Ветераны-реакторщики СХК познакомились с созданием реактора «БРЕСТ-ОД-300». Брест од 300


БРЕСТ-ОД-300

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем.

БРЕСТ-ОД-300 (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом) – концепция инновационного реактора естественной безопасности. Цель проекта – демонстрация высоких физических и эксплуатационных характеристик, свойств естественной безопасности реактора данного типа, а также возможность его работы в замкнутом цикле в равновесном топливном режиме.

С точки зрения безопасности БРЕСТ-ОД-300 будет иметь ряд существенных преимуществ перед любым эксплуатируемым сегодня реактором – он самостоятельно заглушается при отклонении любых параметров.

Использование в БРЕСТ-ОД-300 высококипящего (~2000 К), радиационно стойкого, слабо активируемого свинцового теплоносителя, инертного при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре и исключает аварии с пожарами и взрывами.

Плотное нитридное топливо надежнее оксидного, легче переносит механические дефекты и температурные режимы.

Сочетание свойств тяжелого свинцового теплоносителя и плотного теплопроводного нитридного топлива создает условия для достижения полного воспроизводства делящихся нуклидов в активной зоне и стабилизации размножающих свойств реактора, что позволяет работать при малом и стабильном запасе реактивности, исключить аварии с неконтролируемым ростом мощности, разрушением топлива и выбросом радиоактивности.

В ФЭИ проводятся:

  • экспериментальное исследование теплообмена и температурных полей в экспериментальных сборках, моделирующих ТВС центральной и периферийной подзон активной зоны БРЕСТ-ОД-300;
  • расчётно-экспериментальное обоснование парогенератора, исследование системы погружной диагностики в среде жидкого свинца (звуковидение), исследование влияния примесей на теплообмен в жидком свинце и в целом создание системы технологии свинцового теплоносителя;
  • испытания парогенератора, обогреваемого свинцом – на стенде СПРУТ.

www.ippe.ru

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 1 УДК 621.039.58 Повышение безопасности АЭС с ВВЭР после аварии на АЭС «Фукусима» Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2 Влияние внешних

Подробнее

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( )

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( ) РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21C 15/18 (2006.01) 167 923 (13) U1 R U 1 6 7 9 2 3 U 1 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22)

Подробнее

Рис. 1. Схема петли ССАД ЗО РУ КЛТ-40С

Рис. 1. Схема петли ССАД ЗО РУ КЛТ-40С РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА «КУПОЛ-МТ» НА БАЗЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ СНИЖЕНИЯ АВАРИЙНОГО ДАВЛЕНИЯ В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ КЛТ-40С А.А. Лукьянов,

Подробнее

ГОДОВОЙ ОТЧЕТ. Линия отреза

ГОДОВОЙ ОТЧЕТ. Линия отреза ГОДОВОЙ ОТЧЕТ Линия отреза 2005 Усиление кадрового состава. Рост числа заказов. Увеличение выручки. КЛЮЧЕВЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ Внедрение и/или сопровождение эксплуатации систем диагностики на всех российскихаэссввэр

Подробнее

ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ П О С Т А Н О В Л Е Н И Е от 10 мая 2017 г. 543 МОСКВА О порядке оценки готовности субъектов электроэнергетики к работе в отопительный сезон В соответствии с Федеральным

Подробнее

СТАРКОВ Владимир Александрович

СТАРКОВ Владимир Александрович ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ На правах рукописи УДК 621.039.5 СТАРКОВ Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Подробнее

Транспортный упаковочный комплект ТУК-137 для безопасного транспортирования ОТВС реакторов ВВЭР-1000/1200 с увеличенной массой и глубиной выгорания ядерного топлива Е. В. Блохина, С. Ф. Долбищев, Л. Н.

