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.
Новейший энергоблок БРЕСТ: мир замер в восхищении от проекта "Росатома"
| В "Росатоме" создали опытный образец важного элемента "реактора будущего" БРЕСТ | 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. |
| Выдана лицензия на создание реактора БРЕСТ-ОД-300. Что это значит | Росатом приступил к тестированию первого объекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв"). |
| Инфосайт АО "НИКИЭТ" | 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. |
Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США
Объект воплотит в себе безопасность, экологичность, ресурсосбережение и конкурентоспособность. В отличие от атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором, где перегрузку производят на «расхоложенной» реакторной установке, на БРЕСТ-ОД-300 те же операции будут проходить при температуре более 400 градусов по Цельсию. Перед загрузкой в активную зону тепловыделяющие сборки будут разогревать в специальной камере и помещать в активную зону, заполненную расплавом свинцового теплоносителя, в разогретом состоянии. Известно, что комплекс создают в рамках отраслевого проекта «Прорыв».
Туда относятся модуль по производству уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с инновационным «быстрым» реактором IV поколения БРЕСТ-ОД-300 и модуль по переработке облученного топлива. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию с многократным рециклом делящихся материалов. То есть, система со временем станет автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.
Северск, Томская обл. Одно из основных направлений работы СХК — обеспечение потребностей атомных электростанций в уране для ядерного топлива. 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.
В его основе два ключевых компонента — обедненный уран, который является побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, а также плутоний, извлекаемый из облученного ядерного топлива. Справка Производство и внедрение СНУП-топлива позволит многократно расширить ресурсную базу атомной энергетики, утилизировать накопленные запасы обедненного урана, перерабатывать облученные ТВС для производства свежего топлива вместо хранения, а также радикально сократить образование ядерных отходов и их активность. В отличие от классического ядерного топлива на базе обогащенного диоксида урана, СНУП-топливо нельзя производить с помощью стандартной технологии и оборудования. Помимо нестандартных материалов топливной композиции ключевым фактором также является использование радиоактивного плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива. Чтобы не допустить высокой дозовой нагрузки на персонал, производство уран-плутониевого топлива должно быть максимально автоматизированным, фактически безлюдным.
Изобилие терминологии скрывает физический смысл
- На СХК завершен монтаж оборудования по изготовлению таблеток СНУП-топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300
- Атомные реакторы нового поколения
- «Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
- Росатом начал монтаж первого в мире быстрого реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 в Северске
- Атомные реакторы нового поколения
- Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300
По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. Ожидается, что реактор БРЕСТ-ОД-300, который начали строить в 2021 году, заработает во второй половине 2020-х. 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 продолжает строительство энергоблока для уникального реактора БРЕСТ-ОД-300
| Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300 | В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции. |
| На чем стоит реактор проекта «Прорыв»? | 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. |
| Росатом изготовит уникальное оборудование для энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 | В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 — нижний ярус ограждающей конструкции. |
| Ядерный реактор будущего — все самое интересное на ПостНауке | Добавляется, что большинство проектных и технических решений для самой реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 и ее основного оборудования являются инновационными и ранее не применялись на промышленных атомных объектах. |
| Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США | «Росатом» начал строительство энергоблока с опытным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. |
В "Росатоме" создали опытный образец важного элемента "реактора будущего" БРЕСТ
Первый в мире энергоблок нового поколения БРЕСТ-ОД-300 начали строить в Северске на площадке Сибирского химического комбината (СХК). Генеральный директор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев (в центре) во время церемонии начала строительства новейшего атомного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 в Северске. На стройплощадке реактора БРЕСТ-ОД-300 начались испытания оборудования МФР. «Росатом» начал строительство энергоблока с опытным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.
Росатом начал строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
«Росатом» начал строительство энергоблока с опытным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. – БРЕСТ-ОД-300 будет первым в истории реактором, где применяется такое решение. Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы. Перед тем, как поместить металлические кольца в шахту реактора, строителям предстоит соорудить бетонный постамент для реактора БРЕСТ высотой в два метра.
Росатом начал монтаж первого в мире быстрого реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 в Северске
Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Справка Согласно классификации, принятой МАГАТЭ, IV поколение ядерных реакторов предполагает применение различных технологий, которые объединены общим результатом — более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением отработавшего ядерного топлива и т. Проект «Прорыв», реализуемый Госкорпорацией «Росатом», нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла в частности, плутоний.
При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы актиниды. Северск объединяет четыре завода по обращению с ядерными материалами.
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.
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. В атомной физике такие характеристики, как скорость движения ядерных частиц и их температура — тождественные понятия, то есть реакторы на быстрых нейтронах можно называть и реакторами на нейтронах горячих, но как-то такой вариант не прижился. И то же, но в другую сторону — тепловые реакторы мы имеем полное право называть медленными, но опять же — не прижилось. После того, как свободный нейтрон "разбивает" ядро атома урана, осколки разлетаются с разными скоростями, что совершенно неудивительно.
