УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович"

Транскрипт

1 УДК: На правах рукописи Лопаткин Александр Викторович ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Москва

2 2 Работа выполнена в ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ») Официальные оппоненты: Римский-Корсаков Александр Андреевич, доктор физико-математических наук НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», научный руководитель Иванов Валентин Борисович, доктор технических наук, ОАО "ВНИИНМ", генеральный директор Поплавский Владимир Михайлович, доктор технических наук, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, советник генерального директора Ведущая организация Открытое акционерное общество «Восточно-Европейский головной научноисследовательский и проектный институт энергетических технологий» Защита диссертации состоится 2013 г. в на заседании диссертационного совета Д ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», , г. Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1 С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского» Автореферат разослан 2013 г. Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук Верещагина Татьяна Николаевна

3 3 Общая характеристика работы Актуальность работы. Ядерная энергетика (ЯЭ) на реакторах, выросших из военной техники, уже в е гг. стала крупным сектором энергетики многих стран. Но ее главные проблемы: безопасность и стоимость АЭС, радиоактивные отходы, нераспространение оружейных материалов, а также воспроизводство топлива не нашли исчерпывающих решений. Быстрые реакторы, на которых намечалось крупномасштабное развитие ЯЭ, были нацелены на высокие темпы воспроизводства и оказались дорогими, увеличивали риск распространения и не получили широкого применения, их разработки были свернуты в США, затем и в Европе. В условиях стабилизации мирового топливного рынка в конце 1970-х годов в США, а затем в Европе и России ЯЭ пришла в состояние стагнации. На XXI век прогнозировалось снижение ее доли в энергетике. К концу 1990-х годов в России и США сформировались два разных, но дополняющих друг друга подхода к обновлению концепции развития ЯЭ и технической концепции реакторов и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) для будущего. Инициативы DOE США (NERI, G4) были нацелены на широкий поиск концепций реакторов следующего поколения и их топливного цикла для среднесрочной перспективы ЯЭ ограниченного масштаба. Задачи: снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение); приспособление к условиям либерализованного рынка; новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.). Стратегия Минатома России 2000 года (далее Стратегия-2000), определившая общее направление развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России до 2050 г., исходила из того, что полувековой опыт достаточен для разработки и демонстрации в начале XXI века быстрых реакторов в замкнутом ЯТЦ, эффективно утилизирующих накапливаемые облученное ядерное топливо (ОЯТ) и плутоний; отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространению; способных поэтому стать основой развития в XXI веке большой ЯЭ для радикального решения встающих перед миром проблем энергоснабжения, оздоровления окружающей среды, нераспространения оружия. К концу века, при исчерпании ресурсов дешевого природного урана быстрые реакторы могут поддержать работу тепловых реакторов разных типов, предпочтительных для использования в тех или других секторах энергетики, путем их перевода в торий-урановый топливный цикл. Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (TMI, Чернобыль, ), анализ темпов и уровня развития электроэнергетики в мире позволили к 1991 г. сформулировать общие требования к

4 4 крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов, перенеся главное внимание с высоких темпов развития ЯЭ (и воспроизводства) на безопасность, включая экологическую: неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана реализация свойств естественной безопасности, заключающейся в исключении аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях; снижение долговременной радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном; закрытие каналов распространения ядерного оружия путем исключения возможности использовать производства замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного ядерного топлива материалов оружейного качества; экономическая конкурентоспособность производства ядерной энергии, прежде всего, за счет снижения стоимости новых АЭС по сравнению с современными АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, а также снижения стоимости технологий замкнутого топливного цикла. Более низкие, чем ожидалось прежде, темпы роста электрогенерирующих ядерных мощностей и накопление к настоящему времени тепловыми реакторами (ТР) больших количеств плутония, а также возможность старта быстрых реакторов (БР) на обогащенном уране позволяют отказаться от требования высокого темпа наработки плутония в быстрых реакторах, отдав предпочтение БР с умеренной энергонапряженностью активной зоны (на уровне современных ТР) и топливу равновесного состава с коэффициентом воспроизводства близким к 1, решению накопленных проблем ядерного топливного цикла, поддержке нераспространения ядерных материалов. Диссертация посвящена обоснованию стратегии перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ на базе БР, анализу возможных темпов и масштабов развития ЯЭ, разработке модели трансмутационного замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), определению условий и доказательству реализуемости радиационной эквивалентности для развивающейся ЯЭ России, обоснованию подхода к технологической поддержке режима нераспространения применительно к ЗТЦ БР, разработке общих требований к радиохимическим технологиям ЗТЦ БР и ТР а также к составу подлежащих захоронению долгоживущих РАО, разработке технологических схем радиохимических технологий,

5 5 другим вопросам реализации ЗТЦ. В диссертации представлены результаты комплексного анализа принципиальных составляющих (мощности ТР и БР, баланс основных топливных актинидов, баланс потребленных природных радиоактивных ресурсов (уран и торий) и долгоживущих РАО от переработки ОЯТ (радиационная эквивалентность). По комплексному решению указанных задач отечественных и зарубежных аналогов диссертация не имеет. В основу анализа радиационного баланса ЗТЦ положен принцип радиационной эквивалентности, предложенный в начале 1990-х И.Х. Ганевым и Е.О. Адамовым. С участием автора в г.г. было показано, что этот принцип при определенных условиях может быть реализован в ЯЭ. Общий подход к развитию ЯЭ России с переходом к широкомасштабной энергетики был сформулирован в Стратегия-2000, где одной из задач для формирования ЗТЦ ЯЭ ставилась реализация радиационной эквивалентности. Большая часть работ по теме диссертации автором выполнена в ходе реализации Основных задач Минатома России в г.г. Целью диссертации являлась разработка основ стратегии перехода от современного состояния, базирующегося на тепловых реакторах и длительном хранении ОЯТ, к трансмутационному ЗТЦ на основе быстрых реакторов и переработке всего объема ОЯТ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в быстрых реакторах и реализацией радиационно-эквивалентного обращения с РАО. Показан потенциал развития БР с невысоким избыточным воспроизводством (КВА~1,05) вторичного топлива для различных сценариев ввода мощностей ТР и БР при старте БР на плутонии из ОЯТ ТР, так и на обогащенном уране. Основное внимание уделено первому пути развития мощностей БР (старт на плутонии из ОЯТ ТР), поскольку в этом случае решается задача ликвидации накопленного объема ОЯТ современной ЯЭ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в БР и реализации радиационной эквивалентности. Второй путь рассмотрен для доказательства отсутствия ресурсных ограничений развития системы БР с невысоким избыточным воспроизводством для любых востребуемых энергетической ситуацией в РФ мощностей. Также цель диссертации была в разработке требований к радиохимической технологии ЗТЦ для реализации радиационной эквивалентности и технологической поддержки режима нераспространения, в разработке принципиальных технологических схем таких технологий применительно к пристанционному ядерному топливному циклу. Научная новизна работы состоит в следующем: впервые разработана методология комплексного материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ России, методология применена для анализа

6 6 сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиационно-эквивалентное обращение с РАО; впервые предложена модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями; показано, что в рамках уран-плутониевого ТЦ радиационная эквивалентность сырьевых материалов и захораниваемых РАО устойчиво достигается при всех рассмотренных сценариях развития мощностей ТР и БР при реализации мероприятий трансмутационного ЯТЦ; показаны физические преимущества трансмутации минорных актинидов (МА Np, Am, Cm) в БР, исследованы особенности гомогенного (в составе топлива) и гетерогенного (в виде специализированных твэлов и ТВС) подходов к трансмутации МА; исследованы физические характеристики и предложены принципиальные компоновочные решения для хранилища, осуществляющего долговременную контролируемую выдержку долгоживущих РАО перед захоронением; исследована эффективность альтернативных по отношению к БР установок для трансмутации МА, показано, что при наличии БР, работающих в ЗТЦ, необходимости в дополнительных трансмутационных установках нет; впервые сформулированы качественные и количественные критерии технологической поддержки режима нераспространения для технологий регенерации ОЯТ; показано влияние на радиационный баланс долгоживущих РАО введения торийуранового цикла в рассмотренные сценарии развития ЯЭ России; показано, что прогнозируемые на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов, определяющих их накопление и увод, существенно не влияют на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, не изменяют результаты по условиям достижения радиационной эквивалентности; представлены результаты разработки принципиальных технологических схем и сравнительных технико-экономических исследований радиохимических технологий, отвечающих разработанным требованиям к технологиям широкомасштабной ЯЭ; представлены основные результаты проектных работ по пристанционному ЗТЦ АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300, реализующим основные требования к ЗТЦ широкомасштабной энергетики на базе БР.

