Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
06 Завод по выпуску топлива для реактора БРЕСТ-300. Прорыв

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0211 Победы и провалы технического воплощения ядерных реакторов с металлическим теплоносителем
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1381

СообщениеДобавлено: Чт Апр 10, 2014 1:15 pm    Заголовок сообщения: 06 Завод по выпуску топлива для реактора БРЕСТ-300. Прорыв Ответить с цитатой

0211-06

Source URL: http://ria.ru/atomtec_news/20140403/1002411050.html

Росатом начал строить завод по выпуску топлива для реактора БРЕСТ-300

03.04.2014133972




Проектное направление "Прорыв", предусматривающее создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, реализуется в рамках федеральной целевой программы

"Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года".

МОСКВА, 3 апр — РИА Новости. Госкорпорация "Росатом" в конце марта начала строительство в Томской области завода по производству топлива для первого в мире опытного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем "БРЕСТ-300"

в рамках проекта "Прорыв", сообщается на сайте Росатома со ссылкой на заместителя генерального директора госкорпорации Вячеслава Першукова.

Проектное направление "Прорыв", предусматривающее создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах,

реализуется в рамках федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года".

Ранее генеральный директор Росатома Сергей Кириенко заявил, что реализация проекта "Прорыв" должна обеспечить лидерство России в мировой ядерной энергетике, да и в целом в глобальной энергосистеме на горизонте 30-40-50 лет.

Проект "Прорыв" включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки "БРЕСТ-300"

с пристанционным ядерным топливным циклом и комплекса по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива

для реакторов на быстрых нейтронах.

В проекте реактора "БРЕСТ-300" в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец.

Росатом планирует реализовать проект "Прорыв" на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.



РИА Новости http://ria.ru/atomtec_news/20140403/1002411050.html#ixzz2yOv4fPrk


Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1381

СообщениеДобавлено: Чт Апр 10, 2014 1:24 pm    Заголовок сообщения: Технология быстрых нейтронов в реакторе Брест Ответить с цитатой



Source URL: http://mashptvp.blogspot.de/2011/05/blog-post.html

6 мая 2011 г.

Технология быстрых нейтронов в реакторе Брест




НИКИЭТ разработал оригинальный проект атомной энергетической установки с высоким уровнем безопасности и экономичности, которая необходима для энергетики будущего.

БРЕСТ представляет собой реактор на быстрых нейтронах, работающий на мононитридном уран-плутониевом топливе, со свинцовым теплоносителем и двухконтурной системой отвода энергии от активной зоны к турбине.

Представлены две конфигурации реакторов, мощность которых составляет 300 и 1200 МВт.




К достоинствам реактора относится радиационная безопасность при любых аварийных ситуациях, включая такие внешние воздействия, как диверсии.

Также в реакторе БРЕСТ реализован долговременный топливный цикл, основанный на более эффективном использовании природного урана.


Использование такого типа реакторов не может способствовать распространению ядерного оружия, т.к. исключена наработка оружейного плутония.

Отработанное топливо перерабатывается без разделения плутония и урана.

Благодаря замкнутому топливному циклу, когда в реакторе происходит трансмутация и сжигание актиноидов, также происходит трансмутация продуктов деления с длительным периодом полураспада, очистка радиоактивных отходов от актиноидов, их выдержка и захоронение без нарушений радиационного равновесия в природе.

Сочетание естественных свойств теплоносителя, мононитридного уранового топлива, характеристик реактора на быстрых нейтронах, новых конструктивных решений в проекте активной зоны реактора и контуров охлаждения позволяет реактору БРЕСТ выйти на новый уровень безопасности атомной энергетики.

Даже аварии предельного характера, при которых происходит разрушение внешних барьеров, не влекут за собой радиоактивных выбросов и не требуют эвакуации близлежащих населенных пунктов и отчуждения земли на длительный период.

Сейчас существуют два концептуальных проекта реакторов БРЕСТ, мощностью 300 и 1200 МВт. Проведены расчетные и конструкторские исследования, проведены коррозионные испытания, эксперименты по взаимодействию свинца с водой и воздухом высоких параметров, свинца и нитридного топлива и др.

Экономические оценки подтверждают снижение капитальных затрат на электростанцию и стоимость производимой электроэнергии в сравнении с электростанциями на которых используется реактор ВВЭР-1000.

Реализовать проект предлагается путем постройки опытной станции с реактором БРЕСТ-ОД-300 на Белоярской атомной электростанции.


Как считают сторонники использования реакторов на быстрых нейтронах, характеристики безопасности таких энергетических установок открывают возможности их постройки вблизи крупных городов,

в том числе для использования как атомные станции для теплоснабжения.
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0211 Победы и провалы технического воплощения ядерных реакторов с металлическим теплоносителем Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS