реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300. 3D-модель реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. БРЕСТ станет вторым реактором, где отрабатывается концепция замкнутого ядерного топливного цикла. Изделие для реактора изготавливают с применением аддитивной технологии электронно-лучевой наплавки проволоки (ЭЛНП), схожей с действием 3D печати.
Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России
| «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора | В составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» будут работать восемь парогенераторов массой 72 тонны каждый.[33]. |
| От БН до БРЕСТа: В Томской области начали монтаж ядерного реактора четвертого поколения | За прототип в проекте «Прорыв» взяли реактор «Брест ОД-300», работоспособность которого не доказана. |
| ВЗГЛЯД / Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России :: Общество | Обзоры - О проведении исследований, строительстве и эксплуатации и ремонте опытно демонстрационного энергетического комплекса с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. |
Российское предприятие поставило основные элементы градирни для «реактора будущего» БРЕСТ-ОД-300
Как и любой другой реактор, БРЕСТ-ОД-300 снабжен системой аварийного охлаждения реактора. По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. 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.
Уникальный реактор БРЕСТ-300 начали строить в Томской области
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. БРЕСТ — прототип реактора на быстрых нейтронах БР-1200 также со свинцовым теплоносителем, который, в свою очередь, станет основой коммерческого энергоблока большой электрической мощности порядка 1200 МВт. 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.
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.
То есть, система со временем станет автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. 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.
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. Только вода в такой «кастрюле» нагревается не снаружи, а изнутри, с помощью ядерного топлива.
Ядерный прорыв: под Томском построят реактор будущего
В Северске на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости. реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300. 10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300».
«Прорыв» к замкнутому ядерному циклу – «быстрым» ядерным технологиям
Россия уже более 50 лет является признанным лидером в области атомной энергетики и никогда не основывала собственную энергетическую безопасность исключительно на эксплуатации ископаемого топлива. Так уж вышло, что в нашем мире только Россия госкорпорация «Росатом» и Франция госкорпорация AREVA добились с большим отрывом от других стран результатов в области создания инновационных реакторов, а также переработки ядерных отходов. Речь идёт об опытных установках нового поколения - таких как водо-водяные, а также использующие реакцию термоядерного синтеза. Но в настоящее время прорыв был осуществлён в области создания так называемых быстрых реакторов. Кстати, комплексная установка так и была названа - «Прорыв». Атомные реакторы нового поколения В настоящее время человечество вплотную подошло к возможности решения проблемы безотходной или почти безотходной добычи энергии. Уточним, что речь не идёт о «зелёной» экономике, способной быть только комплементарным источником ввиду нерентабельности производства. Проект реализуется с 2011 г. Генеральным проектировщиком опытно-демонстрационного энергетического комплекса выступает ВНИПИЭТ «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий», Санкт-Петербург. Работы над невиданным доселе проектом начались аж 40 лет назад, чуть ли не во времена основателя института - академика Н.
Доллежаля, автора знаменитого реактора РБМК.
Строительство началось с торжественной заливки бетона в фундамент реакторного отделения. Энергоблок мощностью 300 МВт войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса. 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.
Пока что монтаж реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 находится в первой стадии, когда в реакторную шахту интегрировали одну из частей будущего «атомного двигателя», призванную оградить и обезопасить реактор, но сам процесс строительства не останавливается ни на минуту. Сама конструкция по нормативам должна находиться в температурном диапазоне, не превышающем классических 60 градусов по шкале Цельсия, а радиация на поверхности ограждающего каркаса должна быть равной местному радиационному фону Северска или даже меньше. Источник фото: news.
Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое не больше процента содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия — крайне радиотоксичных и сложных в утилизации. В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора.
И МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее. Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности — натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего лишь немногим больше 1 от 1 до 1,05. Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. Коллеги по опасному бизнесу Свинец всему голова Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. Выход из ситуации казался очевидным — нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто. В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического жидкий гомогенный сплав состава свинец-висмут.
Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз. Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой. Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению — свинцу. Хорошо же? А ещё лучше, если не заморачиваться с двухчастным ЗЯТЦ, а замкнуть цикл сразу для одного реактора: в отработанную топливную сборку просто подмешивать немного U-238 и снова в реактор. Никаких тебе сепарирований плутония, минимум радиоактивных отходов, всё можно делать прямо рядом со станцией в специальном здании-фабрикаторе. Вариант идеальный. Комплекс фабрикации и реактор БРЕСТ-30 Звучит всё хорошо, но, как водится, при переходе от идеи к реализации образуется множество подводных камней. ITER от мира ядерных реакторов Реализация реактора на свинцовом теплоносителе не просто так стала обсуждаться именно в конце 80-х.
Первые проработки таких реакторов были ещё в 50-е, но натолкнулись на то, что существующие конструкционные материалы неспособны выдерживать условия работы со свинцовым теплоносителем. Одна из первых проблем — сам теплоноситель. Решение этой проблемы требует разработки новых стальных сплавов. Кроме того, неизвестно поведение свинцовой коррозии и степень нейтронной активации свинца при длительной работе. Расплавленный свинец хоть и не вступает в мгновенную бурную реакцию с водой, но при попадании в него воды может случиться «паровой взрыв». Исследования например вот это позволяют предполагать, что даже при разрыве трубки теплоносителя и попадании струи воды в свинец, взрыва случиться не должно. Тем не менее гарантий, что такого не произойдёт в реальном реакторе, нет. Высокая температура плавления свинца потребовала разработки специальной системы разогрева реактора который займёт несколько месяцев! С другой стороны считается, что при аварии с прорывом теплоносителя свинец просто застынет и тем самым позволит минимизировать ущерб. Оксиды урана и плутония всплывают в свинце, что недопустимо по существующим нормам.
ОД-реактор на быстрых нейронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв", г. Северск, Томская область)
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. В Северске на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости. Энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 станет частью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК в рамках стратегического. 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. Конструкторская концепция реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 заключается в следующем. 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
Реактор 'БРЕСТ-ОД-300' (установка с пристанционным ядерным топливным циклом) строится на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в Северске в рамках проекта Росатома 'Прорыв' по созданию новейшего топлива, на котором атомная энергетика будет работать. Госкорпорация «Росатом» начала строительство первого в мире энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Реактор БРЕСТ-ОД-300 Росатом проект Прорыв. Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. 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.