Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец. Энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 станет частью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК в рамках стратегического. 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. В Северск доставили опытный образец насоса для реактора БРЕСТ-ОД-300. Под «БРЕСТ-ОД-300» не доложили тысячи тонн щебня.
Росатом изготовит уникальное оборудование для энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300
По словам главного конструктора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Вадима Лемехова, строящийся реактор является «металлобетонной конструкцией, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. первый в мире Perpetuum Mobile мощностью 300 МВт – АЭС с замкнутым топливным циклом. Конструкторская концепция реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 заключается в следующем.
Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
Реактор замкнутого цикла на быстрый нейтронах БРЕСТ должен стать первым в мире реактором без зоны отчуждения, без необходимости вывоза за территорию радиоактивных отходов. 10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300». В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 — нижний ярус ограждающей конструкции. Обзоры - О проведении исследований, строительстве и эксплуатации и ремонте опытно демонстрационного энергетического комплекса с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы. 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.
Росатом начал строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Росатом приступил к тестированию первого объекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв"). Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец. 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. 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. Естественный вопрос – почему БРЕСТ-ОД-300 относят к реакторам IV поколения?
В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300
Северск Томская область. Помимо энергоблока, ОДЭК будет включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла - комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, а также модуль переработки облученного ядерного топлива. Его корпус - это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Кроме того, корпус БРЕСТ - более крупногабаритный, доставить его можно только по частям, а финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК», - прокомментировал главный конструктор реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов, чьи слова приводятся в сообщении. Хотя о перспективности этой технологии специалисты рассуждают давно а если быть совсем точным, то о сочетании урана и свинца говорили еще до появления собственно атомной энергетики , до ее практического применения доходило только в СССР, где были разработаны реакторы с теплоносителем свинец-висмут для подводных лодок.
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. Интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. 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.
В рамках замкнутого ядерного топливного цикла, реализованного на ОДЭК, облученное топливо, отработавшее в реакторе БРЕСТ-ОД-300, 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, кроме обедненного урана из отвалов обогатительных производств. 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. 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.
Стенд нужен для чисто механических испытаний, а ядерного реактора пока нет. И как заверил А. Николаев, «зарубежные страны очень заинтересованы этим проектом. Он имеет гриф «коммерческая тайна». Каркас галереи, которая свяжет все модули комплекса. Фото Алексея Баширова. Николаев, - потому что такой реактор нигде и никогда не работал. Вместе с тем - показать принципиальную возможность работы замкнутого топливного цикла». Проект реактора «БРЕСТ-ОД-300» имеет шесть приоритетов, среди которых - нераспространение ядерных материалов, поскольку в нем не накапливается отдельно плутоний; равновесность захоронения отходов, безопасность проекта, то есть не требуется отселение людей от этого объекта, и другие. В сумме эти шесть приоритетов, заложенные в реактор такого типа, и делают его привлекательным. Однако, по словам А. Николаева, такой мощности реактор больше строиться не будет, поскольку в коммерческом отношении мощность в 300 мВт неоправданно мала. Строительная площадка опытно-демонстрационного энергокомплекса, возводится модуль фабрикации ядерного топлива. На строительной площадке работы идут круглые сутки, в три смены работают 300 человек.
В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300
Заливка первого бетона ректора БРЕСТ-300 в Северске Страсти по замкнутому циклу В 60-е годы 20 века развитие атомной энергетики шло семимильными шагами. К началу 60-х в мире было всего 3 атомных энергетических энергоблока: первая АЭС в мире, сооружённая в Обнинске, что выдавала в сеть всего 5 МВт; первая коммерческая, сооружённая в британском Колдер-Холле, уже 46 МВт электрической мощности; и первая американская, пущенная через год — всего 60 МВт. Казалось, что пределов для расширения использования АЭС нет. Но на самом деле они были — уран. Легководные реакторы, ставшие основой атомной энергетики, довольно капризные и малые — в качестве топлива они используют не самый распространённый в природе изотоп урана U-238, а гораздо более редкий U-235. Открытый ядерный топливный цикл Эта проблема была очевидна ещё на заре атомной отрасли, поэтому и решение её стали искать параллельно с развитием энергетических реакторов.
В чём главная проблема легководных реакторов? Зато это могут сделать быстрые нейтроны, выделяющиеся при реакции деления. Но в легководном реакторе они быстро замедляются теплоносителем — водой, а кроме того, быстрые нейтроны гораздо менее эффективно запускают реакцию деления U-235. Классическая цепная реакция в легководном реакторе Решение? Заменяем теплоноситель на тот, который не будет замедлять нейтроны, делаем более плотное расположение топлива в реакторе, чтобы увеличить поток быстрых нейтронов и компенсировать их меньшую эффективность в процессе реакции с U-235.
