Лента новостей
Опрос на портале
Облако тегов
Сейчас на сайте
Пользователей: 0
Гостей: 89
Архив новостей
Популярные новости
Самое обсуждаемое
Погода
- 8 июнь 2021
| - 12:34
| - Просмотров: 518
| - Комментарии: 0
|
Пожаловаться
Госкорпорация «Росатом» планирует начать экспорт реактора на быстрых нейтронах «БРЕСТ-300» и модуля по переработке использованного ядерного топлива в 2030-2040 годах, сообщил журналистам генеральный директор госкорпорации Алексей Лихачев, передает ТАСС.
Проект опытно-демонстрационного энергетического комплекса, реализуемый в закрытом городе Северск Томской области, — это «прообраз большой промышленной установки», отметил он. «Наш бестселлер — это WWR-1200, но исходим из того, что на смену этому хиту международных продаж придет промышленно-экономический комплекс, в который войдут широко известные WWR-1200, реакторы на быстрых нейтронах и, самое главное, — это пристанционные модули по переработке топлива», — сказал Лихачев.
https://www.rbc.ru/rbcfreenews/60bf2a559a79475b3a46fcc6?from=newsfeed
О ПРОЕКТЕ
Реализуемый Госкорпорацией «Росатом» проект «Прорыв» нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику.
Цель работы в рамках проектного направления «Прорыв» – создание ядерно-энергетических комплексов, включающих в себя АЭС, производства по регенерации (переработке) и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла для крупномасштабной ядерной энергетики, отвечающих базовым требованиям:
1. Исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более отселения населения;
2. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с альтернативной генерацией, в первую очередь, с парогазовыми установками, но также и солнечными и ветровыми станциями при учёте всех затрат топливных циклов (на основе сравнительного анализа LCOE);
3. Формирование ЗЯТЦ для полного использования энергетического потенциала природного уранового сырья;
4. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО;
5. Технологическое укрепление режима нераспространения (последовательный отказ от обогащения урана для ядерной энергетики, наработки оружейного плутония в бланкете и выделения при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов).
На территории Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК) в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки (МП) облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации (МФР) для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.
ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла. Пристанционный вариант организации топливного цикла (ПЯТЦ) позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки в пределах одной площадки.Пристанционный топливный цикл, состоящий из двух основных модулей – МФР и МП, имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На первом из них впервые в мире создается опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана с использованием технологии карботермического синтеза.
Модуль фабрикации и рефабрикации (МФР)
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300, а также предусматривает включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.
Наиболее существенные результаты получены в разработке технологии плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО «СХК», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.
Завершена постановка в БН-600 18-ти ТВС (более 1000 твэлов) для обоснования работоспособности твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Во время испытаний не было ни одной разгерметизации оболочек при максимальном выгорании до 7,5% т.а., которое превышает выгорание, достигнутое на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Послереакторные исследования 6 экспериментальных ТВС (КЭТВС и ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и твэлы сохранили герметичность. Облучение ЭТВС-11 в РУ БН-600 в течение 7 микрокампаний обеспечило обоснование работоспособности твэлов стартовой загрузки РУ БРЕСТ-ОД-300.
Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного топлива при создании РУ БРЕСТ-ОД-300.
В данный момент идет монтаж основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК).
БРЕСТ
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы «естественной безопасности».
Особенности реактора позволили отказаться от больших объёмов гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования.
Интегральная конструкция реакторной установки позволяет локализовать течи теплоносителя в объеме корпуса РУ и исключить осушение активной зоны. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.
В соответствии с дорожной картой создания опытно-демонстрационного энергокомплекса, получены результаты НИОКР в обоснование основного оборудования, изделий активной зоны, конструкционных материалов, технологии свинцового теплоносителя реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300, проведена верификация расчетных кодов. Технические решения по оборудованию РУ БРЕСТ-ОД-300 экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования.
Получены положительные заключения Главной государственной экспертизы на проектную документацию энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300.
Были разработаны и согласованы со всеми заинтересованными организациями вторые редакции ФНП «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» (НП-117), «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем» (НП-118) и вторые редакции стандартов Госкорпорации «Росатом» «Обеспечение целостности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» по темам (16 стандартов) в поддержку НП-117 и НП-118.
Модуль переработки (МП)
На модуле переработки ОДЭК предполагается поэтапно реализовать комбинированную технологию переработки СНУП ОЯТ, состоящую из головных пирохимических операций, гидрометаллургического аффинажа урана, плутония и нептуния (U-Pu-Np), включая выделение и разделение америция (Am) и кюрия (Cm), а также получение порошков оксидов U-Pu-Np-Am. Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела.
Экология
Радиационно-эквивалентный подход в ЗЯТЦ – основной способ решения потенциальных экологических проблем при обращении с РАО, а также главный аргумент при работе с общественностью и «радиофобией». Он фактически означает, что радиационная безопасность окружающей среды гарантируется не техническими средствами и способами, а самим отсутствием активности сверх имеющихся уже природных уровней.
На сегодняшний день уже экспериментально продемонстрирована возможность глубокого извлечения актинидов (>99,9%) из всех видов РАО, что обосновывает техническую достижимость радиационно-эквивалентного подхода к захоронению РАО.
В рамках сценария развития в 21 веке ядерной энергетики России с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах установлено:
• Выравнивание ожидаемых доз облучения от РАО и от природного сырья (радиационная эквивалентность) достигается через 287 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.;
• Выравнивание пожизненных радиационно-обусловленных рисков возможной индукции онкозаболеваний от РАО и от природного сырья (радиологическая эквивалентность) достигается через 99 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.
Подготовлен атлас радиоэкологической обстановки в 30-ти км зоне АО «СХК», отражающий состояние окружающей среды в районе до начала эксплуатации. Сделан он для того, чтобы в дальнейшем, спустя годы, когда все объекты опытно-демонстрационного энергокомплекса вступят в строй, провести повторные исследования экологических и природных параметров и сравнить их с теми, что отражены в атласе.
В 2017 году сразу несколько научно-исследовательских институтов приступили к работе над его наполнением. Путем взятия большого количества соответствующих проб были исследованы практически все природные и сельскохозяйственные ресурсы.
http://proryv2020.ru/o-proekte/
Кириенко назвал строительство БРЕСТа прорывом в новую эру энергетики
Россия становится первой в мире страной, которая добилась замкнутого ядерного топливного цикла, отметил первый заместитель руководителя администрации президента РФ, председатель наблюдательного совета "Росатома" Сергей Кириенко.
Во вторник в Томской области началось строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300.
"Прорыв действительно случился. Свершилось то, к чему мы долгое время готовились, над чем трудились, о чем мечтали: Россия становится первой в мире страной, которая добилась замкнутого ядерного топливного цикла", - отмечается в приветствии Кириенко к участникам и гостям церемонии открытия, которое зачитал генеральный директор "Росатома" Алексей Лихачев.
Представитель Кремля отметил, что это означает "переход к бесконечно возобновляемой ресурсной базе чистой и безопасной энергетики". По его словам, замкнутый ядерный топливный цикл не зря сравнивают с "философским камнем" или "вечным двигателем" энергетики.
