Здесь были выдвинуты и реализованы идеи создания реакторов на быстрых нейтронах и реакторов с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую.
В России до сих пор работают 10 ядерных реакторов «чернобыльского типа». Безопасны ли они?
В Северске началось капитальное строительство линий электропередачи (ЛЭП) для реализации схемы выдачи мощности будущего энергоблока с инновационным реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Сегодня в России успешно работает исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР 60, однако его возраст уже перевалил за 45 лет. Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. Невольно возникает вопрос, а не отстанет Россия, ныне передовая страна со своим реактором на быстрых нейтронах БН-600, от Индии в области строительства быстрых реакторов?
К «Прорыву» добавляется реактор
Получение лицензии Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний: можно будет провести комплексные тесты оборудования всех производственных участков полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с использованием обеднённого урана. В его основе два ключевых компонента — обеднённый уран и плутоний, извлекаемый из облучённого ядерного топлива.
Опытный аппарат БН-60 в г. Димитровграде, ныне остановленный опытно-промышленный реактор БН-350 в Казахстане, а также успешно работающий один из лучших реакторов России БН-600 на Белоярской АЭС - все это серьезный опытный полигон будущего быстрой ядерной энергетики. В декабре 2006 г. Кириенко сказал: «Блок на быстрых нейтронах БН-600, расположенный на Белоярской атомной станции, уникален. Это зона наших конкурентных преимуществ. Здесь Россия безусловный лидер. Следующий шаг - это строительство БН-800. Своевременный ввод БН-800 является ключевой позицией и принципиальным вопросом с точки зрения значимости для будущего развития ядерной энергетики» [10].
Ввод в эксплуатацию БН-800 Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» запланирован на 2012 г. Дальше это будет положено в основу разработки уже коммерческого реактора в полном смысле этого слова. Мы настроены оптимистично: он может появиться к 2020 г. Хочется сослаться еще на одну статью, связанную с проблемой быстрых реакторов. Он отметил, что в июне 2006 г. В 2012 г. Однако на этом развитие станции не должно остановиться, для чего уже в 2010 г. Остановимся также на состоявшейся в конце ноября 2007 г. Второй Международной научно-технической конференции «Развитие атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах».
Россия будет иметь конкурентоспособный, отработанный и испытанный реактор на быстрых нейтронах. Строящийся реактор БН-800 и планирующийся БН-1 800 будут работать на смешанном уран-плутониевом топливе. Реализация этих идей даст Уралу после 2020 г. Более того, перевод БН-800 и БН-1 800 на замкнутый топливный цикл и постепенное сжигание в них трансурановых изотопов позволит России сохранить первенство в реализации программы быстрых реакторов. Немаловажным является и тот факт, что мощность российского серийного блока на быстрых нейтронах будет выше, чем у западных аналогов, что также принципиально важно. Вопрос о возможности производства смешанного оксидного топлива для загрузки быстрых реакторов подробно обсуждался в конце прошлого года с руководством управлений Росатома, отвечающих за обращение с ОЯТ и РАО. В ходе дискуссии выяснилось, что к 2012 г. Этого будет достаточно для загрузки нового реактора. Следовательно, за период с 2012 по 2020 г.
Реактор БН-800, согласно данным работы Л. Рябева и др. Состоявшиеся переговоры главы российской атомной отрасли С. Кириенко с американским министром энергетики С. Бодмэном относительно судьбы оружейного плутония [14] показали, что для подгрузки в реакторы БН-600 и БН-800 ежегодно нужно 1,5 т оружейного плутония. Расчеты показывают, что до 2021 г. Таким образом, в нарабатываемом продукте останется три тонны плутония, что позволит обеспечить начальную загрузку реактора БН-1800. Если в последующие после 2020 г. Очевидно, за время работы сибирских оборонных реакторов до пуска котельных будет наработано продукта еще лет на пять.
