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

Save this PDF as:
Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

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

2 Введение Натрий как теплоноситель реакторов на быстрых нейтронах впервые был применен в нашей стране по предложению А.И. Лейпунского (1959 г., реактор БР-5 в ФЭИ, г.обнинск) Этот выбор получил мировое признание, все созданные и основная часть разрабатываемых в настоящее время реакторов на быстрых нейтронах это реакторы с натриевым теплоносителем (БН в России, SFR или LMFBR за рубежом) 2

3 Свойства натрия, определившие его выбор в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах Приемлемая температура плавления (~ 100 С) Отличные теплофизические свойства (теплоемкость, теплопроводность, теплоотдача), позволяющие создавать компактные активные зоны и компактное теплообменное оборудование Достаточно высокая (~ 900 С) температура кипения, что позволяет достичь высоких параметров и к.п.д. при давлении в реакторе, близком к атмосферному Простой способ поддержания требуемой чистоты натрия (холодные фильтр-ловушки), при которой натрий практически не оказывает коррозионного воздействия на конструкционные материалы Эффективное удержание йода и частично цезия опасных радионуклидов, которые выходят в первый контур при разгерметизации твэлов 3

4 Проблемные свойства натрия и ограничение или предотвращение их проявления техническими мерами Активное химическое взаимодействие натрия с воздухом (горение) Сведение к минимуму вероятности и возможных объемов истечения натрия за счет соответствующих конструктивных решений Применение эффективных средств тушения натриевых пожаров Активное химическое взаимодействие натрия с водой (выделение энергии, образование водорода) при межконтурной течи в парогенераторах 4 Исключение влияния этого эффекта на активную зону путем введения промежуточного натриевого контура Создание системы защиты парогенератора, исключающей попадание больших объемов воды в натрий и обеспечивающей локализацию продуктов взаимодействия натрия с водой

5 Оценка накопленного опыта по применению натрия в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах Всего в мире было создано 11 экспериментальных реакторов и 6 энергетических реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Опыт их эксплуатации подтвердил и достоинства натрия как теплоносителя, и возможность проявления его проблемных свойств, и возможность успешного использования технических мер, направленных на решение соответствующих проблем Наибольшие успехи в освоении реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем достигнуты в нашей стране, где были созданы 2 экспериментальных (БР5/10, БОР-60) и 2 энергетических (БН-350, БН-600) реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Единственный действующий в мире в настоящее время энергетический реактор на быстрых нейтронах это реактор БН-600, успешно проработавший на БАЭС 32 года 5

6 Основные итоги эксплуатации реактора БН-600 КИУМ Близок к 80 %. Внеплановые потери < 1 % Течи натрия Аварийные остановы реактора Средний выход радиоактивных газов Коллективная доза облучения персонала 27 течей натрия наружу (все до 1994 г.) Из них 5 течей радиоактивного натрия, 12 межконтурных течей в ПГ (все до 1991г.) Среднее число аварийных остановов реактора в год, после 1983 г. 0,2 (по АЭС мира 0,5 0,7) За период г.г. аварийные остановы реактора отсутствовали ~ 1 % от допустимого уровня (в 4 раза ниже показателя АЭС с ВВЭР) ~ 0,5 чел. Зв в год (в 2 раза ниже аналогичного показателя АЭС с ВВЭР Выполнено обоснование продления срока эксплуатации реактора до 2025 года, получена лицензия Ростехнадзора на период до 2020 года. 6

7 Перспектива коммерциализации реакторов БН (1) План СССР: Сооружение 3-х реакторов БН-800 до 1990 г. (1 реактор на БАЭС, 2 реактора на ЮУАЭС работы по сооружению были начаты в 1984 г.) Сооружение головного реактора БН-1600 на БАЭС (подготовка к сооружению начата на БАЭС в 1984 г.) Дальнейшее серийное сооружение реакторов БН-1600 Обеспечение МОКС-топливом малой серии реакторов БН-800 и головного реактора БН-1600 производством на комплексе 300 (сооружение началось на ПО «МАЯК» одновременно с сооружением БН-800) и дальнейшее наращивание объемов производства МОКС-топлива 7