Подробнее

Каталог подогревателей «Бинар»

Каталог подогревателей «Бинар» Каталог подогревателей «Бинар» Подогреватели предпусковые бензиновый и дизельный Бинар 5Б-СВ и Бинар-5Д-СВ Подогреватели предназначены для предпускового разогрева двигателя автомобилей с жидкостной системой

Подробнее

Официальные документы

Официальные документы Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому,

Подробнее

Рабочие режимы ТГ и ГГ

Рабочие режимы ТГ и ГГ Рабочие режимы ТГ и ГГ Под рабочими режимами работы генератора подразумевают такие режимы, в которых он может работать длительное время. К ним относятся режимы работы машин с различными нагрузками от минимально

Подробнее

docplayer.ru

Ветераны-реакторщики СХК познакомились с созданием реактора «БРЕСТ-ОД-300»

Ветераны АО «Сибирский химический комбинат» (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ»), бывшие работники реакторных заводов комбината 10 марта 2016 года побывали на площадке строительства реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300», создаваемой на СХК в рамках реализации Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» и отраслевого инновационного проекта «Прорыв». Руководитель проекта по созданию реактора «БРЕСТ-ОД-300» на СХК Андрей Николаев рассказал старшему поколению атомщиков о ходе строительства опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), его проектной мощности, об уникальности применяемых технологий, а также об этапах строительства и сроках сдачи объектов в эксплуатацию.

В самом начале встречи Андрей Николаев подчеркнул, что энергетического комплекса с замкнутым ядерно-топливным циклом подобного ОДЭК, ни в России, ни в мире еще не создавали.

«Для нас большая честь и вместе с тем большая ответственность участвовать в реализации столь масштабного проекта»,

- сказал Андрей Георгиевич.

Он привел цифры, характеризующие масштабы строительства. Так, здание №1, где будет располагаться реактор, станет самым большим и по высоте, и по глубине, т.к. диаметр корпуса реактора равен 26 метрам, а в высоту достигает 17 метров. Мощность реактора «БРЕСТ-ОД-300» отражена в его аббревиатуре – его электрическая мощность составит 300 мегаватт.

«Энергокомплекс будет входить в состав АО «СХК». Количество работающего персонала на модуле фабрикации топлива, первом объекте вводимом в эксплуатацию, во время пуска и последующие два года составит 540 человек. В дальнейшем модуль фабрикации после небольшой модернизации будет называться модулем рефабрикации. Все производство планируется полностью автоматизировать, исключив нахождение людей в производственной зоне. Оператор по компьютеру и экрану монитора будет отслеживать все технологические процессы»,

- дополнил руководитель проекта.

Один из участников встречи, Сергей Загорский, ветеран реакторного завода (объекта №45 СХК) рассказал, что тема реакторов для него близка и интересна. Он уверен, что реактор «БРЕСТ-ОД-300», который будет строиться в Северске в рамках проекта «Прорыв» – это новое слово в атомных технологиях.

«Я всегда был увлечен всем современным и передовым. Чтобы посмотреть, как идет строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса, я приезжал самостоятельно еще в самом начале строительства. Увиденное меня очень впечатлило, - говорит ветеран, проработавший 45 лет на реакторном заводе СХК. - Что касается нового реактора, то я как реакторщик с удовольствием бы поработал на нем. Такого еще никто и нигде не строил. Уже это впечатляет, а уж то, что он будет работать в замкнутом цикле – это вообще фантастика, которая на наших глазах становится реальностью».

Валентин Кучма, ветеран реакторного завода (объект №5 СХК) непосредственно на реакторе проработал более 30 лет. Он говорит:

«Мы с коллегами, ветеранами комбината, очень бы хотели, чтобы все намеченные цели были достигнуты. Мы снова выступаем первопроходцами. Если заглянуть в историю, то нам всегда удавалось претворять в жизнь казалось бы, невыполнимые проекты. Мы своим трудом доказывали, что неразрешимых задач нет. Теперь доказывать, что это именно так, предстоит новому поколению. Хотя, откинуть бы мне несколько десятков лет назад, то я бы с большим удовольствием поработал на таком новом современном реакторе, как «БРЕСТ-ОД-300».

www.atomic-energy.ru

Надежный БРЕСТ | Атомная энергия 2.0

Оригинальный подход в развитии БН-реакторов демонстрирует НИКИЭТ, разработавший проект реакторной установки БРЕСТ для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности для крупномасштабной ядерной энергетики будущего.

БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.

Достоинства реактора:

  • естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
  • долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
  • нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
  • экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
  • экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:
  • самоход всех органов регулирования
  • отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
  • отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
  • разгерметизация корпуса ректора
  • разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
  • наложение различных аварий
  • неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.

Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

В качестве одной из таких аварий (произошедшей вследствие диверсии) рассматривалось разрушение корпуса реактора (крышки) и здания, в результате которой реактор переходит с номинальной мощности в заглушенное состояние с временным повышением температуры теплоносителя в объеме реактора ~1000К, твэлы сохраняют свою целостность и утечка радиоактивности из топлива остается на проектном уровне, выброс радионуклидов из реактора за аварию составит < 1000 Kи (в эквиваленте по 131I). Такой выброс соответствует пятому уровню по международной шкале событий на АЭС, не требующей эвакуации населения. Меры по очистке свинца от висмута и других радионуклидов позволили бы снизить последствия аварии до четвертого или даже до третьего уровня.

В настоящее время выполнены концептуальные проекты реакторов мощностью 300 (рис.1) и 1200 МВт (эл) (рис.2), проведены их конструкторские и расчетные исследования. Проведены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой ядерных данных, длительные коррозионные испытания сталей на циркуляционных Pb-петлях, эксперименты по взаимодействию Pb с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с Pb и стальной оболочкой и др.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, — очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

 

Рисунок 1. Общий вид реактора БРЕСТ-300

 

 

Рисунок 2. Реактор БРЕСТ-1200

atomic-energy.ru

реактор естественной безопасности на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением, подходы к замыканию ЯТЦ

Технические решения для создания новой реакторной технологии — технологии естественной безопасности — разрабатываются в России с середины 90-х годов прошлого столетия. Основные принципы технологии приведены ниже. • Преимущественное использование для обеспечения безопасности, прежде всего нейтронно-физических и физико-химических свойств топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, а также конструкторских решений, позволяющих полностью реализовать эти свойства и тем самым исключить целые классы аварий и при этом уменьшить наращивание инженерных мер и систем безопасности.• Исключение тяжелых аварий на АЭС, а именно: неконтролируемого роста мощности от появления избыточных нейтронов в активной зоне в результате нарушения баланса между их рождением и поглощением (так называемые реактивностные аварии), потери охлаждения, пожаров, взрывов, которые в пределе могут потребовать отселения населения. • Полное использование энергетического потенциала урана путем создания замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ). В замкнутом ядерном топливном цикле от извлеченного из реактора облученного ядерного топлива отделяются только продукты деления (ПД) (разделившиеся в результате поглощения нейтронов атомы ядерного топлива), вместо ПД добавляется такая же масса обедненного урана, оставшегося от производства урана обогащенного, топливо снова возвращается в реактор для выработки энергии. • Экологическая приемлемость в виде принципа радиационной эквивалентности, заключающегося в равенстве радиотоксичности получившихся при производстве энергии радиоактивных отходов (РАО) и использованного уранового сырья. • Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия. • Конкурентоспособность с ныне существующими типами реакторов и другими источниками энергии.Пилотным объектом для получения комплексного опыта при реализации новой технологии станет опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК). В состав ОДЭК входят энергоблок с реакторной установкой (РУ) на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (300 МВт эл.) и предприятия фабрикации и переработки ядерного топлива. Создаваемый энергокомплекс является прототипом будущих коммерческих объектов.

