни тысяч тонн имеющихся ядерных отходов пойдут в дело и в перспективе будут отработаны полностью — у нас вообще не останется радиоактивных отходов. Безумное подземное хранилище отработавшего ядерного топлива Онкало , вырубаемое финнами в гранитном массиве, станет совершенно ненужным и даже вредным. Этот проект настолько амбициозен, что включает в себя — на всякий случай — даже бюджет на внедрение в массовое сознание местного населения жутких легенд о «гиблом месте» после окончательного запечатывания могильника и его рекультивации лет сто спустя.
Этот вздор преподносится как защитное гуманитарное мероприятие, дабы невежественные потомки не пытались раскопать могильник после гибели технической цивилизации. Финны хотят заработать на ядерном кладбище, утилизируя чужие отходы за немалые деньги. Россия последние десятилетия принимала неугодное на «позеленевшем» Западе отработавшее ядерное топливо. Но таким образом мы накопили значительное количество потенциальной атомной энергии, которую сможем извлечь в реакторах нового поколения. Нам еще за это и заплатили.
Однако вторичное использование отработавшего ядерного топлива — далеко не самое замечательное свойство реактора БН-800 и его младшего собрата БН-600. Да и астероидную опасность никто не отменял — нельзя исключать, что нам могут понадобиться гигатонны взрывной мощности в тротиловом эквиваленте. Это единственные в своем роде промышленные реакторы, которые относятся к классу «размножителей».
Фото из открытых источников При всем уважении к модной нынче «зеленой» энергетике, полностью заменить собой традиционную она не в состоянии. Последняя тоже не является панацеей, поскольку запасы ископаемого топлива для нее угля, газа, нефти являются исчерпаемыми. Хорошие перспективы имеются у ядерной энергетики с привычными реакторами на тепловых нейтронах, но для их работы также требуется редкий и дорогой уран U-235. Однако есть вариант с так называемым «замкнутым топливным циклом», где ставка делается на реакторы на быстрых нейтронах, которые могут перерабатывать природный U-238 и торий. Что же это за технология такая, и почему будущее именно за ней? Во время работы обычного ядерного реактора тяжелое ядро урана, плутония или тория при делении выпускает несколько «лишних» нейтронов, что приводит к эффекту наведенной радиоактивности. В российских ВВЭР это ведет к накоплению в водяном носителе трития, тяжелого изотопа водорода. После этого его приходится выделять путем сложных и дорогостоящих манипуляций. Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. Большим преимуществом расплавленного металла является то, что он практически не поглощает нейтроны и не набирает наведенную радиоактивность.
Росатом делает значительный шаг вперед в трансмутации отходов уранового топлива
| Бесконечная энергия: в России придумали способ сделать атомные электростанции «вечными» | Раньше в российские реакторы на быстрых нейтронах загружали обычное урановое топливо, так как на них отрабатывали натриевые технологии. |
| Ядерный спор: Ученый и "Росатом" разошлись в вопросе о развитии отрасли | Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом. |
Search form
- Россия создала нейтронный «Прорыв»
- Что еще почитать
- Российские атомщики совершили «Прорыв» за всё человечество
- В России завершается сборка мощнейшего «суперреактора» на быстрых нейтронах
Быстрые нейтроны на земле, под водой и в реакторах Поднебесной: кто этому прокладывал дорогу?
Она появилась в 2021 году как часть продуктового направления «Сбалансированный ядерный топливный цикл» и рассчитана до 2035 года. Программа включает задачи по выделению минорных актинидов в отдельные фракции, их промежуточное хранение, вовлечение в топливо быстрых реакторов, эксплуатацию такого топлива, послереакторные исследования и др. Еще один важный аспект — оптимизация реакторных установок для выжигания максимального количества минорных актинидов. Сбалансированный ядерный топливный цикл ЯТЦ — это продукт Госкорпорации «Росатом», основанный на инновационных практических решениях в области замыкания ядерного топливного цикла, позволяющих эффективно переработать облученное ядерное топливо и обеспечить рациональное обращение с продуктами переработки, как полезными уран, плутоний , так и направляемыми на захоронение продукты деления. Сбалансированный ЯТЦ ставит своей основной задачей принципиальное снижение объема и активности радиоактивных отходов, направляемых на захоронение. Сбалансированный ЯТЦ позволяет: повысить безопасность обращения с отходами ядерной энергетики и снизить экологические риски; решить проблему будущих поколений и обеспечить устойчивую модель потребления и производства; минимизировать объемы и степени опасности подлежащих захоронению отходов; повторно вовлечь ценное сырье в ЯТЦ — рециклировать ядерные материалы. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке.
