Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования.

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования."

Транскрипт

1 Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования. V Региональный Общественный Форум-диалог «Атомные производства, общества, безопасность 2012» ноября 2012 года, Томск В.М. Троянов, ГТ НТП В.В. Лемехов, ГК РУ БРЕСТ

2 Предпочтительность МОХ или плотного ЯТ для БР Технический вопрос о предпочтительном виде топлива для БР основывается на соображениях достижимости более высокого уровня безопасности, достижимости более высокого КВ. Принципиальный ответ по предпочтению плотного ЯТ (металлическое, карбидное, нитридное) перед смешанным оксидом (MOХ) дан родоначальниками концепции БР много лет назад. Во всех странах, имеющих перспективу развития ядерной энергетики и БР, ведутся НИР по плотному топливу для БР (фабрикация, переработка ОЯТ, опытное обоснование). Исторический и политический аспекты, а также наличие производства привели к использованию МОХа во Франции и США. Для МОХа фабрикация проще, р/х переработка имела прототипы, применимо в LWR. Программа по БР в США только плотное топливо. 2

3 Предпочтительность МОХ или плотного ЯТ для БН Выбор ЯТ для перспективных БН (БН-1200 и т.п.) имеет развилку в зависимости от приоритетов: смешанный оксид (MOX) применять, если требуется как можно быстрее начать эксплуатацию ещё только разрабатываемого БН-1200 с использованием приобретаемого опыта по фабрикации МОХа в ГХК. Лицензирование топлива может быть выполнено ранее 2020 г. смешанный нитрид (MNIT) применять, если требуется БН-1200 с более высоким уровнем безопасности по сравнению с действующими и строящимися БН. Лицензирование топлива потребует больше усилий и выполнения специальной комплексной программы, см. далее, однако тоже может быть выполнено до 2020 г. Влияние выгорания на экономику в условиях ЗЯТЦ не оценено. В БРЕСТе использование MNIT безальтернативно. 3

4 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР (1/5) Параметр сравнения МОХ MNIT (плотное) Плотность,г/см3 -теоретическая - по тяж. ат ВОСПРОИЗВОДСТВО U 0.8 Pu 0.2 O 2 U 0.8 Pu 0.2 N Результат сравнения МОХ хуже MNIT (плотное) лучше КВ с отражателем < 1.2 <1.35 хуже лучше Прогнозируемое выгорание, % т.а. (на уровне сегодняшнего обоснования) ВЫГОРАНИЕ ДЕЛЯЩИХСЯ ЯДЕР И РЕСУРС 15 5 Лучше с точки зрения оборачиваемос ти ОЯТ в ЗЯТЦ и технологических РАО Хуже с точки зрения оборачиваемос ти ОЯТ в ЗЯТЦ и технологических РАО 4

5 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР (2/5) Параметр сравнения МОХ MNIT (плотное) КВА 1 Квази-равновесный режим (стабильный запас реак-ти) запас реактивности БН на номинальной мощности в зависимости от конструкции а.з., β эфф МОХ Результат сравнения MNIT (плотное) БЕЗОПАСНОСТЬ с воспроизводящей обеспечивается труднее легче прослойкой в а.з. с воспроизводящей возможен труднее легче прослойкой в а.з. Пустотный эффект реак-ти Около 0 Около 0 = = Минимально возможный (3,0 β эфф 7,5 β эфф ) (1,5 β эфф 3,0 β эфф ) данные ОКБМ Минимально возможный запас реактивности БРЕСТ реактора на номинальной мощности в зависимости от температуры а.з., β эфф Последствия тяжёлых аварий без разгона на мгн. нейтронах не рассматривается UTOP&ULOF 1.0 β эфф (гор) 1,5 β эфф (хол) возможен разгон на мгновенных нейтронах возможен разгон на мгновенных нейтронах Можно исключить разгон на мгновенных нейтронах не рассматривается Повреждение ЯТ больше Повреждение ЯТ меньше 5