7 7 Практическая значимость работы состоит в следующем: разработана модель перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ, решающая проблему ОЯТ современной ЯЭ и реализующей радиоэквивалетный подход при обращении с долгоживущими РАО; определены численные критерии формирования состава долгоживущих РАО, подлежащих длительному хранению и/или захоронению, для реализации радиационной эквивалентности; показано, что систему БР можно эффективно развивать при старте БР на обогащенном уране с последующим переходом на собственный наработанный плутоний. Такое развитие позволяет развить мощность ЯЭ примерно в 5 раз больше, чем на ТР, при одинаковой ресурсной базе природного урана; показана роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе ОЯТ тепловых и быстрых реакторов, выделены ключевые нуклиды, определяющие возможность достижения радиационной эквивалентности; сформулированы и обоснованы требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ; разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных ТЭИ этих технологических схем; по результатам концептуальной разработки получены основные характеристики (объемы, компоновка, тепловая мощность, массы фракций РАО и др.) хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением, показывающие практическую реализуемость таких объектов в ядерной энергетике; по результатам анализа баланса долгоживущей радиоактивности в ЗТЦ ЯЭ с торийурановым циклом показано, что торий-урановый ЗТЦ по наработке долгоживущих актинидов не имеет преимуществ перед уран-плутониевым ЗТЦ; разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных технико-экономических исследований (ТЭИ) разработанных технологических схем. Личный вклад автора в результаты, представленные в диссертации, состоит в следующем: автором предложена и обоснована модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;

8 8 автором предложена методология и на ее основе выполнен комплексный анализ материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ; под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено расчетное моделирование сценариев развития ЯЭ и влияния на ключевые показатели различных отклонений, доказана реализуемость радиационной эквивалентности при обращении с долгоживущими РАО; автором совместно с В.В. Орловым (НИКИЭТ) и Б.Д. Рогозкиным (ВНИИНМ) разработаны требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ; под научным руководством автора проведена разработка принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, проведены сравнительные технико-экономические исследования (ТЭИ) шести технологических схем; под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено исследование различных подходов к трансмутации минорных актинидов (МА) в БР; под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка и получены основные характеристики хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением; под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка установок для трансмутации МА, автором проведено сравнение эффективности установок; автором совместно с Л.И. Шибаршовым (РФЯЦ-ВНИИТФ) разработаны общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен расчетный анализ характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и определены численные критерии гарантий нераспространения; по инициативе автора поставлены эксперименты и с его участием проведена обработка и расчетный анализ результатов по определению сечений топливных актинидов в рамках экспериментов на стендах БФС-1 и БФС-2 (ГНЦ РФ-ФЭИ) по исследованию характеристик БР со свинцовым теплоносителем, а также в экспериментах на БР-1. под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен анализ влияния прогнозируемых на основе экспериментальных и расчетных

9 9 данных изменения сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности; под научным руководством автора выполнен проект пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с реакторной установкой (РУ) БРЕСТ-ОД-300. Положения, выносимые на защиту: модель трансмутационного ЗТЦ с набором ключевых мероприятий и численными критериями; результаты комплексного анализа материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиоэквивалентное обращение с РАО; требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ; результаты разработки принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, и сравнительных ТЭИ шести технологий; результаты анализа элементов трансмутационного ТЦ, включая альтернативные подходы к трансмутации МА; общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, результаты расчетного анализа характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и численные критерии гарантий нераспространения; результаты анализа влияния прогнозируемых изменений сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности. Достоверность и обоснованность научных положений диссертации определяется использованием общеизвестных расчетных методик для характеристик РУ, верификаций нейтронных сечений, используемых в разработанной автором методике для анализа накопления в ЗТЦ долгоживущих нуклидов, сравнением расчетных и экспериментальных результатов. Апробация диссертации и публикации. Представленные в диссертации результаты докладывались на российских и зарубежных конференциях (в том числе, конференциях МАГАТЭ) и семинарах, опубликованы в 22 статьях в журнале «Атомная энергия», входящем в перечень ведущих рецензируемых научных изданий, рекомендованных ВАК, в сборниках докладов российских и международных конференций, в двух монографиях, энциклопедии «Машиностроение» (том

10 10 «Машиностроение ядерной техники»), отчетах и препринтах НИКИЭТ. По теме диссертации получено 3 патента. Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 9 глав и заключения. Общий объем диссертации 314 стр., включая 59 таблиц и 98 рисунка. Список использованных источников содержит 128 наименования. Во введении обоснована актуальность работы, показана ее научная новизна, практическая значимость, представлены положения, выносимые на защиту. В первой главе диссертационной работы на основе анализа нейтронных сечений показано, что в комплексе задачи крупномасштабной ЯЭ могут быть решены только при развитии быстрых реакторов. Уже накопленный плутоний, а также и накапливаемый в ОЯТ тепловых реакторов, возможность пуска БР на обогащенном уране с переходом на замкнутый уран-плутониевый цикл, позволяет существенно изменить взгляд на быстрые реакторы, и в первую очередь снять ранее положенное в основу конструирования БР требование о расширенном воспроизводстве плутония с высоким темпом, а следовательно неизбежном бланкете и опасности распространения оружейных материалов. Во второй главе представлены основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике, включая требования к реакторной установке и замкнутому топливному циклу. В рамках описания основных требований к ЗТЦ определено понятие радиационной эквивалентности и методики численного анализа долговременных радиационных характеристик ядерных материалов и РАО, дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии; представлен подход к захоронению РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. В той же главе представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР. Переход от современной ядерной энергетики, в основу концепции безопасности которой положен принцип «глубоко эшелонированной защиты» и используются вероятностные методы при обосновании безопасности, к новой ядерной энергетике возможен только на принципах естественной (детерминистической) безопасности, применимых не только в РУ, но и ко всем элементам ядерной технологии. Это должно достигаться, преимущественно, протекающими в установке физическими процессами, используемыми материалами и конструктивными решениями, а не последовательным наращиванием систем обеспечения безопасности. На базе такой технологии можно развивать широкомасштабную энергетику.

11 11 В разделе 2.1 представлены основные требования к конструкции РУ, топливу, теплоносителю для реализации требований естественной безопасности. В разделе 2.2 представлены основные требования к замкнутому топливному циклу крупномасштабной ядерной энергетики. Для реализации основных задач и принципов построения крупномасштабной ядерной энергетики замкнутый топливный цикл нового поколения БР должен разрабатываться исходя их следующих предпосылок: вовлечение всего запаса урана в производство электроэнергии, т.е. фактическое увеличение использования природного урана примерно в 150 раз по сравнению с современным уровнем; необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле; необходимость исключения использования производств замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного топлива плутония, для чего требуется полное воспроизводство плутония в активной зоне без ураносодержащих экранов при KB 1,0 (технологическая поддержка режима нераспространения ядерных материалов); трансмутация наиболее опасных долгоживущих актинидов и продуктов деления и глубокая очистка РАО от этих нуклидов с достижением радиационного баланса между выводимыми из ЗТЦ для захоронения РАО и извлекаемой из земли урановой рудой (радиационная безотходность); радиационно-миграционная эквивалентность и природоподобие при захоронении РАО; допустимость для физических характеристик БР низкой степени очистки топлива от продуктов деления при регенерации, т.е. менее строгие по сравнению с тепловыми реакторами требования к радиохимической технологии (также технологической поддержки режима нераспространения ядерных материалов); минимизация транспортировки больших масс высокоактивных и делящихся материалов, ликвидация рисков радиологических аварий и потерь делящихся материалов при транспортировке; экономическая эффективность ядерной энергетики. Защищаемая стратегия развития ЗТЦ содержит следующие ключевые этапы: строительство в ближайшие десятилетия усовершенствованных реакторов на тепловых нейтронах, работающих на обогащенном уране;

12 12 переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов для выделения плутония и долгоживущих нуклидов; разработка нового поколения реакторов на быстрых нейтронах, отвечающих требованиям естественной безопасности; развитие системы быстрых реакторов нового поколения на базе плутония, выделенного из ОЯТ тепловых реакторов, а также преимущественное использование в БР обогащенного урана с переходом на замкнутый уран-плутониевый цикл. Обоснованию реализуемости в совокупности основных требований к ЗТЦ в части топливообеспечения, радиационной эквивалентности и нераспространения автор посвятил последние 15 лет, основные результаты представлены в настоящей работе. В работе широко используются термины «трансмутационный топливный цикл» и «радиационная эквивалентность». Для перехода от описательного и эмоционального взгляда на проблему радиоактивных отходов к научному анализу и прогнозированию необходимо определиться с методикой количественной оценки «опасности» этих отходов и эталоном для сравнения. Для количественной характеристики радиоактивных веществ с учетом интенсивности распадов и биологического воздействия излучений исследовательский коллектив, в который входил автор, предложил для количественной оценки биологической опасности радиоактивных материалов рассчитать их «потенциальную биологическую опасность» (ПБО), которую также называют «радиотоксичностью». Эта величина для радиоактивного нуклида может быть рассчитана, по крайней мере, двумя способами как эквивалентная доза либо объем воды или воздуха для разбавления радиоактивного материала до безопасной концентрации. ПБО для смеси радиоактивных нуклидов есть сумма индивидуальных ПБО нуклидов, составляющих смесь. За эталон для сравнения потенциальной биологической опасности радиоактивных отходов ядерной энергетики было предложено использовать ПБО потребляемого ЯЭ природного сырья природных радиоактивных урана (современная и перспективная ядерная энергетика) и тория (перспективная ядерная энергетика). Сравнивая первое со вторым можно наглядно видеть, насколько ядерная энергетика нарушает природный радиоактивный баланс. И удобным критерием для оценки приемлемости тех или иных решений является величина отношения ПБО РАО и ПБО потребленного природного урана дисбаланс Возможные подходы к организации топливного цикла перспективной ядерной энергетики и политики обращения с долгоживущими радиоактивными отходами были широко исследованы с участием автора. Показано, при определенных условиях в ядерной

13 13 энергетике возможна ситуация, когда на окончательное захоронение в геологические формации будут направляться радиоактивные отходы, у которых ПБО будет равно (т.е. эквивалентно) или меньше, чем у потребленного природного урана, т.е. будет реализован принцип радиационной эквивалентности (РЭ) между направляемыми ею на захоронение радиоактивными отходами и потребляемым ЯЭ природным ураном (или торием). Это численный критерий, который можно рассчитывать и оптимизировать, т.е. научно обосновывать принимаемые решения. Принцип радиационной эквивалентности был принят в Стратегии-2000 в качестве критерия при выработке политики обращения с долгоживущими радиоактивными материалами в топливном цикле ядерной энергетики России, а также в «Энергетической стратегии России на период до 2030 года». В разделе представлены основные требования к формированию трансмутационного ядерного топливного цикла. Радиационная эквивалентность может достигаться как на момент захоронения, так и через исторически непродолжительный, надежно прогнозируемый промежуток времени (например, лет). Такой подход позволяет разумно минимизировать массу и опасность долгоживущих РАО в ЯЭ, при этом конкретные условия захоронения РАО должны соответствовать локальным санитарным и прочим нормам и требованиям. В реализованном в настоящее время открытом топливном цикле, признающем в ОЯТ лишь отходы, достижение радиационной эквивалентности возможно лишь после лет выдержки ОЯТ, т.е. радиационная эквивалентность недостижима в практически приемлемое время. На основе проведенных и представленных в диссертации исследований было показано, что радиационная эквивалентность может быть достигнута при реализации в ядерной энергетике трансмутационного топливного цикла, имеющего следующие основные элементы: переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов с заданным фракционированием для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов, работающие в замкнутом топливном цикле быстрые реакторы, которые в процессе выработки электроэнергии сжигают основную массу актинидов и трансмутируют долгоживущие продукты деления, достаточно глубокая очистка подлежащих захоронению РАО от плутония, америция и некоторых других долгоживущих нуклидов;

14 14 промежуточное хранение высокоактивных отходов перед окончательным захоронением. Анализ радиационного баланса в замкнутом топливном цикле ядерной энергетики позволяет принять основные стратегические решения по обращению с долгоживущими РАО. Однако это лишь первый шаг в разработке научных основ создания экологически приемлемой ядерной энергетики. Следующий шаг обоснование долговременной экологической безопасности мест окончательного захоронения радиоактивных отходов на основе сохранения локального радиационного баланса и природоподобия. Наиболее последовательно это условие могло бы быть удовлетворено в местах добычи урана. РАО можно захоранивать также и в специально созданных глубинных хранилищах, которые обеспечивают лучшее по сравнению с природными месторождениями урана удержание радиоактивных элементов. Основной современный принцип обоснования экологической безопасности захоронений РАО - многобарьерность при высокой удельной радиоактивности РАО. Основанные только на нем обоснования безопасности захоронения трудно доказуемы при требуемых временах выдержки РАО лет. В разделе представлены основные подходы к реализации радиационномиграционной эквивалентности и природоподобия при захоронении РАО. Реализация принципов естественной безопасности при обращении с захораниваемыми радиоактивными отходами должна быть основана на комплексном учете различных эффектов воздействия захораниваемых отходов и эталона для сравнения исходной урановой руды. В рамках подхода формулируется несколько принципов, обеспечивающих естественную безопасность при обращении с отходами: радиационно-миграционная эквивалентность, основанная на сравнении суммарной эффективной радиотоксичности нуклидов с эффективной радиотоксичностью исходного урановой руды при учете времени миграции радионуклидов до биосферы; сбалансированное тепловыделение отходов и урана; природоподобие и природные аналоги при определении материалов, мест и условий захоронения. Учет особенностей миграции, т.е. временной задержки попадания радионуклида из места захоронения в биосферу, позволяет облегчить требования к достижению радиационного баланса, который более корректно в данном случае называть радиационномиграционным балансом между элементами отходов и природным ураном. Реализация радиационно-миграционной эквивалентности при захоронении РАО означает предельно

15 15 консервативную оценку в традиционном подходе к определению безопасности захоронения РАО, в которой сделано предположение, что все барьеры на пути радиоактивных нуклидов разрушены и происходит их миграция в биосферу с подземными водами. Принцип природоподобия или аналогии с природным месторождением при определении материалов, мест и условий захоронений отходов предполагает подобие по временным, географическим, геологическим, геохимическим факторам выбираемого для захоронения региона и конкретных участков захоронения. При этом основной является общая цель: не изменять геологического и геохимического природного равновесия, стремиться к подобию природных условий образования и сохранения месторождений, сохранности минералов, аналогичных захораниваемым, использовать стабильные природные структуры, находить необходимые аналогии в природе и сравнивать с ними принимаемые решения, стараясь максимально приблизиться к ним. Очевидно, что кроме факторов, связанных с наличием радионуклидов в отходах, которые могут изменить температурное поле, при захоронении большую роль играют химические, геологические, геохимические факторы, определяющие многолетнюю устойчивость захоронения и миграцию радионуклидов в водоактивные горизонты, связанные с питьевыми системами. И только одновременный учет этих факторов с радиационными и миграционными факторами может обеспечить естественную безопасность захоронения. Для естественной безопасности при захоронении необходимо обеспечить принцип аналогии проектируемого захоронения природным месторождениям. В разделе 2.3 представлен подход к реализации гарантий нераспространения в концепции быстрых реакторов нового поколения и их замкнутого топливного цикла. Для ЗТЦ быстрых реакторов технологическая поддержка режима нераспространения реализуется в требованиях к конструкции реакторной установки и используемой радиохимической технологии: в быстром реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне при КВА~1,05 количества в топливе делящегося плутония, загружаемого в реактор и выгружаемого из него, примерно равны между собой и нет необходимости выделять плутоний, чтобы изготовить «свежее топливо»; в реакторе не нужны и могут быть исключены ураносодержащие экраны, нарабатывающие плутоний оружейного качества; присутствие в топливе трансмутируемых актинидов и неглубокая его очистка от продуктов деления (ПД) облегчает его защиту от краж во всех звеньях топливного цикла;

16 16 все производства топливного цикла могут быть расположены на площадке атомной станции, чтобы исключить большие промежуточные хранилища и перевозки и соответственно риск хищения или утери топлива; от технологии регенерации топлива не требуется выделять плутоний, следовательно, можно разработать такую технологию, чтобы она и не могла выделять плутоний; излишек наработанного плутония в виде смеси уран-плутоний передается для изготовления стартовой загрузки нового реактора. В рассматриваемом топливном цикле в реакторе сгорает уран-238, добавляемый в топливо при переработке. А плутоний является неотъемлемой составной частью топлива и обращается в замкнутом цикле в составе высокоактивного материала. Для замкнутого уран-плутониевого (а также торий-уран-233) цикла критерий удовлетворения требованиям нераспространения можно сформулировать как требование к радиохимической технологии переработки облученного топлива не допускать разделения урана и плутония на всех стадиях процесса переработки и, соответственно, сохранения соотношения между ураном и плутонием, т.е. не должно повышаться содержание делящихся нуклидов в топливной смеси. Если такое повышение неизбежно, то размножающие свойства топливной смеси не должны быть лучше, чем у урана с обогащением 20 % по 235 U. Неразделение должно быть гарантировано самим характером химических процессов и имеющимся в технологических цепочках оборудованием. При этом возможные изменения управляемых параметров процессов (температура, давление, участвующие реагенты и т.д.), легкодоступные подсоединения, отборы и т.д. не должны приводить к выделению плутония или к существенному повышению содержания плутония в топливной композиции, т.е. технология должна обладать свойством самозащищенности В разделе 2.4 рассмотрены подходы к организации замкнутого топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах. Рассмотрен вопрос о влиянии длительности внереакторной части (ВЧ) ЗТЦ на характеристики системы БР. Также рассмотрены два подхода к организации ЗТЦ БР: 1) на площадке АЭС располагаются ядерные реакторы и хранилища топлива, ОЯТ транспортируется на крупное предприятие (1-2 в отрасли) по регенерации топлива и изготовлению «свежих» ТВС, здесь же организована переработка, кондиционирование, хранение, а возможно, и захоронение РАО («централизованная переработка ОЯТ»); 2) на площадке АЭС помимо реакторов расположено и предприятие, реализующее все этапы ВЧ ЗТЦ, за исключением, возможно, захоронения РАО («пристанционный ЯТЦ»).

17 17 При реализации крупномасштабной ядерной энергетики (мощность 100 ГВт и более) с точки зрения организации перевозок топлива, устойчивости системы ЯЭ, реализации гарантий нераспространения, распределения во времени инвестиций в производства ЯТЦ предпочтение имеет пристанционный ЯТЦ, экономика использования которого по сравнению с централизованной переработкой ОЯТ должна быть еще определена. В третьей главе рассмотрены сценарии развития ядерной энергетики (ЯЭ) на базе Стратегии-2000 (раздел 3.1) и ФЦП РАЭПК («Программа деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период ( годы)») (раздел 3.2). Следует отметить, что важным заключением из проведенных исследований является то, что принципиальные выводы не изменяются при различающихся входных данных, если принципиальный подход к развитию ЯЭ не изменяется и реализует заявленный в главе 2 подход. Принципиальное обоснование возможности реализации радиационной эквивалентности (РЭ) при обращении с долгоживущими РАО в ЯЭ и основные подходы к организации трансмутационного ЯТЦ были показаны в работах г.г. Они дали основание включить требование достижения РЭ при развитии перспективной ЯЭ России, которое было намечено в рамках Стратегии Более поздние работы автора г.г. показали, что требование может быть реализовано. Цель проведенных сценарных исследований заключалась в ответе на вопросы: до какого уровня мощностей может быть развита к концу 21 века система реакторов с низким воспроизводством избыточного плутония (КВ ~ 1,05) и различных темпах ввода мощностей при прогнозируемых запасах плутония в ОЯТ ТР; может ли быть решена проблема трансмутации МА из ОЯТ ТР только при использовании быстрых реакторов, либо необходимо вводить в атомную энергетику специализированные реакторы трансмутаторы. В разд.3.1 рассмотрены сценарии возможного развития ЯЭ на базе тепловых реакторов современного типа (работающих на обогащенном уране) и быстрых реакторов БР-1200, развиваемых на плутонии, извлеченном из ОЯТ ТР. В сценариях учитывались только те ТР, которые существуют, либо ввод которых до 2020 г. предусмотрен в Стратегии Эти ТР на свою работу израсходуют тыс. тонн природного урана. Тепловые реакторы в торий-урановом цикле не рассматривались, поскольку их параметры не определены и вклада в сырьевую базу развития БР они не вносят. Предполагалось, что ввод серийных БР (на примере БРЕСТ-1200) начинается после 2030 г. и базируется только на плутонии, запасенном в ОЯТ ТР. В рассмотренных сценариях вводилось от 0,5 до 2 реакторов в год, что соответствовало производительности завода по переработке ОЯТ ТР от 500 до 2000 т/год для ОЯТ ВВЭР или примерно вдвое выше для ОЯТ РБМК-1000.

18 18 Длительность выдержки ОЯТ ТР до переработки лет. В расчетной модели переработка ОЯТ ТР начиналась с ОЯТ ВВЭР-1000, и если его не хватало, то перерабатывалось ОЯТ РБМК В зависимости от темпа ввода БР и длительности выдержки ОЯТ ТР к 2100 г. ЯЭ России может быть развита до уровня от 54 ГВт (ввод 0,5 БРЕСТ/год) до 90 ГВт (ввод 2,0 БРЕСТ/год). На развитие БР затрачивается 516 т плутония из ТР, из которых 336 т 239 Pu и 241 Pu. Предпочтительным можно считать темп ввода 1 1,5 блока БР в год, что обеспечивает развитие АЭ России до ГВт при длительности внешнего топливного цикла БР 1 год. При этом обеспечивается относительно ритмичная ( т/год) переработка ОЯТ ВВЭР. После исчерпания ОЯТ ТР система БР развивается с темпом примерно 0,7%/год на базе собственного производимого избыточного плутония. Все минорные актиноиды (Np, Am, Cm), наработанные тепловыми реакторами и выделенные при переработке из ОЯТ ТР, могут быть включены в начальные загрузки БР. При этом массовая доля этих МА в топливе БР не превышает примерно 3%. Это количество МА не ухудшает характеристик безопасности БР, 40% от загруженных МА сгорает за первую кампанию топлива и практически полностью избыточные МА сгорят за 3 кампании. При этом требует обоснования технология изготовления нитридных таблеток и фабрикации ТВС для топлива с высоким содержанием МА, поскольку равновесное содержание МА в топливе БР составляет примерно 0,7%. Если технология не позволит изготавливать топливо с содержанием МА около 3%, тогда выделенные из ОЯТ ТР минорные актиноиды необходимо временно хранить на складе и ежегодно небольшими долями добавлять в регенерируемое топливо БР. Баланс МА показывает, что доля добавляемых в топливо БР сторонних МА будет составлять 0,1-0,2% от массы топлива, т.е. несущественно увеличивать содержание по сравнению с собственной равновесной суммарной концентрацией МА в топливе, равной 0,7%. В разд.3.2 представлены результаты исследования сценариев, основанных на графике ввода мощностей ТР согласно ФЦП РАЭПК (на начальном этапе развития), включая динамику развития мощностей, баланс ядерных материалов, ОЯТ и долгоживущих РАО, достижимость радиационной эквивалентности. В разд исследованы сценарии развития системы тепловых реакторов и накопление актинидов в ОЯТ ТР. Рассмотрено 3 сценария, отличающихся ресурсами природного урана, в каждом сценарии 3 варианта глубины выгорания топлива реакторов типа ВВЭР-1000: 4,0; 6,5 и 10,0 % т.а. При расчетном моделировании развития ЯЭ после 2020 г. ТР вводятся до тех пор, пока оставшихся запасов природного урана хватает на весь срок службы вводимого реактора. Предполагалось, что строятся АЭС с реакторами типа