Отсюда следует, что пуск завода РТ-2, который будет нарабатывать даже при переработке всего 800 т ОЯТ в год, то есть около 6,5 т энергетического плутония, должен произойти не ранее 2027-2030 гг. Вместе с тем эти расчеты не учитывают возможности переработки ОЯТ, выгруженного из реакторов БН после его выдержки хотя бы в течение 3-4 лет, то есть через 5 лет после загрузки. С учетом такой возможности можно будет либо построить еще один реактор БН-1 800 после 2025-2026 г. Только в этом случае до 2030 г. С другой стороны, до 2050 г. Исходя из этого нельзя запаздывать с пуском завода РТ-2 более чем до 2040-2045 гг. Поэтому лучше ориентироваться на его пуск не позднее 2030 г. Куда более важно то обстоятельство, что после пуска завода РТ-2 количество энергетического плутония окажется выше потребляемого на реакторах БН-800 и БН-1 800. Кроме того, необходимо будет заняться переработкой ОЯТ реакторов БЫ, что резко снизит расход энергетического плутония из ОЯТ промышленных реакторов, работающих на обогащенном уране.
ЦАИР частного учреждения «Наука и инновации» был представлен доклад «История и перспективы развития зарубежных проектов реакторов с быстрым спектром нейтронов и натриевым теплоносителем», включающий анализ ретроспективы развития быстрых натриевых реакторов за рубежом, описание текущих зарубежных проектов реакторов типа БН и национальных программ поддержки их развития, а также результаты многокритериального сравнения данной технологии с другими инновационными реакторными системами.
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. Утилизация отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах. Утилизация радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония.
В шаге от безотходной ядерной энергетики
В Краснодаре «Южный завод тяжелого станкостроения» запустил производство новых моделей высокотехнологичных пятиосевых обрабатывающих центров. В Солнечногорске — производство полимерной упаковки. В Липецкой области — завод по выпуску кормов для кошек и собак. В Тамбовской области открыт новый зерноочистительный комплекс. В Нерюнгринском районе Якутии открылся новый аэровокзал. По этому поводу в адрес корпорации «Росатом» прозвучало много критики, но тот, кто смотрит наши выпуски давно, не удивлён, ведь мы неоднократно рассказывали о том, что наша страна является ключевым поставщиком этого ресурса не только в США, но и в европейские страны. Неужели мы продолжаем поставки из-за банальной жажды наживы? Действительно, цены на уран последнее время растут. Но если посчитать, то зарабатываем мы на поставках не так уж много — в районе 1 млрд долларов в год.
И поставки можно было бы относительно безболезненно прекратить под напором «взволнованной патриотической» общественности. Но очевидно, что, раз мы этого не делаем, значит, на то есть стратегические интересы, и, собственно говоря, они не являются секретными, поэтому объясним максимально доступно. Начнём с того, что в США тоже есть «взволнованные патриоты», и они тоже настойчиво требуют прекратить закупку ядерного топлива в России. По их мнению, русские заманили американцев в коварную ловушку и за счёт поставок своего недорогого топлива для АЭС за десятилетия полностью уничтожили американскую индустрию по его производству и подсадили штаты на настоящую «российскую урановую иглу». Таким образом, Россия своими поставками долгое время, фактически, сдерживала развитие передового технологического сектора в США, да ещё и зарабатывала на этом. В конце прошлого года известный «сливной бочок» агентство «Блумберг», которое некоторые почему-то по-прежнему называют авторитетным деловым изданием, подняло панику о российских поставках, и на этой волне Палата представителей конгресса США единогласно одобрила законопроект, запрещающий поставки урана, обогащённого в России, для американских атомных электростанций. Правда, документу ещё нужно пройти через сенат и быть подписанным президентом страны Джо Байденом.
Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов. Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки. Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий. А вот США, Франция и Япония, начав крупномасштабные эксперименты с реакторами на быстрых нейтронах с жидким натрием в то же время и даже раньше, сошли с дистанции, так и не добившись устойчивой работы этих сложных машин. Сейчас Россия, успешно освоив технологию жидкого натрия в реакторах на быстрых нейтронах, переходит к следующему поколению энергоблоков, использующих гораздо более безопасный и перспективный свинцовый теплоноситель. Это действительно энергетика будущего: пока доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин, но его запасы не бесконечны. Рано или поздно ядерная энергетика столкнется с дефицитом дешевого природного урана-235, и вот тогда реакторы типа БРЕСТ станут единственным выходом из такой сложной ситуации.