6 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР (3/5) Параметр сравнения МОХ MNIT (плотное) Теплопроводность, Вт/ м К Т =1000 К Т=2000 К БЕЗОПАСНОСТЬ Результат сравнения МОХ хуже MNIT (плотное) лучше Макс. температура топлива ~ С ~ С хуже лучше Температура плавления, К = = Совместимость с - оболочкой -теплоносителем нормальная нормальная нормальная нормальная = = Распухание Умеренное Умеренное = = Теплоёмкость, кдж/моль К хуже лучше Запасённая энергия в ЯТ большая средняя хуже лучше Пирофорность порошков ЯТ при фабрикации и возможность окисления топлива на воздухе при высоких температурах нет да Нет проблемы хуже 6

7 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР (4/5) Параметр сравнения МОХ MNIT (плотное) Результат сравнения МОХ MNIT (плотное) ЭКОЛОГИЯ Накопление ОЯТ = = Наработка долгоживущего радиоизотопа Достижение радиоэквивалентности нет C-14 лучше хуже? Возможно по т.я. при полном рецикле U,Pu, МА и части П.Д.) = = 7

8 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР (5/5) Параметр сравнения МОХ MNIT (плотное) Бланкет (наработка плутония оружейного качества) НЕРАСПРОСТРАНЕНИЕ Результат сравнения МОХ MNIT (плотное) Нельзя исключить не нужен = = Выделение плутония при переработке ОЯТ Нельзя исключить Можно исключить хуже лучше 8

9 Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или МNIT для БР. ВЫВОДЫ Требования безопасности, экологии, нераспространения воспроизводства предопределяют выбор MNIT-топлива для БР, если нет других требований: например, срочно запустить ещё разрабатываемый БН-1200 на ещё разрабатываемом MOX-топливе. Экономику ЗЯТЦ в сравнении двух видов топлива предстоит изучать. Работы по МОХ в РФ не создают нового продукта на мировом рынке. Темп работ за рубежом по плотному топливу сохраняет для РФ возможность лидерства. 9

10 Оценка общего технического состояния работы (1) 1. Реакторные испытания и исследования нитридного уранового топлива проводились в 70-е гг. в реакторе БР-10 и позволили установить основные закономерности его поведения в реакторных условиях: 1. Жесткое распухание под воздействием твёрдых продуктов деления, соответствующее увеличению объёма на см 3 при накоплении 1 г оск./см 3 топлива; 2. Аддитивно газовое распухание в диапазоне от см 3 при накоплении 1 г оск./см 3 топлива и более при повышении температуры выше ~900 о С; 3. Газовыделение под оболочку твэла, увеличивающееся при искусственном увеличении исходной пористости спечённой таблетки, одновременно снижающее величину газового распухания. 2. Найдены способы ограниченного управления процессами в нитридном топливе, влияющими на работоспособность твэлов. 10

11 Оценка общего технического состояния работы (2) 1. Установленные закономерности поведения нитридного уранового топлива получили подтверждение при эксплуатации реактора БР-10 с нитридной активной зоной UN в период с 1984 по 2002 гг. Всего облучено твэлов. Установленная в проекте твэлов величина максимального выгорания 8% т.а. также подтвердилась, при увеличении выгорания выше проектного наблюдалась повышенная разгерметизация. 2. Принято считать, что причиной разгерметизации является жесткое нагружение оболочки распухающим сердечником. Этот процесс может быть хорошо спрогнозирован после выполнения ориентированной на это программы реакторных испытаний. 3. Факты преждевременных разгерметизаций с частотой ~10-3 свидетельствуют о наличии дополнительного несистемного фактора. 4. Однозначного понимания этого фактора пока нет. Предположительно это сколы таблеток и попадание крошек в зазор между топливом и оболочкой, и/или растрескивание таблеток в переходных режимах, далее локальное нагружение оболочки. 5. Мероприятия по преодолению этого фактора будут проведены. Это качество таблеток, фаски, контроль топливного столба, регламенты изменения мощности РУ, регламенты перестановок ТВС в реакторе. 11

