И реактор на быстрых нейтронах немного уменьшает их количество. По сути, реактор на быстрых нейтронах превратится в “перпетуум мобиле”.
Мнение физика Андрея Ожаровского
- Search form
- Российские учёные вывели реактор Белоярской АЭС на номинальную мощность
- «Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
- Telegram: Contact @olegtsarov
- В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах
- «Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
Росатом получил лицензию на производство ядерного топлива для «реактора будущего»
Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов — нитридное СНУП-топливо, оно будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 строится в Северске в рамках отраслевого проекта "Прорыв". В случае с МОКС-топливом у нас отработана вся технология производства и накапливается опыт эксплуатации БН-800 с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым топливом. В ходе исследований постепенно достигается все более высокая глубина выгорания ядерного топлива.
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. ГНЦ РФ - ФЭИ является мировым лидером в области использования жидких металлов в качестве теплоносителей в АЭС с быстрыми реакторами, судовых и космических ядерных энергетических установках.
Институт выполняет функции научного руководителя всех российских натриевых реакторов. В ГНЦ РФ - ФЭИ проводятся экспериментальные исследования в области ядерно-лазерной физики и физики плазмы, радиационного материаловедения, радиохимии и новых наукоемких технологий, включая нанотехнологии, технологии водородной энергетики и ядерной медицины.
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.
Достигнутые результаты — это труд тысяч высококвалифицированных профессионалов, которые работают в интересах экономической стабильности России.
В разделе не хватает ссылок на источники см. Информация должна быть проверяема , иначе она может быть удалена.
Вы можете отредактировать статью, добавив ссылки на авторитетные источники в виде сносок. Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла. Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введённых для повышения показателей экономичности, надёжности и безопасности.
Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем: испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов, демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики. Генерация электроэнергии В разделе не хватает ссылок на источники см. Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.
Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны. Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива [20]. Более чем 50-кратное увеличение использования добываемого природного урана, и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт своего воспроизводства.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла. Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается.
Атомные реакторы нового поколения
- Россия создала нейтронный «Прорыв»
- Тихая ядерная революция: в России вывели на полную мощность «вечный» атомный реактор
- Российские ученые: Реактор БН-800 полностью переведен на МОКС-топливо
- Что даст программа "Росатома" в ближайшей перспективе?
- Россия сделала шаг к энергетике будущего
- По принципу естественной безопасности
Multi-Purpose Fast Reactor (MBIR)
"Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах. Против продаж реакторов на быстрых нейтронах резко выступает США. Несмотря на то, что разработкой реакторов на быстрых нейтронах занимались еще в СССР, для промышленного производства МОКС-топлива пришлось построить отдельный завод.
"Росатом" начнет испытания топлива для "реактора будущего" на Белоярской АЭС в 2023 году
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. Духовный отец БРЕСТа - академик Николай Антонович Доллежаль - в своё время был подвергнут незаслуженной критике со стороны официозной науки, но выстоял и сумел создать в 1954 г. Это позволяет многократно использовать делящиеся изотопы и минимизировать все меры безопасности ввиду очевидного отсутствия угрозы облучения.
Новый реактор - сердце проекта "Прорыв", проекта - подчеркну! Создание подобных установок и замыкание топливного цикла - это следующая ступень развития ядерной энергетики. БРЕСТ позволяет полностью утилизировать тяжёлые ядра, которые образуются в результате реакции, происходящей в силовой установке.
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.
Выполнение обязательств приостановлено на основании Федерального закона от 31. При награждении было отмечено, что данный энергоблок: является самым мощным в мире реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем является универсальным устройством, пригодным для производства электроэнергии, утилизации плутония, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, производства изотопов играет решающую роль в формировании экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла, увеличении объёмов производства ядерного топлива, увеличении мощности АЭС и сокращении ядерных отходов Безопасность реакторов типа БН, в частности БН-800[ править править код ] В разделе не хватает ссылок на источники см. Это качество убедительно продемонстрировано в процессе длительной эксплуатации предшествующего реактора БН-600. Принят целый ряд новых решений: они основываются на пассивных принципах. Это означает, что эффективность не зависит от надёжности срабатывания вспомогательных систем и действий человека. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой, а количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии намного меньше, чем в других типах реакторов. При эксплуатации установок типа БН образуется незначительное количество радиоактивных отходов. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов; натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен.