Главная проблема в том, что вы не можете взять ОЯТ из одного реактора и загрузить в другой так, чтобы это было безопасно. Грубо скажу: нельзя дерьмом одного человека накормить другого. То есть можно, если сделать сначала компост, а потом вырастить на нём кабачки. И вот об этой стадии компоста атомщики умалчивают: плутоний и минорные актиноиды нужно сначала выделить из ОЯТ на очень сложном радиохимическом производстве. А где у нас такое делают? Например, на ПО «Маяк», то есть нужно или новое предприятие такого типа, или новый завод на самом «Маяке», что и опасно, и недешево. Если говорить про использование в реакторе БН-800 оксидного уран-плутониевого топлива МОКС, от английского mixed oxides , то основная проблема — в его дороговизне и экологической опасности. Но на практике это не так: при выделения из отработавшего ядерного топлива плутония, который должен пойти на производство МОКС-топлива, на комбинате «Маяк» образуются огромные объемы вторичных радиоактивных отходов. По некоторым данным, при «переработке» из тонны ОЯТ образуется 4,5 тонны высокоактивных отходов, 150 тонн жидких среднеактивных отходов и более 1000 тонн жидких низкоактивных отходов. Мы помним, что радиационная катастрофа в 1957 году произошла именно на хранилище этих опасных отходов, а жидкие радиоактивные отходы комбинат выливал в речку Теча и различные озёра в конце 40-х и начале 50-х годов. Выделение отдельных радиоактивных элементов из общего «компота» — одна из задач озерского ПО «Маяк». Но процесс этот отнюдь не дешевый и сопряжен с рисками Источник: Артем Краснов Вообще среди адского коктейля под названием отработавшее ядерное топливо, среди 198 радиоактивных элементов, есть несколько под названием минорные актиноиды. Они в основном долгоживущие и в таблице Менделеева расположены рядом с ураном. И была древняя мечта атомщиков каким-то образом от них избавиться, уменьшить их срок жизни, чтобы строить хранилища РАО не более чем на 300 лет. Цезий-стронций за это время распадется, и всё, проблема вроде как решена. Идея называется словом трансмутация, и всё это очень красиво на бумаге, но есть вещи, о которых принято умалчивать. Сейчас речь идет только об эксперименте с работой реактора на топливе с примесью минорных актиноидов, а суть любого эксперимента в том, что ты не знаешь ответа — получится или нет. Результат может быть положительный или отрицательный, то есть пока Росатом выдает желаемое за действительное. Они говорят: мы сжигаем радиоактивные отходы. Нет, на самом деле они готовятся проводить эксперимент на работающем промышленном реакторе, хотя такие исследования нужно проводить на экспериментальных реакторах. Но даже если эксперимент получится, речь идет об одном малом компоненте радиоактивных отходов, которые производит атомная энергетика. И это самое важное.
Лейпунского, который выполняет функции научного руководителя всех проектов российских натриевых реакторов. Такие эксперименты обеспечивают технологическое лидерство России в мире и создают задел на создание новых реакторов и атомных электростанций, обеспеченных современными технологиями и высококвалифицированным персоналом. 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.
Как известно, свинец — это очень радиационно стойкий элемент. При этом он химически пассивен при контакте с воздухом или водой, поэтому исключены возможные взрывы при нештатной разгерметизации контура реактора. Это чрезвычайно важно для безопасности современной ядерной энергетики. Даже если реактор будет поврежден и рабочий носитель выйдет наружу, он просто медленно вытечет, охладится и застынет, сам собой закупорив повреждение во внешнем контуре. Никаких радиационных ужасов, вроде катастрофы на Чернобыльской АЭС, уже не будет. 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.