12 Оценка общего технического состояния работы (3) 1. Во ВНИИНМ длительное время проводятся комплексные внереакторные исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. 2. Создана БД по свойствам нитридных топливных композиций. 3. В период 80-е 00-е проведены отдельные испытания нитридного топлива в БОР-60. Облучено несколько ТВС с UN с выгоранием до 8-11 % т.а., несколько твэлов с UPuN с выгоранием от 4 до 8.95 % т.а., 4 твэла UPuN с повышенным содержанием Pu до 60% и выгоранием до 12% т.а. (Рос-Фр эксперимент BORA- BORA) 4. Не получено данных, свидетельствующих об отличиях в поведении смешанного от уранового топлива. Отдельные более успешные испытания, например BORA- BORA, подтверждают, что резервы у нитридного топлива имеются и цель нивелировать несистемные факторы. 5. Поэтому принято считать, что основные закономерности реакторного поведения СНУП не отличаются от уранового топлива. 12

13 Обеспеченность экспериментальной базой С учётом проводимых в рамках ФЦП работ экспериментальная база для проекта «ПТ» в основном будет создана в гг.: 1. ВНИИНМ имеется, работы с ЯМ будут постепенно выводиться; 2. СХК создаётся в 2012г. Комплекс экспериментальных установок КЭУ) по изготовлению твэлов со смешанным топливом. Требуется продолжить работы по доведению КЭУ и аттестации аналитических методик; 3. ВНИИТФ создаётся комплекс для углублённых аналитических исследований порошков и таблеток; 4. МАЯК создаётся участок по изготовлению экспериментальных твэлов; 5. НИИАР имеется, требуется дооснащение приборами в соответствии с инвестиционной программой. Вместе с этим, требуется разработать программу создания экспериментальной базы для отработки технологий рефабрикации топлива, содержащего МА и некоторые количества осколков деления, включая макеты камер для отработки дистанционного оборудования, его обслуживания и ремонта. 13

14 Испытания топлива одна из определяющих задач Идеология обоснования топлива: Обоснование работоспособности и безопасности при лицензировании в Ростехнадзоре должно выполняться расчетным путем, а не статистическим экспериментальным подтверждением, т.к. никаким количеством экспериментов невозможно подтвердить достижение проектных параметров, которые возникают из-за статистических отклонений (например, так называемые факторы перегрева). Необходимы лицензированные расчетные коды и методики расчетного обоснования. Для этого методически должна быть разработана матрица верификации. По этой матрице верификации должны быть выполнены эксперименты и проведено их расчетное моделирование. Если будет показано, что расчетным путем достоверно определяется поведение твэлов, то для лицензирования в Ростехнадзоре достаточно определить в методике набор расчетов для нормальных режимов эксплуатации с учетом статистических отклонений конструктивных и эксплуатационных параметров, а также набор расчетов для аварийных условий. 14

15 Методическая готовность к обоснованию МОХ/MNIT Аспект МОХ MNIT Лицензированный расчётный код термомеханического поведения твэлов База данных по свойствам топл. Композиции (U-Pu)N+Np+Am База данных по свойствам оболочек ЭК-181 и ЧС-139 Имеется Имеется Отсутствует Отсутствует, Но есть ДРАКОН и КОРАТ Ограниченная Отсутствует Матрица верификации Имеется Не разработана Набор подтверждающих экспериментальных данных Методика обоснования испытаний Опытных ТВС Методика обоснования акт. зоны Технология изготовления твэлов Ограниченный (нет испытаний с новыми оболочками) Имеется для конкретных условий испытаний Не разработана Определена Отсутствует Имеется для конкретных условий испытаний Не разработана Не разработана 15