8 Перспектива коммерциализации реакторов БН (2) Современные планы: Ввод БН-800 (план 2014 г.) для отработки и демонстрации технологий ЗЯТЦ, в первую очередь, производства МОКС-топлива (создается на ГХК) Проектирование реактора БН-1200 до 2014 г. и, после подтверждения в процессе проектирования заявленных характеристик, сооружение головного реактора на БАЭС около 2020 г. Дальнейшее серийное сооружение реакторов БН

9 Освоение технологии БН в России БОР г. БН г. БН г. БН-800 Сооружение БН-1200 Разработка БР-5/ г. Экспериментальные реакторы 9 Энергетические реакторы Успешный 50-летний опыт разработки и эксплуатации Сооружение реактора БН-800 для освоения ЗЯТЦ Возможность перехода к серийному сооружению - проект БН-1200

10 Основы проекта БН-1200 Выбор мощности [1200 МВт(э)] на основе комплексного анализа с учётом технологических ограничений и условий размещения (ориентация на использование унифицированного турбогенератора и систему выдачи электроэнергии ВВЭР-1200) Использование значительной части технических решений, апробированных опытом эксплуатации БН-600 и подтвержденных НИОКР по проекту БН-800 Использование новых технических решений, направленных на повышение экономичности и безопасности реактора, которые будут обоснованы НИОКР по проекту БН

11 Основные задачи при проектировании БН-1200 (ФЭИ, ОКБМ, СПбАЭП и др.) Обеспечение требований по безопасности, экономичности, экологичности, нераспространению в соответствии с ТЗ на проект «Прорыв»: Исключение аварий, требующих эвакуации и отселения населения Снижение капитальных затрат до уровня АЭС с реакторами на тепловых нейтронах Приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО Технологическое обеспечение режима нераспространения Проект реактора (энергоблока) должен обеспечивать возможность работы в замкнутом топливном цикле как при использовании топлива, изготовленного на централизованном производстве, так и на «собственном» топливе с пристанционного топливного цикла, при этом должна обеспечиваться возможность выжигания младших актинидов (Np, Am) 11

12 Планируемое улучшение технико-экономических показателей реакторов БН Характеристика Значение БН-600 БН-800 БН-1200 Удельная материалоемкость РУ, т/мвт(э) 13,0 9,7 5,6 Удельный объем главного корпуса, м 3 /МВт(э) Продолжительность непрерывной работы реактора между перегрузками, эфф. сутки Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) ,77-0,8 0,85 0,9 Срок службы, год Удельная стоимость капзатрат для проекта БН-1200 оценивается на уровне затрат для ВВЭР

13 Повышение безопасности реакторов БН Характеристика безопасности Максимальная годовая доза облучения населения при любых авариях Значение БН-600 БН-800 БН мзв на расстоянии 3 км от реактора (г. Заречный) 14 мзв на расстоянии 5 км от реактора (г. Заречный) 10 мзв на границе промплощадки (800 м от реактора) Необходимость принятия решений по эвакуации и отселению населения (критерий мзв в год) Практически отсутствует Отсутствует Отсутствует за границей промплощадки 13

14 Развитие топливного цикла реакторов БН (1) Реактор БН-600 в соответствии с проектом работает на обогащенном урановом топливе диоксиде урана. Достигнутое выгорание топлива составляет ~ 72 МВт сут/кг по среднему значению, ~ 100 МВт сут/кг (~ 11,5% т.а.) по максимальному значению Реактор БН-800 разработан исходя из использования смешанного диоксида уран-плутония (МОКС-топлива). В связи с задержкой создания промышленного производства МОКС-топлива для начальной загрузки изготавливается гибридная активная зона, состоящая из ТВС с диоксидом урана и части ТВС с таблеточным МОКС-топливом и с виброуплотненным МОКС-топливом. Начиная с 2016 года, планируется обеспечение реактора МОКС-топливом с промышленного производства, создаваемого на ГХК. Проектный уровень выгорания топлива близок к уровню, достигнутому в БН