ГНЦ РФ - ФЭИ является мировым лидером в области использования жидких металлов в качестве теплоносителей в АЭС с быстрыми реакторами, судовых и космических ядерных энергетических установках. Институт выполняет функции научного руководителя всех российских натриевых реакторов. В ГНЦ РФ - ФЭИ проводятся экспериментальные исследования в области ядерно-лазерной физики и физики плазмы, радиационного материаловедения, радиохимии и новых наукоемких технологий, включая нанотехнологии, технологии водородной энергетики и ядерной медицины. Перед российской промышленностью стоит цель в кратчайшие сроки обеспечить технологический суверенитет и переход на новейшие технологии. Государство и крупные отечественные компании направляют ресурсы на ускоренное развитие отечественной исследовательской, инфраструктурной, научно-технологической базы.
Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири
важный этап в развитии технологий реакторов на быстрых нейтронах и замыкания ядерного топливного цикла в России. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором уникальной технологии – полностью замкнутого ядерного топливного цикла. Реактор на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС был полностью переведен на уран-плутониевое МОКС-топливо.
Российские ученые: Реактор БН-800 полностью переведен на МОКС-топливо
Потом 15 лет на АЭС шел ремонт, но при перезапуске снова произошла авария. С тех пор реактор не работает. Индия имеет исследовательский быстрый реактор FTBR, но с пуском демонстрационного реактора PFBR-500 у индийцев не ладится уже много лет по причине отсутствия опыта и специалистов. Многочисленные отказы экспериментального оборудования ставят под вопрос реализацию этого проекта. Единственными серьезными конкурентами России в этой области сейчас являются китайцы, которые, однако, используют российское топливо с обогащенным ураном: они запустили экспериментальный реактор на быстрых нейтронах CEFR в 2011 году, а сейчас строят демонстрационный блок, который должен заработать в ближайшие годы. Первый китайский опытный реактор CEFR мощностью 65 мегаватт проектировался в 90-х годах в России, но строился китайцами самостоятельно. 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».
В ГНЦ РФ - ФЭИ проводятся экспериментальные исследования в области ядерно-лазерной физики и физики плазмы, радиационного материаловедения, радиохимии и новых наукоемких технологий, включая нанотехнологии, технологии водородной энергетики и ядерной медицины. Перед российской промышленностью стоит цель в кратчайшие сроки обеспечить технологический суверенитет и переход на новейшие технологии. Государство и крупные отечественные компании направляют ресурсы на ускоренное развитие отечественной исследовательской, инфраструктурной, научно-технологической базы. Внедрение инноваций и нового высокотехнологичного оборудования позволяет Росатому и его предприятиям занимать новые ниши на рынке, повышая конкурентоспособность атомной отрасли и всей российской промышленности в целом.
Генеральный директор холдинга «Атомэнергомаш», машиностроительного дивизиона Росатома, Андрей Никипелов сообщил, что корпус самого мощного в мире многоцелевого исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах МБИР проходит контрольную сборку.
Реактор планируется ввести в эксплуатацию во второй половине 2020-х годов. 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.
О строительстве уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, о неиссякаемом источнике безопасной атомной энергии и о том, почему небольшой сибирский город Северск становится одной из мировых атомных столиц, — в материале «Ленты. Энергия без границ По словам генерального директора госкорпорации «Росатом» Алексея Лихачева, к этому историческому событию-повороту наука и практика двигались 60 лет. Ведь идеи замыкания ядерного топливного цикла были высказаны еще советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым после запуска первой атомной электростанции в Обнинске. Так что над созданием замкнутого ядерного топливного цикла, когда на отработавшем в реакторах существующих АЭС топливе работают реакторы нового поколения, ведущие ядерщики планеты бьются уже не одно десятилетие. Ведь по сути — это вечный двигатель, причем, абсолютно безопасный. Изображение: «Росатом» Эта технология позволяет не только перерабатывать ядерное топливо, но и использовать его практически до бесконечности. При этом в каждом последующем цикле реактор производит больше топлива, чем в него было загружено.