В этом смогли убедиться 2 ноября 2023 года около 40 корреспондентов федеральных и региональных СМИ в ходе пресс-тура на Белоярскую АЭС. Белоярская АЭС первая в мире атомная станция, энергоблок которой целый год отработал на практически полной загрузке уран-плутониевым МОКС-топливом, состоящем из продуктов, остающихся от работы классических атомных станций и отходов производств по обогащению урана. Тем самым не в теоретических разработках учёных и конструкторов, и не на лабораторном стенде, а по результатам реального опытно-промышленного использования впервые доказано, что технология замкнутого ядерно-топливного цикла готова к промышленному применению.
Сообщалось также, что "в рамках проекта "Прорыв" будет отработана новая технология ядерной энергетики будущего — полное замыкание ядерного топливного цикла". Скорая реакция источников, близких к "Росатому," в формате: "правительство России согласилось с предложенным "Росатомом" календарным планом настоящей атомной технической революции, которая позволит ей окончательно закрепить за собой роль лидера высоких технологий" говорит о том, что это событие - отнюдь не рядовое. Ведь что бы ни говорили представители атомного лобби о мнимой дешевизне атомного киловатта, капитальные затраты на реализацию этой программы существенны - к примеру, стоимость строительства одной только Курской АЭС-2 это четыре двухблочных АЭС с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300, см. Что дадут "быстрые нейтроны" в ближайшей перспективе? Привычный нам мир держится на углеводородной энергетике — львиная доля электричества, которую мы потребляем, получена путем сжигания нефти и газа. Однако запасы углеводородов на планете ограничены, их, по разным оценкам, хватит еще на 40—60 лет, а спад в добыче нефти и газа по некоторым оценкам может начаться уже с 2020 года. 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.
«Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
| Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом | Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований. |
| В России разработали «вечное» топливо для АЭС - Hi-Tech | Выполнены запланированные исследования в обоснование безопасности многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР и продления сроков эксплуатации БОР-60. |
| Росатом делает значительный шаг вперед в трансмутации отходов уранового топлива | Невольно возникает вопрос, а не отстанет Россия, ныне передовая страна со своим реактором на быстрых нейтронах БН-600, от Индии в области строительства быстрых реакторов? |
| Россия сделала шаг к энергетике будущего — Фонд стратегической культуры | Программа «Росатома» предполагает использовать блоки с «быстрыми» реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах. |
| журнал стратегия | разработка, испытание реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов). |
Российские ученые: Реактор БН-800 полностью переведен на МОКС-топливо
Ранее, к 2023 году, планируют построить комплекс по выпуску топлива, а к 2024 году — модуль переработки облученного топлива. Такие аппараты ранее не строились, то есть это принципиально новые реакторы. Их сторонники делают упор на важные преимущества свинцовых реакторов с точки зрения безопасности и экономики, свои аргументы есть у скептиков», — говорит директор автономной некоммерческой организации для поддержки развития атомной науки, техники и образования «АтомИнфо-Центр» Александр Уваров. Эксперт отмечает, что разработчики концепции БРЕСТ предлагают новый тип топливного цикла — пристанционный, при котором переработка отработавшего ядерного топлива ОЯТ и фабрикация из него нового топлива осуществляются непосредственно на площадке АЭС. Например, так называемые миноры — нептуний, америций и кюрий, также образующиеся при работе реактора.
Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. В качестве топлива эти установки могут использовать не только обогащенный природный уран, но и вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран и плутоний. Кроме того, расчеты показали, что минорные актиниды из ОЯТ под действием быстрых нейтронов в реакторе будут делиться на осколки, представляющие собой достаточно широкий спектр радиоактивных и стабильных изотопов, но в целом их потенциальная опасность будет гораздо ниже, чем у исходных минорных актинидов. Процесс трансмутации минорных актинидов также называют «дожиганием» в реакторе. Внедрение МОКС-топлива позволяет многократно расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет обедненного урана и плутония и перерабатывать облученное топливо вместо хранения. Дожигание минорных актинидов — это следующий шаг в замыкании ядерного топливного цикла, который должен не только уменьшить количество ядерных отходов, подлежащих финальной изоляции, но и значительно снизить их радиоактивность. В перспективе это дает возможность отказаться от сложного и дорогостоящего глубинного захоронения отходов», - прокомментировал старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
На сегодня Россия является единственной страной, имеющей в промышленной эксплуатации два энергоблока на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. На нашем пути трудностей тоже хватало. К примеру, как и у японцев, в 2014 году на БН-800 был сломан узел загрузочной машины, затем в процессе загрузки топлива обнаружились конструкционные недочёты элементов крепления на тепловыделяющих сборках. И всё же проект полностью довели до ума. В чисто технологическом плане в создании и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах США, Франция, Индия, Китай, Япония, Южная Корея и все остальные страны, имеющие отношение к ядерной энергетике, отстали от России на много лет. И не факт, что вообще когда-то догонят. Технологии промышленного реактора на быстрых нейтронах невозможно воспроизвести, зная лишь физику происходящих в нём процессов. Если БН-600 является площадкой для использования некоторых экспериментальных видов топлива, то БН-800 предполагает переход к практически безотходной ядерной энергетике и возможность широкого расширения топливной базы. Предполагается, что на нём будут отработаны промышленные технологии переработки облучённого топлива и изготовление из него новых тепловыделяющих элементов технология рециклинга. Решение этих проблем позволит увеличить эффективность использования топлива в десятки раз и во столько же уменьшить количество радиоактивных отходов. Это также позволит практически до бесконечности продлевать ресурсную базу для АЭС. Чем ещё уникален новый блок? БН-800 уникален и тем, что имеет только ему свойственный метод самозащиты. При отклонении от нормального режима работы реактор сам останавливает ядерную реакцию. Это происходит из-за того, что в основу некоторых элементов защиты заложены естественные законы природы — к примеру, сила тяжести опустит стержни-замедлители, даже если система защиты не получит команду от человека или автоматики. В корпусе реактора отсутствует высокое давление оно всего лишь чуть выше обычного атмосферного , а сам корпус состоит из двух основного и страховочного защищённых объёмов, вложенных друг в друга по принципу матрёшки. К тому же реактор имеет интегральную компоновку: всё оборудование первого контура, подвергающееся радиационному воздействию, заключено внутрь его корпуса. В отличие от российских реакторов на тепловых нейтронах типа РБМК и ВВЭР, использующих в качестве теплоносителя воду, на БН-800 в качестве теплоносителя, как уже упоминалось, используется жидкий натрий. Его большая теплоёмкость и большой температурный запас в течение нескольких суток не позволят реактору перегреться, даже если он останется вообще без охлаждения. В случае с водой перегрев наступает за считаные часы. Кстати, количество циркулирующего в энергоблоке жидкого натрия просто огромно — 2000 тонн, то есть примерно 45 железнодорожных цистерн.
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.
Российские учёные вывели реактор Белоярской АЭС на номинальную мощность
В принципе, реактор на быстрых нейтронах способен работать без дозаправки десятилетиями. "Росатом" начал строительство уникального энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 по стратегическому проекту "Прорыв". Испытания говорят о появлении принципиально новых ядерных реакторов, так называемых реакторов на быстрых нейтронах. Сегодня в России успешно работает исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР 60, однако его возраст уже перевалил за 45 лет.
Росатом делает значительный шаг вперед в трансмутации отходов уранового топлива
Ранее ядерные реакторы в России, работающие на быстрых нейтронах, загружались обычным урановым топливом, поскольку работали по обыкновенным натриевым технологиям, сообщает Реакторы на быстрых нейтронах способны нарабатывать плутоний, которого хватит, чтобы обеспечить собственную работу и при необходимости другие реакторы новым топливом. Так, без обновления парка высокопоточных реакторов с достаточным потоком быстрых нейтронов в течение пары десятилетий ядерная наука может начать ощущать серьезную нехватку инструментария. 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.
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
Получение лицензии Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний: можно будет провести комплексные тесты оборудования всех производственных участков полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с использованием обеднённого урана. В его основе два ключевых компонента — обеднённый уран и плутоний, извлекаемый из облучённого ядерного топлива.
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.
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». Генеральный директор «Росатома» Алексей Лихачев считает, что переработка ядерного топлива бесконечное количество раз сделает ресурсную базу атомной энергетики практически неисчерпаемой. Успешная реализация этого проекта позволит нашей стране стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития — в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов», — сказал Алексей Лихачев.
Быстрая тематика — главный приоритет Физико-энергетического института им. 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».