19 19 ВВЭР со сроком службы 60 лет. Во всех сценариях полная мощность ТР достигает максимума к середине века (от 40 до 90 МВт), далее падает и последний ТР будет остановлен на рубеже веков. Увеличение глубины выгорания в ТР приводит к: 1) уменьшению массы плутония в ОЯТ ТР и соответственно ресурсной базы для старта системы быстрых реакторов; 2) изменению соотношения МА/Pu, которое важно для определения стратегии трансмутации МА в топливных загрузках быстрых реакторов. Эти результаты показывают, что последствия положительного явления для современной ЯЭ на ТР (повышение глубины выгорания топлива и сокращение объема ОЯТ) могут иметь и отрицательные последствия в целом для системы ЯЭ. Показано, что ПБО ОЯТ ТР опускается до уровня ПБО потребленного урана (т.е. достигает радиационной эквивалентности) после (1 2) 10 5 лет выдержки. В разд исследованы возможности развития системы быстрых реакторов и трансмутация долгоживущих актинидов в их замкнутом топливном цикле при развитии мощностей ТР по описанным выше сценариям. В расчетах предполагалось, что: начальные загрузки БР формируются из плутония и МА, извлеченных из переработанных ОЯТ ТР, длительность выдержки ОЯТ ТР не менее 3 лет, переработка ОЯТ ТР начинается в 2029 г.; избыточная наработка плутония в БР идет на развитие системы БР; кампания топлива в БР 5 лет, длительность внереакторной части топливного цикла 1 год, коэффициент воспроизводства в БР 1,05; система БР развивается до суммарной мощности 200 ГВт и действует длительное время; при переработке ОЯТ ТР и БР образуются РАО, в которые попадают следующие доли элементов от полной массы переработанного ОЯТ: Sr, Tc, I, Cs 0,1%, U, Pu, Am, Cm 0,1%, остальное 100% ; Темп ввода БР на начальном этапе для всех рассмотренных вариантов одинаков, однако по мере исчерпания плутония темп ввода для вариантов с увеличением глубины выгорания ОЯТ ТР падает. Если к 2050 г. во всех вариантах количество введенных БР одинаково, то к 2100 уже различается. Для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР % (минимальное количество плутония в ОЯТ ТР) мощность в сценарии 4 к 2200 г. составляет 190,8 МВт, т.е. установленный предел развития системы БР не достигается. Увеличение темпа ввода с 1 до 2 БР-1200 в год эффективно только для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР ,0%, для остальных вариантов в ОЯТ ТР нет необходимой массы плутония для ввода второго БР. Развитие системы БР на базе ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и МА, наработанные в ОЯТ ТР, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются». Важно отметить, что все

20 20 МА из переработанных ОЯТ ТР совместно с плутонием могут быть включены сразу в стартовые загрузки БР, поскольку предел δ МА/Pu =0,35 для этой ситуации не превышается. Ликвидация ОЯТ ТР и замена их на РАО от их переработки и регенерации ОЯТ БР приводит к тому, что в ЯЭ становится возможным достижение радиационной эквивалентности при относительно невысоких длительностях выдержки РАО: для РАО, накопленных от переработки ОЯТ ТР и БР к 2100 г. радиационная эквивалентность с потребленным природным ураном достигается через лет выдержки. Иными словами, при развитии системы БР по изложенному сценарию реализуется трансмутационный замкнутый топливный цикл ЯЭ. В разделе показана возможность дополнительного развития быстрых реакторов на обогащенном уране с последующим переходом при замыкании топливного цикла на наработанный в них же плутоний. Это позволяет развить практически любые требуемые мощности при существенно меньшем расходе природного урана по сравнению с тепловыми реакторами. Если сравнить с ВВЭР равной мощности, то для БР потребность в природном уране на весь срок службы примерно в 6 раз меньше. Показана возможная динамика развития мощностей быстрых реакторов при использовании для их ввода природного урана с вводом, например, четырех реакторов БРЕСТ-1200 (1950 т природного урана на 1 реактор), в год после 2030 г.: к концу 2050 г. суммарная мощность быстрых реакторов составит 109 ГВт, 2100 г. 288 ГВт, 2129 г. (за 100 лет развития) 382 ГВт, что явно превышает любые мыслимые потребности отечественной энергетики и может рассматриваться как экспортный резерв. В этом сценарии максимальное годовое потребление природного урана 12 тыс. т будет в 2030 г., с 2031 г. до 2050 г. ежегодно будет потребляться более 10 тыс. т. Поскольку обогащенный уран требуется только для начала работы, а далее быстрые реакторы будут эксплуатироваться на воспроизводимом плутонии, то влияние стоимости природного урана на их экономические показатели за весь срок службы не столь существенно, как для тепловых реакторов. Поэтому для начала можно использовать природный уран более высокой стоимости, т.е. ресурсы природного урана могут быть существенно расширены по сравнению с рассмотренным случаем. В четвертой главе рассмотрены отдельные этапы, мероприятия и подходы к реализации трансмутационного ЯТЦ. В разделе 4.1 рассмотрены подходы к определению потенциальной биологической опасности природного урана. Урану сопутствует длинная цепочка дочерних нуклидов продуктов последовательных радиоактивных распадов изотопов урана. Состав

21 21 извлекаемых совместно с ураном элементов определяет величину ПБО использованного ЯЭ природного урана. При анализе радиационного баланса ЯЭ следует учитывать, что ПБО использованного природного урана зависит как от способа добычи урана, так и от времени, прошедшего после извлечения урана из руды. Величина и характер изменения ПБО природного урана зависит от набора элементов, извлекаемых из земли совместно с ураном - наличие в цепочке распадов 230 Th и 226 Ra определяет длительность и характер выхода ПБО на равновесный уровень. При извлечении вместе с ураном радия и тория происходит небольшая задержка в достижении полной ПБО ввиду задержки, связанной с распадом ~22-летнего 210 Pb и связанных с ним двух (трех вместе со свинцом) членов ряда 238 U. При анализе радиационного баланса ядерной энергетики автором используется величина ПБО 1 тонны природного урана ПБО 1т Uприр = Зв, соответствующая случаю соизвлечения с ураном радия и тория и их трансмутации в ядерном топливном цикле. В состоянии векового равновесия в одной тонне природного урана содержится 0,36 г 226 Ra и 16,9 г 230 Th. На развитие крупномасштабной ядерной энергетики может быть затрачено, например, 500 тыс. т природного урана, содержащих 180 кг 226 Ra и 8,4 т 230 Th. При работе реакторов радий и торий могут не отделяться от топлива, обращающегося в замкнутом цикле, при этом существенно не ухудшая радиационные характеристики топлива. Трансмутация 226 Ra осуществляется за счет захвата нейтрона и последующей цепочки распадов короткоживущих ядер. Трансмутация 230 Th осуществляется за счет последовательной цепочки захватов нейтронов и последующего деления. Соизвлечение из руды и направление в топливный цикл ЯЭ для трансмутации тория и радия совместно с ураном снижает долговременную активность урановых отвалов в поверхностных хвостохранилищах, так как в них не попадают долгоживущие 226 Ra и 230 Th. В разделе 4.2 рассмотрен вклад отдельных нуклидов и элементов в долговременный радиационный баланс долгоживущих РАО, что необходимо для выбора стратегии обращения с долгоживущими нуклидами, нарабатываемыми в ядерных реакторах. Для оценки вклада широкого спектра продуктов деления и топливных актинидов рассчитаны изменения их ПБО в составе ОЯТ реактора на тепловых нейтронах (на примере ВВЭР-1000) и быстрых нейтронах (на примере БРЕСТ-1200) при выдержке до 10 млн. лет (16 иллюстраций в диссертации). Выявлены наиболее опасные нуклиды для различных периодов выдержки. Полученные результаты показали, что для решения задачи снижения долгоживущей радиоактивности РАО (а ОЯТ - основной их источник) наиболее важно из

22 22 поступающего на захоронение материала убрать актиноиды от урана до кюрия. Это снижает ПБО оставшихся продуктов деления примерно на 3-4 порядка. И отсюда же следует смысл трансмутации актиноидов перевод их именно в продукты деления, а не перевод из одних актиноидов в другие (подробнее в разд.4.4). Из продуктов деления с периодом полураспада более 25 лет внимания заслуживают 90 Sr и 137 Cs с дочерними нуклидами. Из-за малых сечений взаимодействия с нейтронами (даже в области тепловых нейтронов сечение захвата менее 1 барна) эти нуклиды не могут эффективно быть трансмутированы и единственный способ обращения с ними контролируемая выдержка, возможно полезное использование в изотопных устройствах, либо захоронение. Остальные долгоживущие продукты деления могут направляться на захоронение по крайней мере в ближайшее столетие. В разделе 4.3 показана эволюция требований к потерям актиноидов в отходы при длительной работе ЯЭ. Представленные в главе 3 расчеты показали, что в рамках рассмотренных сценариев развития ЯЭ России на конец 21 века радиационная эквивалентность использованного уранового сырья и РАО, направляемых на захоронение, достигается при доле долгоживущих актиноидов (плутония, америция, кюрия), уходящих в отходы при регенерации ОЯТ, 0,1% от их содержания в перерабатываемом ОЯТ. При анализе полученных результатов следует учитывать, что в этих сценариях 21 век век существования достаточно крупной ЯЭ на тепловых реакторах и развития системы быстрых реакторов. Т.е. период большого потребления природного урана и соответственно, периода относительно «легкого» достижения радиационной эквивалентности. При переходе ядерной энергетики на БР и уран-плутониевый ЗТЦ потребность в добыче урана отпадает, при этом БР нарабатывают долгоживущие нуклиды. Показано, что для достижения баланса в разумные сроки, например, менее 300 лет, потребуется через лет на порядок улучшить степень очистки отходов от плутония -- с 0,1% до 0,01%. Если учесть миграционный фактор, позволяющий примерно в 10 раз снизить требования к радиационным характеристикам отходов, то в более отдаленные периоды работы ЯЭ радиационно-миграционная эквивалентность будет достигаться через 200 и 500 лет соответственно. Представленные выше рассуждения справедливы для любого ресурса природного урана, поскольку для рассмотренной модели развития и длительность действия и нарабатываемая масса РАО практически линейно зависят от этого ресурса. В разделе 4.4 рассмотрено влияние изменения длительности ТЦ ТР и БР на основные параметры исследованного в п.4.3 сценария развития ЯЭ на примере увеличения выдержки ОЯТ до переработки.