Конструктивные особенности реакторной установки БРЕСТ-ОД-300Для повышения безопасности ядерных технологий и минимизации рисков, связанных с особенностями используемых в ядерных реакторах различных теплоносителей, предложено использование в этом качестве расплава свинца. Свинцовый теплоноситель обладает целым рядом преимуществ. Он имеет высокую температуру кипения (около 1800 °С), что делает практически нереализуемыми потерю теплоотвода вследствие кризиса теплоотдачи, изменение баланса нейтронов и неконтролируемый рост мощности реактора вследствие реализации пустотного эффекта. Другим положительным качеством свинца является его химическая инертность при взаимодействии с воздухом и водой. Это снимает опасность возникновения взрывов и пожаров при возможной разгерметизации контура теплоносителя. Кроме того, свинец имеет приемлемое поглощение нейтронов и высокую атомную массу ядер, а следовательно, малое замедление нейтронов. Эти свойства дают возможность обеспечить быстрый спектр и небольшую утечку нейтронов из активной зоны.Следующим фактором, положительно влияющим на безопасность реакторной установки, является применение смешанного уранплутониевого нитридного топлива. Основными достоинствами этого топлива являются высокая плотность, позволяющая обеспечить полное воспроизводство делящихся нуклидов в активной зоне, и высокая теплопроводность, позволяющая снизить температуру топлива и, соответственно, запас реактивности на разогрев. Идеи применения свинца и смешанного нитридного топлива должны быть облечены в форму конструкции, в которой реализуются принципы естественной безопасности. Эти основные решения вместе со свинцовым теплоносителем и нитридным топливом позволяют реализовать требования новой технологии. Конкретные конструкторские решения и технические характеристики БРЕСТ-ОД-300, включая уровень мощности 700 МВт (тепловых), двухконтурную схему отвода тепла, другие решения, определяются как задачей продемонстрировать свойства естественной безопасности этой реакторной технологии, так и требованиями преемственности основных технических решений в будущих разработках коммерческих реакторов типа БРЕСТ большей мощности. Главными задачами при разработке и эксплуатации энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 являются: • подтверждение возможности исключения тяжелых аварий, связанных с реализацией полного запаса реактивности и потерей теплоносителя и требующих в пределе эвакуации населения; • получение опыта эксплуатации ядерной энергетической установки в замкнутом ядерном топливном цикле на всех стадиях жизненного цикла для обоснования коммерческих РУ такого типа;• реализация равновесного режима топлива при полном его воспроизводстве (самообеспечении). Для обеспечения полноты выполнения требований реакторная установка разработана с интегральной компоновкой в металлобетонном многослойном корпусе, то есть всё оборудование первого циркуляционного контура расположено в пределах корпуса, и теплоноситель не покидает корпус. Такое решение позволяет сделать пренебрежимо малыми возможность потери охлаждения активной зоны вследствие потери теплоносителя. Кроме того, в контуре циркуляции отсутствует запорная арматура, что способствует развитию теплоотвода при потере принудительной циркуляции и исключает гидравлические удары, возможные при ложном срабатывании или отказе арматуры. Теплообменники аварийного отвода тепла размещены непосредственно в первом контуре, через них тепло отводится посредством естественной циркуляции к конечному поглотителю — атмосферному воздуху, что повышает надежность системы при уменьшении ее разветвленности. Для продления циркуляции при обесточивании применена схема циркуляции с напорным уровнем (рис. 2а, 2б), а пассивная система аварийного расхолаживания (САОР) не требует внешних источников питания[1].

База для разработкиБазой является более чем 40-летний практический опыт по быстрым реакторам и опыт использования свинцовых сплавов (Pb–Bi) как теплоносителя в реакторах атомных подводных лодок. За это время идеи по использованию тяжелого жидкого металла в качестве теплоносителя были восприняты мировым сообществом и породили работы в этом направлении в Европе, США, Японии, Южной Корее, Китае, представлены в программах МАГАТЭ и Поколение IV [1,2]. Однако только в России предполагается в полноте продемонстрировать преимущества такой технологии в свете естественной безопасности.