16 Программа реакторных испытаний БН-1200; БРЕСТ - топливо смешанный нитрид, оболочка твэла сталь ЭК181, ЧС139, ЭП-823 начало испытаний весна 2013 г.) Годы Номер МКК КЭТВС х х х х ВР Х КЭТВС х х х х ВР Х 4τ 7,4 % т.а., 77 сна Послереакторные исследования 4 твэла с (U-Pu)N и 123 твэла с UО 2 топливом 4τ 7,5 % т.а., 77 сна Послереакторные исследования 4 толстых твэла с (U-Pu)N и 62 твэла с МОХ ЭТВС БН; БРЕСТ х х х х ВР Х 4τ 7,5 % т.а., 77 сна Послереакторные исследования Все толстые твэлы с (U-Pu)N ЭТВС БН; БРЕСТ х х х х х ВР Х 5τ 9,4 % т.а., 96 сна Послереакторные исследования Все толстые твэлы с (U-Pu)N ЭТВС БН; БРЕСТ х х х х ВР Х 5τ 9,4 % т.а., 96 сна Послереакторные исследования Все толстые твэлы с (U-Pu)N ЭТВС БН; БРЕСТ х х х ВР Х 5τ 9,4 % т.а., 96 сна Послереакторные исследования Все толстые твэлы с (U-Pu)N 16

17 Перспективы лицензирования головных а.з. Вся сумма накопленных знаний по РИ и ПРИ твэлов с нитридным топливом показывает, что при соответствии твэлов техническим требованиям их надёжность может быть высокой в начальный период эксплуатации и требует дополнительных НИОКР для увеличения выгорания. Порог бесспорной работоспособности ~ 5% т.а. Дальнейшее повышение выгорания требует оптимизации конструкции и проведения исследований Если экономика не требует достижения высоких выгораний, то Обоснование первоначального использования смешанного нитрида с ограничением выгорания весьма вероятно; Отпадает необходимость использования новых радиационностойких сталей и можно вернуться к проверенным ЧС-68хд (ЭК-164) и ЭП-823! Программа работ по обоснованию и лицензированию топлива для НТП может быть выполнена до 2019 года при надлежащей организации. 17

18 Что делать? 1. Не количеством облучённых ЭТВС определяется степень обоснованности топлива, а достоверностью результатов РИ и расчётного моделирования для объектов исследований, идентичность которых доказана. 2. Разработать приёмочные критерии к топливу, матрицу верификации и методику обоснования топлива при выполнении РИ и ПРИ. 3. Принимая во внимание сроки выпуска ТП РУ БН-1200 и БРЕСТ (2014 год), приложить максимум усилий к тому, чтобы начать испытания в БН-600 весной 2013 года. Полной референсности не будет, но будет уже опыт полуторагодичной эксплуатации. 4. Продолжить работы по доведению комплекса экспериментальных установок по фабрикации СНУП топлива в СХК и аттестации аналитических методик 5. Разработать программу создания экспериментальной базы для отработки технологий рефабрикации топлива, содержащего МА и недобитые остатки осколков деления, включая макеты камер для отработки дистанционного оборудования, его обслуживания и ремонта 18

19 Спасибо за внимание! 500 мкм а б Рис. 24. Микроструктура топлива (U,Pu)N в твэле с гелиевым подслоем, выгорание 5 % т.а. (а) и со свинцовым подслоем, выгорание 4 % т.а. (б) 19

Первые результаты послереакторных исследований твэла со СНУП-топливом, определение кинетики распухания и газовыделения на начальном этапе выгорания

Первые результаты послереакторных исследований твэла со СНУП-топливом, определение кинетики распухания и газовыделения на начальном этапе выгорания ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Никитин Олег Николаевич, АО «ГНЦ НИИАР» Первые результаты послереакторных исследований

Подробнее

Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв»

Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв» Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв» АДАМОВ Евгений Олегович Научный руководитель проекта Прорыв» и НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля г. Москва 2014 г. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ПРОЕКТА