Россия создала нейтронный «Прорыв»
«Росатом» начал монтаж первой в мире реакторной установки естественной безопасности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. При выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла то, что не знали куда деть, становится ценнейшим сырьем – реакторы на быстрых нейтронах «питаются» тем, что остается после работы обычных реакторов. Именно этот инновационный реактор на быстрых нейтронах стал настоящей мировой сенсацией, когда первым на планете целый год вырабатывал энергию на МОКС-топливе.
Радиационные явления в реакторных материалах обсудили в Обнинске
В чем радиоэкологические преимущества реакторов на быстрых нейтронах и почему проблема замыкания ядерного топливного цикла касается каждого? МБИР — многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах — резко отличается от своих прошлых собратьев тем, что специально задуман как «многоликий». Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Энергоблок №4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (800 МВт) включен в энергосистему России и уже поставляет электроэнергию. Программа «Росатома» предполагает использовать блоки с «быстрыми» реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
The purpose of the MBIR construction is to have a high-flux fast test reactor with unique capabilities to implement the following tasks: in-pile tests and post-irradiation examination, production of heat and electricity, testing of new technologies for the radioisotopes and modified materials production.
Теплоноситель — натрий. Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнением петель. Для использования в активной зоне БН-1200М рассматриваются оксидное и нитридное топливо.
БН-1200 создается на базе опыта, накопленного за много десятилетий создания и работы быстрых реакторов. В проекте БН-1200М использованы технические решения, зарекомендовавшие себя при эксплуатации энергоблоков с реакторами БН-600 и БН-800. БН-600 используется также для реакторного обоснования конструкционных материалов и топлива в проектных условиях эксплуатации. В БН-1200М учтены новые, более жесткие требования к системам безопасности и средствам управления запроектными авариями, заложены самые современные технические решения.
Это, например, система пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней, устройство удержания и охлаждения расплавленного топлива внутри корпуса реактора при постулировании аварии с плавлением ядерного топлива. Также повышает безопасность размещение оборудования и систем, содержащих радиоактивный натрий, в баке реактора.
Это позволило практически полностью замкнуть ядерный цикл. Что это значит на понятном языке?
Испытания говорят о появлении принципиально новых ядерных реакторов, так называемых реакторов на быстрых нейтронах. Теперь отработанное топливо из других атомных электростанций можно не захоранивать, создавая зоны отчуждения и подвергая себя и будущие поколения огромному риску, а ещё раз использовать, соответствующим образом его переработав. В данном случае атом работает на благо человека и сможет снабжать потребителей дешёвой электроэнергией, не вредя при этом экологии. Успешно проведённые испытания реактора БН-800 на Белоярской АЭС подразумевают, что ядерная энергетика станет практически безотходной, поскольку будет базироваться на уране-238, объёмов которого хватит не на один миллион лет.
Это будет машина по переработке всего сырьевого урана, который мы извлечём из земли.
Это следующий шаг российской науки в замыкании ядерного топливного цикла, ранее технология МОКС-топлива использовалась только для реактора на быстрых нейтронах БН-800. Как отметил Александр Угрюмов, полученные результаты также будут использованы для опережающей разработки и обоснования МОКС-топлива для перспективного инновационного реактора ВВЭР-С с регулированием спектра нейтронов предполагается, что данные установки смогут работать как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле. Топливо для «быстрых» реакторов Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Производство МОКС- и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы. Технологии топлива для «быстрых» реакторов с каждым годом развиваются. В 2023 году производства МОКС-топлива, созданное на Горно-химическом комбинате, полностью перешло на изготовление оболочек тепловыделяющих элементов из хромоникелевой аустенитной стали ЭК164.