Основные результаты облучения нитрида урана были получены в реакторе БР-10 на протяжении 18-летней эксплуатации: две загрузки с UN (660 и 590 твэлов). Топливо показало хорошую работоспособность: более 99% твэлов проработали до выгорания 8% тяжелых атомов (т.а.) без разгерметизации, максимальное выгорание — 9% т.а. Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо (СНУП) исследовалось по программе BORA-BORA в реакторе БОР-60 (максимальное выгорание — 12% т.а.). За рубежом нитридное топливо исследовалось в США, Франции и Японии [2].В России новый виток работ был начат с подписания в 2010 году Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП). Для обоснования работоспособности элементов реакторной установки АО «НИКИЭТ» с большим кругом соисполнителей проводятся испытания на коррозионную стойкость, тепловые и гидравлические, вибрационные и трибологические характеристики оборудования и материалов, в том числе в среде свинцового теплоносителя. Изучаются процессы и верифицируются программные средства для обоснования нейтронно-физических, радиационных, теплогидравлических характеристик. Для изучения поведения топлива под руководством АО «ВНИИНМ» ведется разработка технологии изготовления (карботермический синтез) и проводятся в реакторах БОР-60 и БН-600 испытания экспериментальных твэлов со СНУП-топливом. 

Ядерной топливный цикл реакторной установки БРЕСТ-ОД-300Подтверждение работы в замкнутом равновесном топливном режиме (рис. 3) является одной из важнейших целей проекта ОДЭК.Источником ядерной энергии в принципе является природный уран, в котором приблизительно 0,7% урана-235, делящегося нейтронами всех энергий. Остальной уран представлен, за исключением небольшого количества урана-234, ураном-238, в котором самоподдерживающаяся цепная реакция деления невозможна. До настоящего времени для производства энергии в ядерных реакторах в основном используется уран, обогащенный по изотопу уран-235, получаемый удалением избыточного количества урана-238 из природного урана по технологиям, требующим разделения изотопов. Также возможно извлечение урана, обогащенного по изотопу уран-235, из отработавшего высокообогащенного топлива (регенерат). Осваивается использование в энергетике смешанного уран-плутониевого топлива из плутония, получаемого в результате захвата нейтронов в уране-238. Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) реактора БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается в соответствии с требованиями, приведенными ниже. • Полное воспроизводство топлива по всему пространству активной зоны (KBA ~ 1,05). В этом случае нет необходимости выделять или добавлять плутоний при изготовлении новой топливной загрузки, а небольшой избыток производимого в активной зоне топлива необходим для компенсации наработки продуктов деления, поглощающих нейтроны. • Стабильность запаса реактивности, полей энерговыделения и характеристик реактора по кампании (рис. 4) обеспечивается прежде всего за счет свойств самого топлива и композиции активной зоны, что минимизирует корректирующие действия органов регулирования.

• Малый оперативный запас реактивности (ОЗР) — порядка эффективной доли запаздывающих нейтронов (ßэф), что исключает реактивностные аварии с неконтролируемым ростом мощности вследствие отказов оборудования и ошибок персонала (ОЗР — запас реактивности на изменение мощности и на выгорание топлива). • Пристанционный ЯТЦ и полное воспроизводство топлива способствуют технологической поддержке режима нераспространения и создают несколько последовательных барьеров для распространения делящихся материалов: отсутствует технологическая необходимость разделения урана и плутония при переработке топлива, нет необходимости в дополнительном производстве, топливо не выходит за пределы энергокомплекса. • Вовлечение собственных минорных актинидов (МА) в топливо. В топливе ядерных реакторов в результате захватов нейтронов в уране и в плутонии накапливаются долгоживущие радиоактивные химически родственные урану и плутонию изотопы, называемые минорными актинидами — нептуний, америций, кюрий. Небольшие по количеству, они дают существенный вклад в радиационную опасность РАО на длительные времена. Для достижения условий радиационной эквивалентности МА могут быть вовлечены (в количестве нескольких процентов от массы топлива) в замкнутый топливный цикл быстрого реактора, где в результате реакции деления они из долгоживущих (с периодом полураспада тысячи лет) превратятся в продукты деления (десятки лет) — так называемая «трансмутация» РАО. • Как ожидается, длительность кампании топлива в реакторах БРЕСТ должна быть порядка пяти лет при последующей выдержке в течение года во внутриреакторном хранилище и переработке извлеченного из хранилища топлива в течение следующего года. Масса и изотопный состав загружаемого и выгружаемого в конце каждой кампании плутония и минорных актинидов практически остаются неизменными (рис. 5).