Подробнее

ТЕХНОЛОГИЯ ОПЫТНОГО ПРОИЗВОДСТВА СНУП ТОПЛИВА

ТЕХНОЛОГИЯ ОПЫТНОГО ПРОИЗВОДСТВА СНУП ТОПЛИВА результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики Скупов Михаил Владимирович, ЦО «Плотное топливо и конструкционные материалы» АО «ВНИИНМ» ТЕХНОЛОГИЯ ОПЫТНОГО ПРОИЗВОДСТВА СНУП ТОПЛИВА

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

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

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

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

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

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

Замыкание ЯТЦ решение проблемы накопления ОЯТ и расширение сырьевой базы атомной энергетики

Замыкание ЯТЦ решение проблемы накопления ОЯТ и расширение сырьевой базы атомной энергетики ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: Место и преимущества проекта в развитии мировой энергосистемы». 7-8 июня 2016г. Ю.С. Мочалов Главный технолог ПН «Прорыв» Замыкание ЯТЦ решение проблемы накопления ОЯТ и

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

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

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

РЕЗУЛЬТАТЫ ОТРАБОТКИ И ПРОБЛЕМЫ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ПОРОШКОВ СНУП-ТОПЛИВА В УСЛОВИЯХ ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА

РЕЗУЛЬТАТЫ ОТРАБОТКИ И ПРОБЛЕМЫ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ПОРОШКОВ СНУП-ТОПЛИВА В УСЛОВИЯХ ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Зозуля Дмитрий Валерьевич опытно-промышленное производство плотного топлива РЕЗУЛЬТАТЫ

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

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

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

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

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Подробнее

Радиационное материаловедение

Радиационное материаловедение Радиационное материаловедение Докладчик: Научный руководитель по электрофизическому блоку АО «Наука и инновации» В.Д. Рисованый Москва Июнь 2015 Роль ЗАО «Наука и инновации» в организационной модели СОДЕРЖАНИЕ

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

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

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

Внастоящее время легководяные энергетические

Внастоящее время легководяные энергетические 36 главный калибр тема номера РЭа Александр ШИМКЕВИЧ, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПРОШКИН, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Алексей СЕДОВ, начальник лаборатории

Подробнее

Проект модуля фабрикации-рефабрикации ОДЭК на АО «СХК»

Проект модуля фабрикации-рефабрикации ОДЭК на АО «СХК» ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Глазов А.Г., Шафрова Н.П., Чамовских Ю.В., Фейгин А.И. Проект модуля фабрикации-рефабрикации

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

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

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Аширметов М.Р., Ершов В.Н., Онуфриенко

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

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

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

«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

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

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

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

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

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

НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ: ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» марта В.В. Лемехов, Главный конструктор РУ БРЕСТ. Проект БРЕСТ-ОД-300

НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ: ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» марта В.В. Лемехов, Главный конструктор РУ БРЕСТ. Проект БРЕСТ-ОД-300 В.В. Лемехов, Главный конструктор РУ БРЕСТ Проект БРЕСТ-ОД-300 Цель и задачи создания РУ БРЕСТ-ОД-300 Цель - практическое подтверждение реализации концепции естественной безопасности в РУ на быстрых нейтронах

Подробнее

Профессор Б.Г.Гордон ПРИОРИТЕТ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Профессор Б.Г.Гордон ПРИОРИТЕТ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ Профессор Б.Г.Гордон ПРИОРИТЕТ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВАРИАНТЫ СТРАТЕГИИ РАЗВИТИЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ Радиационная безопасность «состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного

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

Росэнергоатом О.Сараев г. Томск

Росэнергоатом О.Сараев г. Томск Реакторы на быстрых нейтронах как основа ядерной энергетики будущего Росэнергоатом О.Сараев 20.09.2010 г. Томск 1 Органические недостатки существующей атомной энергетики: большое количество ОЯТ и РАО топливного

Подробнее

Приложение 1 Форма перечня организаций участников технологической платформы

Приложение 1 Форма перечня организаций участников технологической платформы Приложение 1 Форма перечня организаций участников технологической платформы Наименование организации участника технологической платформы Контактные данные организации участника технологической платформы

Подробнее

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики А.В. Моисеев, научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300, АО «НИКИЭТ» Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