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г.

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. Глава 5. Этапы стратегии п.6. Развертывание НИР и ОКР по технологии замкнутого ядерного

Подробнее

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов М.С. Онегин 2012 Гатчина Зависимость активности выгоревшего топлива от времени выдержки 7 6 4 2 Activity [Ci] 1-2 -4-6 238U 235U Fission -8 - Minor

Подробнее

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс В. Б. Иванов, д.т.н., проф., Директор ОАО «ВНИИНМ имени А.А. Бочвара» Замыкание Ядерного Топливного Цикла реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает качественно новый уровень безопасности атомной энергетики.

Подробнее

Перспективы и новые продукты.

Перспективы и новые продукты. МЕЖДУНАРОДНЫЙ ФОРУМ «АТОМЭКСПО 2012» Перспективы и новые продукты. Леонов В.Н. (ОАО ВНИИАЭС) Москва, 4-6 июня 2012 г. Структура мировой ядерной энергетики в зависимости от сценария ее развития Обозначения:

Подробнее

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития О проекте постановления Правительства и о корректировке федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» Заместитель директора

Подробнее

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом

Подробнее

Замкнутый ядерный топливный цикл

Замкнутый ядерный топливный цикл Замкнутый ядерный топливный цикл Деление ядра Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счёт деления ядер урана и плутония. В реакторах на тепловых нейтронах (ТР) делению подвергаются радиоактивные

Подробнее

Развитие атомной энергетики России

Развитие атомной энергетики России Развитие атомной энергетики России Я.И. Штромбах Доклад подготовлен в Национальном исследовательском центре в 2010-2011 гг. экспертной группой в составе: П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский,

Подробнее

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г.

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г. XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский

Подробнее

Ядерная физика и Человек

Ядерная физика и Человек Ядерная физика и Человек ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Мировые запасы урана, тонн Олимпийская Плотина в Австралии 18,5 % разведанных мировых запасов урана Шахта Река МакАртур в Канаде 13 % мировой

Подробнее

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Введение Натрий как теплоноситель реакторов на быстрых нейтронах впервые был применен в нашей

Подробнее

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов 4. ЭЛЕМЕНТНЫЙ И ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ ОЯТ Состав Табл. 2. Состав ОЯТ Легководные реакторы Быстрые реакторы Уран, кг 9 856 Плутоний, кг 7 103 Продукты деления Цезий, Ки 142000 152000 Стронций,Ки 70300 162000

Подробнее

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011 30 главный калибр тема номера РЭа Павел АЛЕКСЕЕВ, директор отделения НИЦ «Курчатовский институт» Станислав СУББОТИН, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Стратегия поиска Топливообеспечение атомной

Подробнее

Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк

Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк Инга Равильевна Макеева, О.В. Вербицкая, В.Г. Дубосарский, В.Ю. Пугачев, А.А. Рыкунова, В.П. Соколов III МЕЖДУНАРОДНЫЙ

Подробнее

научный руководитель ГНЦ РФ - ФЭИ, член-корреспондент РАН В.И. РАЧКОВ Красноярск, РАН, ноябрь 2014

научный руководитель ГНЦ РФ - ФЭИ, член-корреспондент РАН В.И. РАЧКОВ Красноярск, РАН, ноябрь 2014 научный руководитель ГНЦ РФ - ФЭИ, член-корреспондент РАН В.И. РАЧКОВ Красноярск, РАН, ноябрь 2014 Содержание 1. Необходимость НТП ЯЭ 2. Техническая безопасность 3. Экологическая безопасность 4. Политическая

Подробнее

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Введение Глебов А.П., Баранаев Ю.Д. Клушин А.В. ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского Основные проблемы, которые должны

Подробнее

Создание инфраструктуры обращения с ОЯТ и замыкания ЯТЦ на ФГУП «ГХК»

Создание инфраструктуры обращения с ОЯТ и замыкания ЯТЦ на ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Создание инфраструктуры обращения с ОЯТ и замыкания ЯТЦ на ФГУП «ГХК» ФГУП «ГХК» П.М. Гаврилов 2 «Сжигание плутония

Подробнее

Муратов О.Э., к.т.н., Ответственный секретарь Северо-Западного отделения Ядерного общества России

Муратов О.Э., к.т.н., Ответственный секретарь Северо-Западного отделения Ядерного общества России ПРОБЛЕМЫ УТИЛИЗАЦИИ ГРАФИТА ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВ V региональный форум-диалог «Атомные производства, общество, безопасность» Томск, 29-30 ноября 2012 г. Муратов О.Э., к.т.н.,

Подробнее

Развитие технологий переработки ОЯТ в России

Развитие технологий переработки ОЯТ в России ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ" Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Развитие технологий переработки ОЯТ в России Д.Н.Колупаев

Подробнее

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

Подробнее

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК СВЕЖИХ И ОТРАБОТАВШИХ ТВС РЕАКТОРА БН-600 С УРАНОВЫМ И МОХ-ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ ПЛУТОНИЯ ОРУЖЕЙНОГО КАЧЕСТВА А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ -

Подробнее

Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК»

Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК» ФЯО ФГУП «ГХК» П.М. Гаврилов Производства

Подробнее

РЕНЕССАНС АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОБЛЕМЫ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ: НЕОБХОДИМОСТЬ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА

РЕНЕССАНС АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОБЛЕМЫ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ: НЕОБХОДИМОСТЬ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА РЕНЕССАНС АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОБЛЕМЫ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ: НЕОБХОДИМОСТЬ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА Главному редактору: Индекс Безопасности посвятил целый номер ( 2 (85), Лето 2008) вопросам ренессанса атомной

Подробнее

Технологические и техникоэкономические. сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки

Технологические и техникоэкономические. сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки Российский федеральный ядерный центр ВНИИ технической физики им. Е.И. Забабахина Технологические и техникоэкономические модели в сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки Инга Равильевна Макеева,

Подробнее

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ 2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива

Подробнее

Quo vadis? «МНОГОФАЗНЫЕ СИСТЕМЫ» (70 лет в струю) Институт океанологии им. П.Ширшова. 17 июня 2010 г.

Quo vadis? «МНОГОФАЗНЫЕ СИСТЕМЫ» (70 лет в струю) Институт океанологии им. П.Ширшова. 17 июня 2010 г. Quo vadis? «МНОГОФАЗНЫЕ СИСТЕМЫ» (70 лет в струю) Институт океанологии им. П.Ширшова 17 июня 2010 г. Реализован ли потенциал ядерной энергетики? 6,6% в энергетическом балансе мира; 0,7% от урановых запасов;

Подробнее

О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года

О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года МНТК-2012 Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года Доклад подготовлен в Национальном

Подробнее

Решение экологических проблем энергетики на быстрых реакторах с замыканием ядерного топливного цикла

Решение экологических проблем энергетики на быстрых реакторах с замыканием ядерного топливного цикла ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: Место и преимущества проекта в развитии мировой энергосистемы». 7-8 июня 2016г. Алексахин Р.М., академик РАН Главный эколог ПН «ПРОРЫВ» Решение экологических проблем энергетики

Подробнее

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Что такое ядерное топливо Около половины энергии в Украине вырабатывается

Подробнее

ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ. Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И.Африкантова»

ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ. Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И.Африкантова» Повышение эффективности эксплуатации и радиационной безопасности реакторной установки БН-600, использование полученного опыта для перспективных проектов БН ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ Акционерное

Подробнее

Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов

Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов С.А.Субботин Субботин АТОМЭКСПО 2010 Москва,, 7-97 июня 2010 1 Основные

Подробнее

Ю.С. Федоров. АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», Санкт-Петербург,