Принципы радиационной эквивалентности

Как показывают расчетно-экспериментальные исследования радиотоксичности ОЯТ, учитывающие химическую и миграционную активность вовлеченных в топливный цикл урана, плутония и МА, а также продуктов их деления, радиационная эквивалетность может быть обеспечена при выполнении следующих условий:• вовлечение в топливный цикл минорных актиноидов; • в РАО вместе с ПД включаются не более 0,1% U, Pu, Np, 1% Am; • контролируемое хранение РАО в течение 300 лет с последующим окончательным захоронением. Ожидается, что после примерно 300 лет выдержки выделенные высокоактивные РАО при указанных выше условиях будут иметь удельное энерговыделение около 0,02 Вт/кг, а биологическую опасность — на уровне потребленного урана. Таким образом природный радиационный баланс Земли не будет нарушен (рис. 6). Нейтронная трансмутация актинидов (то есть перевод их в продукты деления) возможна в активной зоне быстрого реактора (в том числе и без уранового бланкета) за счет избытка нейтронов в цепной реакции и высокой плотности потока быстрых нейтронов без нарушения естественной безопасности реактора.

Технологическая поддержка требований по нераспространению ядерных материаловДля разработанного проекта БРЕСТ-ОД-300 определяющими являются не организационные, а технические меры по обеспечению режима нераспространения. Такой вывод можно сделать исходя из следующих особенностей проекта, приведенных ниже. • Проектом активной зоны БРЕСТ-ОД-300 не предусмотрен урансодержащий бланкет, где возможна наработка плутония оружейного качества. • В топливном цикле реакторов БРЕСТ все производства расположены на площадке АЭС, чтобы исключить большие промежуточные хранилища и перевозки облученных ТВС, связанные с риском хищения или утери топлива. • Подаваемое на регенерацию и регенерированное топливо реакторов БРЕСТ непригодно для изготовления ядерного заряда. Требованием к технологии регенерации является неразделение урана и плутония в регенерируемом топливе, что обеспечивается КВА ~1. • Подпитка только природным или обедненным ураном. • Технологический процесс регенерации и рефабрикации топлива проводится без доступа персонала.

ЗаключениеПроект БРЕСТ-ОД-300 создает основу для разработки коммерческих реакторов, работающих в ЗЯТЦ на основе ядерных технологий с новым уровнем безопасности. Замкнутый топливный цикл со сжигающими минорные актиниды реакторами дает возможность достичь радиационной эквивалентности РАО и природного урана в течение периода порядка 300 лет. Результаты экспериментальных и конструкторских работ указывают на возможность реализации в энергокомплексах с реакторами типа БРЕСТ, работающих в замкнутом топливном цикле, основных требований по безопасности производства ядерной энергии, объему потребления сырьевых топливных материалов, эффективности и решению проблемы ОЯТ.