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

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

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации ПЕРСПЕКТИВНЫЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ВВЭР: КОНСТРУКЦИЯ, МЕТОДИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ ОБОСНОВАНИЯ С.А.Кушманов, И.Н.Васильченко, В.В.Вьялицын, К.В.Зинин, И.И.Ионова, К.Ю.Куракин, В.М.Махин,

Подробнее

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М является легководным реактором бассейнового типа. Его номинальная тепловая

Подробнее

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800 Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов МНТК-2014 Энергоблок БН-600: ТЭП Показатели Ед. изм. 2013 год За период эксплуатации

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

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011»

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-1200 ВАСИЛЬЕВ БОРИС АЛЕКСАНДРОВИЧ ГЛАВНЫЙ КОНСТРУКТОР РУ БН ОАО «ОКБМ Африкантов» г. МОСКВА 2011 год СТАТУС

Подробнее

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА Драгунов Ю.Г. (ОАО «НИКИЭТ», Москва, Россия) Современные задачи освоения и использования космического пространства требуют оснащения

Подробнее

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Г.И.Тошинский, О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников, 12.03.2013 С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и

Подробнее

Технический проект реакторной установки БРЕСТ-ОД-300

Технический проект реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Лемехов Вадим Владимирович, главный конструктор РУ БРЕСТ, АО «НИКИЭТ» Технический

Подробнее

АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ Руководитель темы: Д.Н. Пузанов Автор доклада: А.А. Сатин Аннотация В настоящей работе выполнен

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

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

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ»

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» Корпорация «ТВЭЛ» ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности

Подробнее

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович УДК:621.039.51 На правах рукописи Лопаткин Александр Викторович ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ 05.14.03 «Ядерные

Подробнее

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу.

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Исполнительный директор ОАО «ТВЭЛ» Д.В. Крылов Москва 06 июня 2012 года Наша цель Поставка Заказчику

Подробнее

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ»

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» Международный форум «АТОМЭКСПО 2011» «Развитие атомной энергетики: пауза или продолжение». Круглый стол «Перспективы международной кооперации в ядерном

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

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

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

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

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ»

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ» Другим теплоносителем АЭС с реакторами на быстрых нейтронах является свинец или сплав свинца и висмута. Атомные энергетические установки с этим типом теплоносителя впервые были применены. Отличительной

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика

Подробнее

Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства на ФГУП «ПО «Маяк»

Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства на ФГУП «ПО «Маяк» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства

Подробнее

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность;

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность; ТВС-2М логичное развитие конструкции «циркониевой» тепловыделяющей сборки второго поколения (с жестким каркасом) ТВС-2 в части увеличения загрузки топлива и повышения эксплуатационной надежности для повышения

Подробнее

1.4 Наша история наша гордость

1.4 Наша история наша гордость . О НАС 1.4 Наша история наша гордость Руководители предприятия 23 РОЖДЕНЫ В ГОД ПОБЕДЫ 27 декабря 1945 г. 24 . О НАС Этапы большого пути 25 Этапы большого пути Направления Исторические итоги Новейшая

Подробнее

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков РНЦ «Курчатовский институт» Доклад на круглом столе «Унифицированная

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

Основные результаты и перспективы проекта «Коды нового поколения»

Основные результаты и перспективы проекта «Коды нового поколения» результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики Основные результаты и перспективы проекта «Коды нового поколения» Л.А.Большов Цель проекта «Коды нового поколения» В рамках ФЦП

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

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

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива «Безопасность, экономика и эффективность атомной отрасли, МНТК-26 Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива А.Б. Долгов, АО «ТВЭЛ» О.Г. Черников, АО «Концерн Росэнергоатом» 25-27 мая 26 г,

Подробнее

Красноярский край территория перспективных разработок атомной отрасли

Красноярский край территория перспективных разработок атомной отрасли Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО «Горно-химический комбинат» Красноярский край территория перспективных разработок атомной отрасли Генеральный директор ФГУП ФЯО «ГХК» П.М.