Четвертое поколение В нынешнем веке Россия первой построила и ввела в эксплуатацию атомные энергоблоки с реакторами так называемого поколения "три плюс", а сейчас речь идет об освоении технологий установок четвертого поколения. 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. И противоречивые требования экономики и безопасности гармонично удовлетворить было бы невозможно, если бы не реакторы на быстрых нейтронах с их уникальными ядерно-физическими свойствами сейчас вся мировая атомная энергетика построена на реакторах на так называемых тепловых нейтронах, и только в России на Белоярской АЭС эксплуатируются два "быстрых" энергетических реактора.
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.
Россия создала нейтронный «Прорыв»
В торжественной обстановке с участием руководства российской атомной отрасли и Томской области началась заливка первого бетона в фундамент. Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса ОДЭК , который возводят на СХК в рамках отраслевого проекта "Прорыв", реализуемого с 2010-х годов. От первой промышленной АЭС к "блоку будущего" Аббревиатура БРЕСТ имеет двойное толкование: это название реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и одновременно обозначение концепции "быстрого" реактора, обладающего свойством естественной безопасности, когда аварии типа Чернобыля и Фукусимы будут в принципе невозможны. Лежащие в основе ОДЭК технологии одновременно позволят решать ключевые сырьевые и экологические задачи атомной отрасли, а также укрепить режим нераспространения. И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. БРЕСТ — не единственно возможная, но первая концепция, отвечающая совокупности требований крупномасштабной атомной энергетики по безопасности и экономике и направленная на решение задач устойчивого развития.
ОДЭК, помимо реактора БРЕСТ, включает в себя комплекс по производству так называемого смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. В результате получится пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность на одной площадке не только вырабатывать электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из реактора, новое. Новый атомный "энергокомплекс будущего" строится там, где в конце 1950-х годов заработала первая отечественная промышленная атомная электростанция Сибирская АЭС — она начиналась с реактора ЭИ-2, сконструированного под руководством академика Николая Доллежаля.
Давайте же разберёмся, что же на самом деле представляют собой этот инновационный реактор и пресловутый замкнутый цикл. Заливка первого бетона ректора БРЕСТ-300 в Северске Страсти по замкнутому циклу В 60-е годы 20 века развитие атомной энергетики шло семимильными шагами. К началу 60-х в мире было всего 3 атомных энергетических энергоблока: первая АЭС в мире, сооружённая в Обнинске, что выдавала в сеть всего 5 МВт; первая коммерческая, сооружённая в британском Колдер-Холле, уже 46 МВт электрической мощности; и первая американская, пущенная через год — всего 60 МВт. Казалось, что пределов для расширения использования АЭС нет.
Но на самом деле они были — уран. Легководные реакторы, ставшие основой атомной энергетики, довольно капризные и малые — в качестве топлива они используют не самый распространённый в природе изотоп урана U-238, а гораздо более редкий U-235. Открытый ядерный топливный цикл Эта проблема была очевидна ещё на заре атомной отрасли, поэтому и решение её стали искать параллельно с развитием энергетических реакторов. В чём главная проблема легководных реакторов? Зато это могут сделать быстрые нейтроны, выделяющиеся при реакции деления. Но в легководном реакторе они быстро замедляются теплоносителем — водой, а кроме того, быстрые нейтроны гораздо менее эффективно запускают реакцию деления U-235. Классическая цепная реакция в легководном реакторе Решение?
Заменяем теплоноситель на тот, который не будет замедлять нейтроны, делаем более плотное расположение топлива в реакторе, чтобы увеличить поток быстрых нейтронов и компенсировать их меньшую эффективность в процессе реакции с U-235. В процессе захвата U-238 нейтронов от реакции деления U-235 будет нарабатываться Pu-239 плутоний. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. То есть реактор в процессе своей работы будет не просто выжигать уран, но и нарабатывать плутоний. Неклассическая реакция в реакторе на быстрых нейтронах Кроме вполне очевидного военного потенциала, данное решение открывало и совершенно новый путь: если можно бесполезный U-238 превращать в плутоний и потом использовать его в обычных легководных реакторах, то можно получить почти неисчерпаемый запас топлива для реакторов — замкнуть ядерный топливный цикл ЗЯТЦ. Такая двухчастная схема атомной энергетики будущего виделась в 60-70е перспективной и необходимой. Сказать легко — сделать оказалось сложно, так как перед учёными встали сразу несколько фундаментальных проблем.