В процессе захвата U-238 нейтронов от реакции деления U-235 будет нарабатываться Pu-239 плутоний. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. То есть реактор в процессе своей работы будет не просто выжигать уран, но и нарабатывать плутоний. Неклассическая реакция в реакторе на быстрых нейтронах Кроме вполне очевидного военного потенциала, данное решение открывало и совершенно новый путь: если можно бесполезный U-238 превращать в плутоний и потом использовать его в обычных легководных реакторах, то можно получить почти неисчерпаемый запас топлива для реакторов — замкнуть ядерный топливный цикл ЗЯТЦ. Такая двухчастная схема атомной энергетики будущего виделась в 60-70е перспективной и необходимой.
Сказать легко — сделать оказалось сложно, так как перед учёными встали сразу несколько фундаментальных проблем. Натрий начинает и заходит в тупик Первая и главная проблема — это теплоноситель. Вода чрезвычайно удобна, так как с ней человечество научилось давно работать. А вот для реакторов на быстрых нейтронах выбор был из веществ, работать с которыми, мягко говоря, совсем неудобно. Главные требования к новому теплоносителю были: хорошие нейтронные характеристики, текучесть и низкая вязкость в жидком виде, как можно меньшая температура плавления и малое парообразование.
Кандидатов было немного, но победу в 50-х годах одержал химически активный натрий. Стоимость в долларах уже значительно устарела информация на 2002 год , но относительный порядок величин представить даёт Почему натрий? Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием в отличии от ртути и калия. При этом из всех конкурентов он обладает одной из лучшей нейтронной активностью. Почти идеал, если забыть о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом.
Тем не менее из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, именно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в частности отечественных реакторов типа БН. Высокая химическая активность натрия потребовала специальных технических решений, которые, при переходе от бумажной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-первых, требовалось изолировать натриевый контур охлаждения от водяного, так как их протечка могла привести к пожару или взрыву внутри реактора. Для этого пришлось делать промежуточных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, а также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха заставило продумывать и хитрую систему замены отработанного топлива с помощью роботизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора.
Кроме того, пришлось решать проблему и загрязнения самого натрия в процессе работы реактора — обычными фильтрами тут не обойтись, поэтому создали так называемые «холодные ловушки».
Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку. Осуществление естественной безопасности[ ] Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость ядерную безопасность без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях.
Выступление Путина не содержало технических деталей, однако в нём было обозначена идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путём исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащённого урана и чистого плутония», по мнению экспертов, в немалой степени базирующейся на создании замкнутого ядерного цикла на основе проекта БРЕСТ. Вскоре после этого в журнале «Ядерный контроль» вышла статья специалиста в области ядерной физики, академика РАН, вице-президента Курчатовского института Николая Пономарёва-Степного, в которой обозначенные президентом цели назывались «не вызывающими сомнений своей необходимостью», однако под сомнение была поставлена возможность их осуществления в ближайшем будущем, а также был подвергнут критике официальный курс на осуществление этих целей с помощью проекта БРЕСТ. В статье констатировалось, что проект реактора БРЕСТ «находится в начальной стадии разработки», а «технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана». Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной ядерной энергетики, такие, как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов.
Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным: Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы: в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешённом диапазоне если он будет подтвержден. Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки; не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов ; не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции; сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения; технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки. Доллежаля» В. Орлова, опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н.
Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Африкантова» В. Костин в опубликованной в 2007 году статье журнала «Атомная стратегия», в которой были обозначены нерешённые технические проблемы: Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что: Общий вывод, который в своей статье делает Костин: БРЕСТ-ОД-300[ ] Проект разрабатывался с 1999 года, на основе концепции ядерной энергетики естественной безопасности, работы над которой велись с конца 80-х годов в рамках специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР. Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 «опытный демонстрационный» , в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте.
Кроме того, выбранная мощность 300 МВт эл.
Что это значит? Значит, что в России официально началось создание самого современного, эффективного и безопасного ядерного реактора в мире. Именно так пафосно. В данном случае это не клише. Поясним и начнем издалека. Вот почему атомная энергетика еще не покорила абсолютно весь мир? Ведь так остро сейчас стоит проблема выбросов от углеводородных электростанций. Казалось бы, лучше атомной энергетики ничего нельзя придумать. Есть две причины.
Первая: обедненный уран, наработанный во время обогащения урана под реакторное топливо и уже отработанное топливо. Что с ними делать? На самом деле, проблема их хранения не такая уж и страшная, потому что не так уж их и много и не такие уж они радиоактивные и методы есть довольно надежные. Но все же.
Его корпус - это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Кроме того, корпус БРЕСТ - более крупногабаритный, доставить его можно только по частям, а финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК», - прокомментировал главный конструктор реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов, чьи слова приводятся в сообщении. Хотя о перспективности этой технологии специалисты рассуждают давно а если быть совсем точным, то о сочетании урана и свинца говорили еще до появления собственно атомной энергетики , до ее практического применения доходило только в СССР, где были разработаны реакторы с теплоносителем свинец-висмут для подводных лодок.
Это первая серьезная попытка пройти на один шаг дальше, чем сделали наши предшественники в XX веке. Мне кажется, что мировая атомная отрасль соскучилась по чему-то принципиально новому, такому как проект БРЕСТ.