15 Развитие топливного цикла реакторов БН (2) Для реактора БН-1200 в качестве основного варианта разрабатывается активная зона со смешанным нитридным топливом (UPuN), в качестве резервного активная зона с таблеточным МОКС-топливом Характеристики активной зоны реактора БН-1200 на нитридном и МОКС топливе Характеристика Значение Нитридное топливо Загрузка топлива, т Коэффициент воспроизводства - полный - активной зоны до 1,35 ~1,05 МОКС-топливо до 1,2 ~0,9 Запас реактивности, %dk/k ~0,5 ~2,0 15

16 Преимущества нитридного топлива по отношению к МОКС-топливу Основным преимуществом при использовании нитридного топлива является повышение коэффициента воспроизводства плутония. Бридерный режим (КВ > 1,0) при этом обеспечивается даже в варианте активной зоны без внешних зон воспроизводства, в которых нарабатывается низкофоновый плутоний. Последнее может иметь важное значение с точки зрения обеспечения режима нераспространения при экспортном сооружении реакторов Другим преимуществом, связанным с повышением КВ, является возможность минимизации запаса реактивности реактора до уровня, при котором можно рассчитывать на исключение тяжелого повреждения активной зоны, в случае постулируемого извлечения из активной зоны всех стержней системы управления и защиты реактора 16

17 Основные задачи по освоению, безопасному и оптимальному использованию нитридного топлива Создание твэлов, обеспечивающих достаточно глубокое выгорание топлива (планируемое на МОКС-топливе максимальное выгорание для начальной загрузки составляет ~12,5 % т.а., для базового режима работы 14,5 % т.а. и выше, соответствующие значения для нитридного топлива исходя из одинаковой энерговыработки твэлов должны быть 9,5 % т.а. и 15 % т.а.) Надежное обеспечение безопасности при производстве свежего нитридного топлива и обращения с отработавшим нитридным топливом с учетом особенностей этого топлива Эффективное решение проблемы образования 14 С в ОЯТ исключение выхода 14 С при переработке ОЯТ или, что более привлекательно и в плане «физического» качества топлива, разработка и внедрение технологии обогащения азота по 15 N 17

18 Заключение На основе выполненных в нашей стране успешных работ по освоению технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем ведется разработка проекта БН-1200 для серийного сооружения, отвечающего требованиям к новой ядерной энерготехнологии, сформулированных в ТЗ на проект «Прорыв» Для достижения наилучших показателей топливного цикла реактором БН-1200 как реактора-бридера и комплексного решения вопросов безопасности и нераспространения для реактора БН-1200 предусматривается использовать как основное нитридное топливо Для обеспечения эффективного применения нитридного топлива требуется проведение комплекса работ 18

19 Нижний Новгород, Бурнаковский проезд,15 Тел. (831) , (831) Факс (831)


Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород

Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Реакторы БН в России: инновации и компетенции Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Этапы освоения быстрых натриевых реакторов в России Основные технические характеристики реакторов

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

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

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

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ Б.А. Васильев

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ Б.А. Васильев Седьмая Международная научно-технической конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" МНТК-2010 ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ

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

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв»

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Лопаткин Александр Викторович Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Источник риска тяжелых аварий в РУ Высокое давление Опасность потери теплоотвода Высокая

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

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

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

Генеральный директор - Генеральный конструктор Зверев Дмитрий Леонидович

Генеральный директор - Генеральный конструктор Зверев Дмитрий Леонидович Ключевые задачи совершенствования технологий реакторов на быстрых нейтронах, высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, энергоисточников малой и средней мощности на базе водо-водяных реакторов Генеральный

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

Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы взгляд российского заказчика (по материалам АТОМЭКСПО-2017)

Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы взгляд российского заказчика (по материалам АТОМЭКСПО-2017) Молодежный научный семинар «Реакторы на быстрых нейтронах и соответствующие топливные циклы» Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы взгляд российского заказчика (по материалам

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

ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ

ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ Лепендина Е.В., Маленков А.В., Решетникова Л.Н. инженер, e-mail: lependina@ippe.obninsk.ru, Государственный