Натрий начинает и заходит в тупик Первая и главная проблема — это теплоноситель. Вода чрезвычайно удобна, так как с ней человечество научилось давно работать. А вот для реакторов на быстрых нейтронах выбор был из веществ, работать с которыми, мягко говоря, совсем неудобно. Главные требования к новому теплоносителю были: хорошие нейтронные характеристики, текучесть и низкая вязкость в жидком виде, как можно меньшая температура плавления и малое парообразование. Кандидатов было немного, но победу в 50-х годах одержал химически активный натрий. Стоимость в долларах уже значительно устарела информация на 2002 год , но относительный порядок величин представить даёт Почему натрий? Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием в отличии от ртути и калия.
При этом из всех конкурентов он обладает одной из лучшей нейтронной активностью. Почти идеал, если забыть о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом. Тем не менее из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, именно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в частности отечественных реакторов типа БН. Высокая химическая активность натрия потребовала специальных технических решений, которые, при переходе от бумажной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-первых, требовалось изолировать натриевый контур охлаждения от водяного, так как их протечка могла привести к пожару или взрыву внутри реактора. Для этого пришлось делать промежуточных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, а также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха заставило продумывать и хитрую систему замены отработанного топлива с помощью роботизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора.
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. Замкнутый топливный цикл увеличивает экологическую чистоту реактора — возникающие в процессе работы минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, возвращаются в реактор в составе регенерированного топлива, где их «пережигают». Оставшиеся радиоактивные отходы отправляют «вылеживаться» прямо на территории комплекса.
Еще один важный плюс — в таком реакторе не образуется «лишнего» плутония, который теоретически можно использовать для сборки атомной бомбы. Тем самым реакторы можно смело строить в любых странах, не опасаясь нарушения режима нераспространения ядерного оружия. Все ранее созданные реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя натрий. Но выбор свинца неслучаен — у него высокие инертность и температура кипения, что исключает взрывы или аварии с быстрым разрушением активной зоны. Свинец и бетон — одни из лучших материалов для защиты от ионизирующего излучения, поэтому вокруг реактора обеспечен естественный радиационный фон.
Кроме того, заменили теплоноситель в реакторе. В нем нет натрия, только свинец, у которого высокая температура кипения. То есть, как говорят специалисты, вероятность какой-либо серьезной аварии ничтожно мала. После того как опытный образец покажет свою эффективность, подобные или более мощные реакторы начнут возводить по всей России. Картина дня.
Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023)
| Реактор БРЕСТ-300 и замкнутый цикл в ядерной энергетике / Хабр | брест-од-300 новости сегодня. |
| Росатом начал монтаж первого в мире быстрого реактора IV поколения БРЕСТ-ОД-300 в Северске | 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. |
| Ядерный прорыв: под Томском построят реактор будущего | Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) реактора БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается в соответствии с требованиями, приведенными ниже. •. |
| На чем стоит реактор проекта «Прорыв»? | российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. |
От БН до БРЕСТа: В Томской области начали монтаж ядерного реактора четвертого поколения
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. БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут). плутонием-239, воспроизводя его из природного урана-238. Инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300 на быстрых нейтронах обладает мощностью 300 МВт. Как и любой другой реактор, БРЕСТ-ОД-300 снабжен системой аварийного охлаждения реактора. 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.
Росатом продолжает строительство энергоблока для уникального реактора БРЕСТ-ОД-300
В корпорации говорят о создании новой технологии, которая позволит создать, по сути, возобновляемую атомную энергетику. 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».
Оборудование, которое установят на энергоблоке с реактором БРЕСТ, на модулях фабрикации и переработки ядерного топлива — абсолютно уникальное. Объект воплотит в себе безопасность, экологичность, ресурсосбережение и конкурентоспособность. В отличие от атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором, где перегрузку производят на «расхоложенной» реакторной установке, на БРЕСТ-ОД-300 те же операции будут проходить при температуре более 400 градусов по Цельсию.
Перед загрузкой в активную зону тепловыделяющие сборки будут разогревать в специальной камере и помещать в активную зону, заполненную расплавом свинцового теплоносителя, в разогретом состоянии.
Эта технология особенно востребована при создании сложной геометрии и эксплуатационных условий полой выходной части МГД-насоса. Свинец химически активен при высокой температуре, поэтому режим ЭЛНП тщательно настроен для получения изделия с высокой прочностью, минимальным количеством дефектов и стойкостью к коррозии.
Руководитель обособленного подразделения АО «Концерн Титан-2» генподрядчик строительства реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Иоанн Аверьянов сообщил, что в фундаментную плиту ядерного острова уложено почти 19 тыс кубометров бетона, 4,3 тыс тонн арматуры — этого объема хватило бы для строительства двух восьмиэтажных домов. Строители работали круглосуточно. Бетонированию фундамента реакторной установки предшествовали научно-исследовательские работы, были тщательно изучены свойства бетона, которые обязаны обеспечить необходимое качество фундамента реактора.