Литература:1. Драгунов Ю.Г. и др. Реактор на быстрых нейтронах (БРЕСТ). 3-я Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии в атомной энергетике», 7–10 октября 2014 г., АО «НИКИЭТ», Москва, Доклады, т. 1, с. 94–102. 2. Троянов В.М. и др. Перспективы использования нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом, там же, с. 61–70. 3. Лемехов В.В., Смирнов В.С., Уманский А.А. Минорные актиноиды как фактор безопасности уранового старта ядерной энергетики на БР, там же, т. 2, с. 32–34. 4. Рачков В.И. НИОКР — состояние реализации и ключевые развилки, там же, пленарная сессия. 5. Глазов А.Г., Леонов В.Н. и др. Реактор БРЕСТ с пристанционным ЯТЦ. Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып. 1, с. 15–20. 6. Лопаткин А.В. и др. Возможности развития реакторов БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики // Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып. 1, с. 21–28.7. Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблем РАО и нераспространения. 11-я Международная конференция по ядерной технике, Токио, Япония, 2003, ICONE11-36405. 8. Орлов В.В. и др. ВАНТ, вып. 4, Ядерные технологии для энергетики будущего, с. 232–256. 9. Драгунов Ю.Г. и др. Атомная энергия. 2012. Т. 113, вып. 1, с. 58–65. 10. Спирин Е.В., Алексахин Р.М., Спиридонов С.И. Радиационный баланс отработавшего ядерного топлива в соответствии с критериями воздействия на здоровье человека и окружающую среду. XLIII радио-экологические чтения в память Б.М. Клечковского.

ТЕКСТ: Ю.Г. Драгунов, В.В. Лемехов, А.В. Моисеев, А.А. УманскийАО "НИКИЭТ", Москва, Россия

rareearth.ru

Сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300» в Северске начнется в 2017 году

АО «Сибирский химический комбинат»: Вячеслав Першуков на площадке строительства ОДЭК с реакторной установкой «БРЕСТ-ОД-300»

На первом заводе опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), модуле фабрикации, в сентябре 2016 года начнется монтаж оборудования.

Об этом на заседания оперативного штаба сооружения объектов капитального строительства ОДЭК с реакторной установкой «БРЕСТ-ОД-300» на площадке АО «Сибирский химический комбинат» сообщил Вячеслав Першуков, заместитель генерального директора - директор Блока по управлению инновациями Росатома, руководитель проектного направления «Прорыв», сообщает пресс-служба «СХК».

«С сентября будет поступать оборудование под монтаж, начнутся монтажные работы, и конечный облик модуля фабрикации появится в 2018 году», – сказал Вячеслав Першуков.

По его словам, «стройка прошла подготовительный этап и устойчиво набирает скорость. Ведутся бетонные работы, начинаются работы по  сетям и коммуникациям».

«Проектно-сметная документация на реакторную установку закончена, она прошла государственную экспертизу, сейчас идет подготовка рабочей документации. Рассматриваются вопросы заказа оборудования длинноциклового изготовления. Стройка БРЕСТа начнется не раньше следующего года (после получения лицензии Ростехнадзора на сооружение – прим. пресс-службы)», - сказал Вячеслав Першуков.

Он добавил, что графики строительства модуля переработки привязываются к общему графику строительства реактора «БРЕСТ-ОД-300».

Вячеслав Першуков также рассказал, что в настоящий момент начато формирование федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период с 2018 года и на перспективу до 2035 года», ФЦП-2. Нынешняя ФЦП охватывает период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года. Руководитель проектного направления «Прорыв» напомнил о предназначении опытно-демонстрационного энергокомплекса, создаваемого в Северске.

«ОДЭК будет не только производить 300 мегаватт электроэнергии – это небольшие мощности. Он должен иметь большую научную программу для отработки технологии промышленного применения», - подчеркнул он.

Поэтому в ФЦП-2 будут заложены серьезные средства именно на отработку технологии.

В работе оперативного штаба по сооружению ОДЭК участвовали представители Госкорпорации «Росатом», Топливной компании ТВЭЛ, АО «СХК», администрации Томской области, ИТЦП «Прорыв», генподрядной организации, отраслевых проектных и исследовательских институтов. Участники совещания традиционно начали работу с посещения площадки строительства ОДЭК. В рамках заседания были рассмотрены вопросы хода строительно-монтажных работ модуля фабрикации/рефабрикации (МФР) ядерного топлива. Также обсуждался график закупки, изготовления и поставки оборудования для МФР и реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300», изготовления нестандартизированного оборудования для технологических линий МФР.