Подробнее

Энергоблок с реакторной установкой БН-1200

Энергоблок с реакторной установкой БН-1200 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Аширметов Марат Рахимович, главный инженер проекта БН-1200, АО «АТОМПРОЕКТ» Энергоблок

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

Разработка обликового проекта ЗЯТЦ промышленного энергокомплекса на базе реакторов на быстрых нейтронах

Разработка обликового проекта ЗЯТЦ промышленного энергокомплекса на базе реакторов на быстрых нейтронах Разработка обликового проекта ЗЯТЦ промышленного энергокомплекса на базе реакторов на быстрых нейтронах 11-12 октября 2018 г г. Томск Цели ПЭК и обликового проекта ПЭК ЦЕЛЬ разработки ПЭК Разработка технологических

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 РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

ОПЫТ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Семинар по теме «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» для замыкания ядерного топливного цикла ОПЫТ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Сараев

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

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

Радиоэкология: проблемы ядерной энергетики при использовании быстрых реакторов и замыкании ядерного топливного цикла

Радиоэкология: проблемы ядерной энергетики при использовании быстрых реакторов и замыкании ядерного топливного цикла XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» Радиоэкология: проблемы ядерной энергетики при использовании быстрых реакторов и замыкании ядерного топливного

Подробнее

Перспективы развития ядерной энергетики России

Перспективы развития ядерной энергетики России Club de Nice. Energy in Europe and in the world: crisis or mutation? Перспективы развития ядерной энергетики России Каграманян В.С. Советник генерального директора Физико-энергетический институт Обнинск

Подробнее

Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию. Докладчик: директор Сидоров Иван Иванович 2016г.

Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию. Докладчик: директор Сидоров Иван Иванович 2016г. Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию Докладчик: директор Сидоров Иван Иванович 2016г. Освоение технологии быстрых реакторов 2 2 Основные технические характеристики энергоблока

Подробнее

Проект «Прорыв» - решение задач экологической безопасности ядерной энергетики

Проект «Прорыв» - решение задач экологической безопасности ядерной энергетики Алексахин Р.М. Главный эколог проекта «Прорыв» Проект «Прорыв» - решение задач экологической безопасности ядерной энергетики Содержание Радиационная безопасность и экологическая состоятельность в проекте

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

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

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

МНТК-2012 ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ И ВНЕДРЕНИЯ ЗАМКНУТОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

МНТК-2012 ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ И ВНЕДРЕНИЯ ЗАМКНУТОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА МНТК-2012 ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ И ВНЕДРЕНИЯ ЗАМКНУТОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Сараев О.М. Заместитель генерального директора управляющий проектом ОАО «Концерн Росэнергоатом» 23 мая 2012 В чѐм проблема? Задача

Подробнее

Перспективы развития и внедрения замкнутого ядерного топливного цикла

Перспективы развития и внедрения замкнутого ядерного топливного цикла IX Международная научно-техническая конференция ОАО «Концерн Росэнергоатом» (МНТК-204) Перспективы развития и внедрения замкнутого ядерного топливного цикла Пономарев-Степной Н.Н., ОАО «Концерн Росэнергоатом»;

Подробнее

Проект «Прорыв» - условия конкурентоспособности при промышленной реализации

Проект «Прорыв» - условия конкурентоспособности при промышленной реализации Толстоухов Д.А. Проект «Прорыв» - условия конкурентоспособности при промышленной реализации Содержание 1. Формирование требований конкурентоспособности ПЭК с 2-х блочной АЭС с РУ БР-1200 2. Требования

Подробнее

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Поплавский Владимир Михайлович, научный руководитель Центра ответственности "БН-1200"

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

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

Репозиторий БНТУ. А к т у а л ь н ы е п р о б л е м ы э н е р г е т и к и

Репозиторий БНТУ. А к т у а л ь н ы е п р о б л е м ы э н е р г е т и к и А к т у а л ь н ы е п р о б л е м ы э н е р г е т и к и 2017 486 УДК 621.311.25 Основные направления развития ядерных реакторов АЭС Хоронеко В.А. Научный руководитель к.т.н., доцент ЧИЖ В.А. История ядерной