Ю.С. Федоров. АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», Санкт-Петербург, Ю.С. Федоров АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», Санкт-Петербург, fys@khlopin.ru ВВЕДЕНИЕ В настоящее время наблюдается конкуренция подходов к обращению с ОЯТ Прямое захоронение ОЯТ в геологические

Подробнее

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение Физическая и ядерная безопасность Лекция 1. Введение 2 Что такое ядерные материалы? ядерные материалы (ЯМ) материалы, содержащие делящиеся вещества, или способные их воспроизвести (например, уран- 238);

Подробнее

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» 24 мая 2012 года

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» 24 мая 2012 года Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» 24 мая 2012 года ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Проблемы современной радиохимической технологии

Подробнее

«ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИЕ ЗАКОНОМЕРНОСТИ ПРОЦЕССОВ РАЗДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ И ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ МЕТОДОМ

«ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИЕ ЗАКОНОМЕРНОСТИ ПРОЦЕССОВ РАЗДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ И ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ МЕТОДОМ вниихт Акционерное общество «Ведущий научно-исследовательски институт химической технологии» (АО «ВНИИХТ») АО «Наука и инновации» «УТВЕРЖДАЮ» p по научной работе ^Be-AflSFTEeT 2016r. Каширское ш., д.33,

Подробнее

Существующие и разрабатываемые технологии переработки ОЯТ

Существующие и разрабатываемые технологии переработки ОЯТ Существующие и разрабатываемые технологии переработки ОЯТ Госкорпорация «Росатом» Анжелика Хаперская Старший менеджер Проектный офис «Формирование системы обращения с ОЯТ». 31.10.2013 Связь процесса переработки

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА В ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРАХ Современная наука рассматривает ядерную энергетику как один из основных источников энергообеспечения человечества

Подробнее

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А.

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. 2 АННОТАЦИЯ Настоящий отчет содержит результаты первого этапа исследований

Подробнее

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР 24 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПАВЛОВИЧЕВ, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Александр ЧИБИНЯЕВ, начальник

Подробнее

Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ»

Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ» Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ» "У нас нет времени экспериментировать с призрачными источниками энергии, цивилизация в опасности,

Подробнее

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И.

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. «МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. Бычков Цели создания производства МОКС-топлива Топливообеспечение

Подробнее

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Авторы: А.Н. Дорофеев, А.А. Иващенко, С.Н. Комаров, С.В. Семеновых

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО АЭС Ядерное топливо и его радиологические характеристики Основой современной атомной энергетики являются АЭС с тепловыми водоводяными реакторами,

Подробнее

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Генеральный директор ФГУП «ГХК» П. М. Гаврилов Актуальные проблемы

Подробнее

НОРМАТИВНО-ПРАВОВОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАО

НОРМАТИВНО-ПРАВОВОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАО Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности НОРМАТИВНО-ПРАВОВОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАО Гуськов А.В. ФБУ «НТЦ ЯРБ» www.secnrs.ru VII Международный Форум «АтомЭко

Подробнее

КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ

КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ АО "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина" ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ АтомЭко-2017 21 22

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА КОНЦЕПЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЭКВИВАЛЕНТНОСТИ И ПРИРОДОПОДОБИЯ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ Современная ядерная энергетика, основанная на тепловых реакторах, имеет ряд нерешенных

Подробнее

Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов

Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов

Подробнее

Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской Федерации

Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской Федерации МЕЖДУНАРОДНЫЙ ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ОБЩЕСТВО, БЕЗОПАСНОСТЬ» г. Санкт-Петербург 20-21 апреля 2010 Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской

Подробнее

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», 26-28 мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ А.М. Бахметьев. Б.А. Васильев, Н.Г. Кузавков ОАО «ОКБМ

Подробнее

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом. Концептуальные подходы и принципы формирования

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом. Концептуальные подходы и принципы формирования Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом Концептуальные подходы и принципы формирования 2009 г. Программа развития атомной

Подробнее

Обеспечение экологической безопасности на ФЯО ФГУП «ГХК» путём замыкания ядерного топливного цикла

Обеспечение экологической безопасности на ФЯО ФГУП «ГХК» путём замыкания ядерного топливного цикла Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Обеспечение экологической безопасности на ФЯО ФГУП «ГХК» путём замыкания ядерного топливного цикла ФЯО ФГУП «ГХК»

Подробнее

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА кандидат геологоминералогических наук доцент О.А. Максимова Ядерная энергия - это энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях. Ядерная энергетика

Подробнее

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

Подробнее

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Н.С. Пронкин ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ОГЛАВЛЕНИЕ список сокращении...8 Введение... 11 ЧАСТЬ I. Общие вопросы обращения с радиоактивными

Подробнее

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом Концептуальные подходы и принципы формирования 2008 г. Программа развития атомной

Подробнее

Интегрирующий проект - эффективный инструмент управления созданием энергокомплексов нового поколения

Интегрирующий проект - эффективный инструмент управления созданием энергокомплексов нового поколения Интегрирующий проект - эффективный инструмент управления созданием энергокомплексов нового поколения Частное учреждение «ИТЦП «ПРОРЫВ» Фейгин А.И. 04 июня 2015г. Что такое проектное направление «ПРОРЫВ»

Подробнее

Обращение с ОЯТ и РАО: новые подходы, перспективные технологии, нерешенные проблемы

Обращение с ОЯТ и РАО: новые подходы, перспективные технологии, нерешенные проблемы ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Обращение с ОЯТ и РАО: новые подходы, перспективные технологии, нерешенные проблемы А.Ю. Шадрин, М.В. Радченко, П.П. Полуэктов, О.В. Шмидт Школа-конференция

Подробнее

Результаты работы по обращению с ОЯТ и РАО на ФГУП «ГХК». Международное сотрудничество

Результаты работы по обращению с ОЯТ и РАО на ФГУП «ГХК». Международное сотрудничество ФГУП «Горно-химический комбинат» Результаты работы по обращению с ОЯТ и РАО на ФГУП «ГХК». Международное сотрудничество Генеральный директор ФГУП «ГХК» Пѐтр Михайлович Гаврилов Водоохлаждаемое («мокрое»)

Подробнее

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах Васильев Б.А. Главный конструктор

Подробнее

ВНИИЭФ. Обеспечение экологической безопасности глобальная стратегия предприятий атомной отрасли России на примере ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ

ВНИИЭФ. Обеспечение экологической безопасности глобальная стратегия предприятий атомной отрасли России на примере ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ Российский федеральный ядерный центр ВНИИЭФ Обеспечение экологической безопасности глобальная стратегия предприятий атомной отрасли России на примере ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ Докладчик: Мисатюк Елена Владимировна

Подробнее

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее»

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ

Подробнее

ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ

ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ Ñ. Â. Áåäåíêî, È. Â. Øàìàíèí ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ Ó ÅÁÍÎÅ ÏÎÑÎÁÈÅ ÄËß ÌÀÃÈÑÒÐÀÒÓÐÛ Ðåêîìåíäîâàíî â êà åñòâå ó åáíîãî ïîñîáèÿ Ðåäàêöèîííî-èçäàòåëüñêèì

Подробнее

Вывод из эксплуатации комплексов с промышленными уран-графитовыми реакторами АО «ОДЦ УГР»

Вывод из эксплуатации комплексов с промышленными уран-графитовыми реакторами АО «ОДЦ УГР» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Акционерное общество «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» Вывод из эксплуатации комплексов с

Подробнее

Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки. Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ»

Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки. Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ» Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ» Базовое предприятие ГК «Росатом» по разработке твэлов, топлива, оболочек, комплектующих ТВС и

Подробнее

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом»

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Заместитель директора Блока по управлению инновациями О.О. Патаракин г. Москва, 2012 Тепловая энергетика Быстрая

Подробнее

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации»

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Н.М. Манцевич Е.А. Ильина 07 октября 2016 года Зачем нужна карта Чтобы добиться успеха, нужно работать не только руками, но и головой. Джон Д.

Подробнее

Технические подходы и основные вызовы в процессе вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов

Технические подходы и основные вызовы в процессе вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов Акционерное общество «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» Технические подходы и основные вызовы в процессе вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов

Подробнее

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ имени академика Е.И. Забабахина» Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле А.А. Архипов, М.Н. Белоногов, А.В. Климов,

Подробнее

Радиационная экология

Радиационная экология Радиационная экология 1. Цель и задачи дисциплины Целью освоения дисциплины «Радиационная экология» является изучение действия радиации как экологического фактора на всех иерархических уровнях биосферы.

Подробнее

ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ

ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ МИРОВАЯ ЭКОНОМИКА ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ С.З. Жизнин, В.М. Тимохов Московский государственный институт международных отношений (университет)

Подробнее

13. Приводятся результаты измерения угла 13 в эксперименте Double Chooz. Также

13. Приводятся результаты измерения угла 13 в эксперименте Double Chooz. Также ОТЗЫВ официального оппонента на диссертацию Синёва Валерия Витальевича на тему: «Исследование осцилляций нейтрино в реакторных экспериментах» по специальности 01.04.16 физика атомного ядра и элементарных

Подробнее

Семинар 12. Деление атомных ядер

Семинар 12. Деление атомных ядер Семинар 1. Деление атомных ядер На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил: короткодействующие силы притяжения между нуклонами, дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

Подробнее

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос АРЕВА, Региональный ВП, Россия и СНГ Атомэко, Москва, 10 ноябрь 2015 г. Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос 10 ноября 2015 Атомэко

Подробнее

Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК»

Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Главный инженер ИХЗ ФГУП «ГХК» И.Н. Сеелев Концепция развития

Подробнее

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Иванов В.Б. Государственная Дума РФ Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Схемы утилизации плутония a) b) Pu оружейный 34 т Pu оружейный 34

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА Лекция 11. СЕМЕЙСТВА РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния Все ещё встречающиеся в природе элементы с атомными

Подробнее

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой ЛЕКЦИЯ 5 ПРОБЛЕММЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 5.1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) совокупность технологических операций, включающих: Добычу урановой руды. Изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана

Подробнее

Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны)

Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны) VIII Международная выставка и конференция «АтомЭко 2015» 9-11 ноября 2015 г. Россия, Москва, Центр Международной Торговли Авторы: Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны)

Подробнее

Быстрые реакторы с замкнутым ядерным топливным циклом - основа крупномасштабной конкурентноспособной ядерной энергетики естественной безопасности

Быстрые реакторы с замкнутым ядерным топливным циклом - основа крупномасштабной конкурентноспособной ядерной энергетики естественной безопасности Быстрые реакторы с замкнутым ядерным топливным циклом - основа крупномасштабной конкурентноспособной ядерной энергетики естественной безопасности В.И. Рачков Барьеры на пути развития глобальной ЯЭ. Глобальная

Подробнее

IV-я Международная выставка и конференция «АтомЭко 2015»

IV-я Международная выставка и конференция «АтомЭко 2015» IV-я Международная выставка и конференция «АтомЭко 2015» Оценка воздействия на окружающую среду при размещении объектов атомной энергетики в рамках Конвенции ЕЭК ООН об оценке воздействия на окружающую

Подробнее

Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009

Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009 УДК 621.039.58 Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009 ПРИМЕНЕНИЕ ВЕРОЯТНОСТНОЙ МОДЕЛИ ПРОЦЕССА ВЫГРУЗКИ ИЗ ЭНЕРГОБЛОКОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ

Подробнее

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность... 10 1.1. Задачи современной радиохимии... 10 1.2. Развитие представлений о радиоактивности... 12 1.2.1. Открытие радиоактивности...

Подробнее

типа. Пятая глава посвящена применению разработанных моделей для анализа ряда конкретных магнитных конфигураций (обращенная магнитная конфигурация,

типа. Пятая глава посвящена применению разработанных моделей для анализа ряда конкретных магнитных конфигураций (обращенная магнитная конфигурация, ОТЗЫВ официального оппонента доктора физ.-мат. наук, профессора В.А. Курнаева на диссертацию А.Ю. Чиркова «ИССЛЕДОВАНИЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ АЛЬ ТЕРНА ТИВНЫХ СИСТЕМ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА», представленную

Подробнее

А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово

А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово УДК 621.316 А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ: ПЕРСПЕКТИВЫ НА БУДУЩЕЕ После катострофы на Чернобольской

Подробнее

ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ

ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ УДК 735.29 ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ Савкин А.Н. Научный руководитель ассистент кафедры экономики и международного бизнеса горно-металлургического комплекса Шишкина Н.А. Сибирский федеральный университет

Подробнее

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ К Г Э У Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «КАЗАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

Подробнее

Таблица 1 Характеристики ОТВС с максимальным обогащением Начальное обогащение топлива по U-235 среднее по ТВС, % масс.

Таблица 1 Характеристики ОТВС с максимальным обогащением Начальное обогащение топлива по U-235 среднее по ТВС, % масс. ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ДОЛГОВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ В ВОДООХЛАЖДАЕМОМ ХРАНИЛИЩЕ ХОТ-1 ФГУП «ГХК» ОЯТ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 С ПОВЫШЕННЫМ НАЧАЛЬНЫМ ОБОГАЩЕНИЕМ И ВЫГОРАНИЕМ И.А. Меркулов, В.И. Мацеля, к.ф.-м.н.

Подробнее

Развитие и проблемы АЭС. Проектная работа учеников 10 класса «В» Королева Никиты Рудакова Андрея Балашова Арсения Дьякова Вадимира Федорова Влада

Развитие и проблемы АЭС. Проектная работа учеников 10 класса «В» Королева Никиты Рудакова Андрея Балашова Арсения Дьякова Вадимира Федорова Влада Развитие и проблемы АЭС Проектная работа учеников 10 класса «В» Королева Никиты Рудакова Андрея Балашова Арсения Дьякова Вадимира Федорова Влада Содержание: Аварии на АЭС и их последствия. Развитие АЭС

Подробнее

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации На правах рукописи Вин Ту СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 05.14.03 ядерные энергетические

Подробнее

Развитие атомной энергетики и гарантии МАГАТЭ.

Развитие атомной энергетики и гарантии МАГАТЭ. Развитие атомной энергетики и гарантии МАГАТЭ. В. Кучинов Советник Генерального директора Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» Международный форум «Московская конференция по нераспространению

Подробнее

Опыт вывода из эксплуатации объектов «ядерного наследия» ОАО «ВНИИНМ» Кузнецов А.Ю., Суханов Л.П., Черников М.А., Варлаков А.П.

Опыт вывода из эксплуатации объектов «ядерного наследия» ОАО «ВНИИНМ» Кузнецов А.Ю., Суханов Л.П., Черников М.А., Варлаков А.П. Опыт вывода из эксплуатации объектов «ядерного наследия» ОАО «ВНИИНМ» Кузнецов А.Ю., Суханов Л.П., Черников М.А., Варлаков А.П. Расположение ВНИИНМ им. А.А.БОЧВАРА ВНИИНМ Карта Фото 2 Решение проблемы

Подробнее

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР 1. Введение Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин Энергетический комплекс страны занимает в настоящее время значимые позиции

Подробнее

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС IX МЕЖДУНАРОДНЫЙ ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ОБЩЕСТВО, БЕЗОПАСНОСТЬ 2014» Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС Первый заместитель директора по производству и эксплуатации

Подробнее

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ ТЭС И АЭС

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ ТЭС И АЭС вания и его управлении. Теоретическая база фундаментальных исследований последних лет по проблемам образования является научной основой для развития региональных социокультурных систем, открывает реальную

Подробнее

О внесении изменений и дополнений в постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 28 сентября 2010 г.

О внесении изменений и дополнений в постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 28 сентября 2010 г. ПОСТАНОВЛЕНИЕ МИНИСТЕРСТВА ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ 24 июля 2017 г. 33 О внесении изменений и дополнений в постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь

Подробнее

ОСНОВЫ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ПОЛИТИКИ ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ» И ЕЕ ОРГАНИЗАЦИЙ

ОСНОВЫ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ПОЛИТИКИ ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ» И ЕЕ ОРГАНИЗАЦИЙ ОСНОВЫ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ПОЛИТИКИ ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ» И ЕЕ ОРГАНИЗАЦИЙ ОСНОВЫ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ПОЛИТИКИ ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ» И ЕЕ ОРГАНИЗАЦИЙ Основы Экологической политики Государственной корпорации по

Подробнее

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Государственный концерн «Ядерное топливо» Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Доклад генерального директора Амосовой Т.В. Атомэкспо - 2011 6-8 июня Москва-2011

Подробнее

Безопасность и эффективность обращения с ОЯТ на ФГУП «ГХК»

Безопасность и эффективность обращения с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Безопасность и эффективность обращения с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Генеральный директор ФГУП «ГХК» доктор технических наук

Подробнее

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ.

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. Е.А. Ходаковская, Д.В. Панкратов, В.С. Андреянов, М.И. Бугреев, А.В. Дедуль, Е.И. Ефимов,

Подробнее