Напомним, Госкорпорация «Росатом» реализует на Сибирском химическом комбинате амбициозный проект «Прорыв», направленный на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решение проблем отработавшего ядерного топлива и РАО. Результатом проекта должно стать создание конкурентоспособного продукта, который сможет обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике.

АО «Сибирский химический комбинат» (СХК) (г. Северск) объединяет пять заводов по обращению с ядерными материалами. Одно из основных направлений работы СХК – обеспечение потребностей атомных электростанций в уране для ядерного топлива, производство тепловой и электрической энергии. Входит в состав Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом».

www.seogan.ru

Ветераны-реакторщики СХК познакомились с созданием реактора «БРЕСТ-ОД-300»

Ветераны АО «Сибирский химический комбинат» (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ»), бывшие работники реакторных заводов комбината 10 марта 2016 года побывали на площадке строительства реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300», создаваемой на СХК в рамках реализации Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» и отраслевого инновационного проекта «Прорыв». Руководитель проекта по созданию реактора «БРЕСТ-ОД-300» на СХК Андрей Николаев рассказал старшему поколению атомщиков о ходе строительства опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), его проектной мощности, об уникальности применяемых технологий, а также об этапах строительства и сроках сдачи объектов в эксплуатацию.

В самом начале встречи Андрей Николаев подчеркнул, что энергетического комплекса с замкнутым ядерно-топливным циклом подобного ОДЭК, ни в России, ни в мире еще не создавали.

«Для нас большая честь и вместе с тем большая ответственность участвовать в реализации столь масштабного проекта»,

- сказал Андрей Георгиевич.

Он привел цифры, характеризующие масштабы строительства. Так, здание №1, где будет располагаться реактор, станет самым большим и по высоте, и по глубине, т.к. диаметр корпуса реактора равен 26 метрам, а в высоту достигает 17 метров. Мощность реактора «БРЕСТ-ОД-300» отражена в его аббревиатуре – его электрическая мощность составит 300 мегаватт.

«Энергокомплекс будет входить в состав АО «СХК». Количество работающего персонала на модуле фабрикации топлива, первом объекте вводимом в эксплуатацию, во время пуска и последующие два года составит 540 человек. В дальнейшем модуль фабрикации после небольшой модернизации будет называться модулем рефабрикации. Все производство планируется полностью автоматизировать, исключив нахождение людей в производственной зоне. Оператор по компьютеру и экрану монитора будет отслеживать все технологические процессы»,

- дополнил руководитель проекта.

Один из участников встречи, Сергей Загорский, ветеран реакторного завода (объекта №45 СХК) рассказал, что тема реакторов для него близка и интересна. Он уверен, что реактор «БРЕСТ-ОД-300», который будет строиться в Северске в рамках проекта «Прорыв» – это новое слово в атомных технологиях.

«Я всегда был увлечен всем современным и передовым. Чтобы посмотреть, как идет строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса, я приезжал самостоятельно еще в самом начале строительства. Увиденное меня очень впечатлило, - говорит ветеран, проработавший 45 лет на реакторном заводе СХК. - Что касается нового реактора, то я как реакторщик с удовольствием бы поработал на нем. Такого еще никто и нигде не строил. Уже это впечатляет, а уж то, что он будет работать в замкнутом цикле – это вообще фантастика, которая на наших глазах становится реальностью».

Валентин Кучма, ветеран реакторного завода (объект №5 СХК) непосредственно на реакторе проработал более 30 лет. Он говорит:

«Мы с коллегами, ветеранами комбината, очень бы хотели, чтобы все намеченные цели были достигнуты. Мы снова выступаем первопроходцами. Если заглянуть в историю, то нам всегда удавалось претворять в жизнь казалось бы, невыполнимые проекты. Мы своим трудом доказывали, что неразрешимых задач нет. Теперь доказывать, что это именно так, предстоит новому поколению. Хотя, откинуть бы мне несколько десятков лет назад, то я бы с большим удовольствием поработал на таком новом современном реакторе, как «БРЕСТ-ОД-300».

atomic-energy.ru