Подробнее

БАЗОВЫЕ НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ ПРОЕКТА «ПРОРЫВ»

БАЗОВЫЕ НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ ПРОЕКТА «ПРОРЫВ» НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 22 марта 2014 Е. Адамов БАЗОВЫЕ НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ ПРОЕКТА «ПРОРЫВ» ЯЭ и устойчивое развитие ЯЭ одна из наиболее безопасных техногенных областей

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

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

Создание и развитие двухкомпонентной ядерной энергетической системы в России. В.И. Корогодин Директор по управлению жизненными циклами ЯТЦ и АЭС

Создание и развитие двухкомпонентной ядерной энергетической системы в России. В.И. Корогодин Директор по управлению жизненными циклами ЯТЦ и АЭС Создание и развитие двухкомпонентной ядерной энергетической системы в России В.И. Корогодин Директор по управлению жизненными циклами ЯТЦ и АЭС Москва 21.11.2017 Роль атомной энергетики в мировом энергобалансе

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

Обоснование СНУП в КПРЭО и вставке БН-800

Обоснование СНУП в КПРЭО и вставке БН-800 результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики В.М. Троянов, главный технолог проектного направления «ПРОРЫВ» Обоснование СНУП в КПРЭО и вставке БН-800 Задача: Разработка и обоснование

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

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

Концепция и долгосрочная программа обращения с ОЯТ

Концепция и долгосрочная программа обращения с ОЯТ АТОМЭКСПО, Москва, 05.06.2012 Концепция и долгосрочная программа обращения с ОЯТ Барышников М.В. Руководитель проектного офиса «Создание системы обращения с ОЯТ» Концепция по обращению с ОЯТ Утверждена

Подробнее

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Поплавский Владимир Михайлович, научный руководитель Центра ответственности "БН-1200"

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция Проект реакторной установки с реактором ВВЭР мощностью 1200 МВт эл. (АЭС-2006) основан на многолетнем опыте, полученном

Подробнее

Российские подходы к перспективным ядерным топливным циклам

Российские подходы к перспективным ядерным топливным циклам Международный общественный форум-диалог "АтомЭко-2017" State atomic energy corporation Rosatom Российские подходы к перспективным ядерным топливным циклам А.Хаперская ПО ОЯТ Госкорпорация «Росатом» 22

Подробнее

Области перспективного применения технологий ФЯО ФГУП «ГХК», в том числе инновации для неядерной сферы

Области перспективного применения технологий ФЯО ФГУП «ГХК», в том числе инновации для неядерной сферы Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» Области перспективного применения технологий ФЯО ФГУП «ГХК», в том числе инновации для неядерной

Подробнее

Замыкание ЯТЦ: постановка задачи, состояние и перспективы реализации целей проекта «Прорыв»

Замыкание ЯТЦ: постановка задачи, состояние и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» В.М. Троянов, ГТ проекта НТП Замыкание ЯТЦ: постановка задачи, состояние и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» 21-22.03.2014 Ключевые темы (1) Разработка и обоснование СНУП топлива для РУ с натриевым

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

РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан

РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан УДК 621.18 РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН-1200 В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан Рис.1.1 Секция парогенератора РУ БН-800 Введение «Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного

Подробнее

Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв»

Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв» Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв» ПЕРШУКОВ Вячеслав Александрович Заместитель генерального директора ГК «Росатом» руководитель проекта «Прорыв» г. Москва 2014 г. Существующий

Подробнее

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте 1 Требования технических заданий на разработку проектов АЭС-2006 и РУ по готовности реакторных установок В технических заданиях

Подробнее

Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800

Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800 Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800 Б.А. Васильев, В.Е Воронцов, А.И. Староверов, В.И. Шкарин, А.Г. Смирнов Семинар CORDEL г. Москва, 25-26 октября 2016г.