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

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

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

Создание производства МОКС-топлива для реакторов БН-800

Создание производства МОКС-топлива для реакторов БН-800 Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Создание производства МОКС-топлива для реакторов БН-800 Заместитель главного инженера ФГУП «ГХК» К.Г. Кудинов Основания

Подробнее

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии 1. НП-001-15

Подробнее

Проект «ПРОРЫВ» (достигнутые результаты и дальнейшее развитие технологий ЗЯТЦ)

Проект «ПРОРЫВ» (достигнутые результаты и дальнейшее развитие технологий ЗЯТЦ) ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: Место и преимущества проекта в развитии мировой энергосистемы». 7-8 июня 2016г. Е.О. Адамов Научный руководитель проектного направления «Прорыв» В.А Першуков Руководитель

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

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

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал Math-Net.Ru Общероссийский математический портал В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова, Преимущества быстрого реактора с усовершенствованной активной зоной в сравнении с проектом реактора БРЕСТ-300, Матем. моделирование,

Подробнее

Мартынов Петр Никифорович, Легких Александр Юрьевич, ГНЦ РФ ФЭИ Направление: ТЕХНОЛОГИЯ СВИНЦОВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Мартынов Петр Никифорович, Легких Александр Юрьевич, ГНЦ РФ ФЭИ Направление: ТЕХНОЛОГИЯ СВИНЦОВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ П результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3 Мартынов Петр Никифорович, Легких Александр Юрьевич, ГНЦ РФ ФЭИ Направление: ТЕХНОЛОГИЯ СВИНЦОВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ Контроль и

Подробнее

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал Math-Net.Ru Общероссийский математический портал В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова, Активная зона быстрого реактора малой мощности с нитридным топливом и натриевым теплоносителем, Матем. моделирование, 2014,

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ УДК 621.039.52.04.:621.311.25 ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2013 4(9), С.53 57 ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ 2013 г. Д.Н. Казьмин, И.А. Якубенко

Подробнее

Инженерный Центр Ядерных Контейнеров. М. В. Р а д ч е н к о

Инженерный Центр Ядерных Контейнеров. М. В. Р а д ч е н к о Инженерный Центр Ядерных Контейнеров М. В. Р а д ч е н к о «Обеспечить, чтобы на всех стадиях обращения с отработавшим топливом и радиоактивными отходами имелись эффективные средства защиты от потенциальной

Подробнее

ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия

ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия 51 ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия РАЗРАБОТКА МЕТОДА РАСЧЕТА КИНЕТИКИ НАКОПЛЕНИЯ ВОДОРОДА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ

Подробнее

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ Теплоэнергетика УДК 62.039.57 ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ И.В. Прозорова, Д.И. Гановичев, Е.А. Киричек Институт

Подробнее

Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся

Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся 3 Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся все более востребованными в связи с необходимостью достижения

Подробнее

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Наименование взаимодействия Проведение научноисследовательских работ Участие

Подробнее

ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006

ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Введение ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Руководитель темы: В.М. Рогов Автор доклада: А.Л. Глазунов АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск,

Подробнее

ПРОГРАММА создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на годы и на период до 2030 года

ПРОГРАММА создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на годы и на период до 2030 года Версия для публикации 20-03-2012 ПРОГРАММА создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года 2011 г. ПАСПОРТ программы создания инфраструктуры и обращения с отработавшим

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

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА А.В. Чибиняев, П.Н. Алексеев, П.С. Теплов, М.В. Фролова Национальный исследовательский

Подробнее

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73 АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТИ СОЗДАНИЯ ПОЛНОГО 6-ГОДИЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ УСЛОВИИ РАБОТЫ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ А.А. Гагаринский, Е.Г. Соловьева, НИЦ «Курчатовский Институт»

Подробнее

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций М.И. Мирошниченко, И.о. начальника управления по регулированию безопасности атомных станций и исследовательских ядерных установок IХ Международный

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