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

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

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

О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла

О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Калугин М.А., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А. 21-я ежегодная конференция

Подробнее

В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс»

В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс» Программа совершенствования технологии ВВЭР и повышения её потребительской привлекательности в условиях двухкомпонентной ядерной энергетической системы В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс» 1 Основания для разработки

Подробнее

ДВУХКОМПОНЕНТНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА С ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ И РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

ДВУХКОМПОНЕНТНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА С ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ И РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ДВУХКОМПОНЕНТНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА С ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ И РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Д.А.Клинов, А.В.Гулевич (АО «ГНЦ РФ-ФЭИ») М.В.Баканов, В.М.Троянов (АО «Концерн Росэнергоатом»)

Подробнее

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор РУ АЭС 2006 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная, безопасная и новая конструкция РУ АЭС-2006 реакторная установка с реактором типа ВВЭР мощностью 1200 МВт. Проект основан на опыте,

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС

Подробнее

Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России

Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России Докладчик: Главный технолог Департамента планирования производства, модернизации и продления срока эксплуатации В.А. Гилев www.rosenergoatom.ru Май

Подробнее

Планы переработки ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк» до 2030 года

Планы переработки ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк» до 2030 года Планы переработки ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк» до 2030 года Семинар КЭГ МАГАТЭ «Экономика обращения с ОЯТ: переработка и непосредственная изоляция» 6-7 октября 2011, Стокгольм, Швеция ФГУП «ПО «Маяк» Подразделения

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

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

Ядерно-энергетический комплекс России: безопасность и эффективность

Ядерно-энергетический комплекс России: безопасность и эффективность XXVI конференция ЯОР «Научно-технический потенциал атомной отрасли: 70-летний опыт и перспективы» Ядерно-энергетический комплекс России: безопасность и эффективность Асмолов В.Г. Лавренюк П.И. Сидоренко

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

Балтийская АЭС. Москва

Балтийская АЭС. Москва Балтийская АЭС. Особенности проекта и технические параметры Москва 07.06.2010 Регламентирующие документы Соглашение о сотрудничестве между Госкорпорацией «Росатом» и Правительством Калининградской области

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

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

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

Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования. Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования. V Региональный Общественный Форум-диалог «Атомные производства,

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

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

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

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

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

РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В СТРАТЕГИИ РАЗВИТИЯ ЯЭ РОССИИ. Е. Адамов

РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В СТРАТЕГИИ РАЗВИТИЯ ЯЭ РОССИИ. Е. Адамов РОЛЬ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В СТРАТЕГИИ РАЗВИТИЯ ЯЭ РОССИИ Е. Адамов 23.05.2018 Системные проблемы «старой» технологической платформы ЯЭ 1. Безопасность (EBR-I, Windscale, Three-Mile, Чернобыль,

Подробнее

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ УДК 621.039 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ Госатомнадзор России Москва, 2002 «Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции» устанавливают основ-ные

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

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

Проектирование объектов обращения с ОЯТ

Проектирование объектов обращения с ОЯТ Инжиниринговый дивизион государственной корпорации по атомной энергии «РОСАТОМ» Проектирование объектов обращения с ОЯТ Шафрова Наталия Павловна Эксперт Группа компаний ASE 5 Международная школа по обращению

Подробнее

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ ПЕРЕЧЕНЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ 1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97).

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ с ВВЭР-1000 реакторная установка с водо-водяным энергетическим реактором для блоков АЭС мощностью 1000 МВт (электрических).

Подробнее

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ УДК 620.9 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА С РЕАКТОРОМ ТИПА ВВЭР-1200 УВЕЛИЧЕННОЙ ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ Лазарев Д.А. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: denislas@mail.ru

Подробнее

главный калибр тема номера РЭа

главный калибр тема номера РЭа 8 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, НИЦ «Курчатовский институт» Использование топлива в реакторах ВВЭР: состояние и перспективы Каковы особенности применения ядерного топлива на реакторах

Подробнее

УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому

УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому План реализации Концепции совершенствования нормативно- правового регулирования безопасности и стандартизации в области использования

Подробнее

Метрологическое обеспечение безопасности. энергии. атомной энергии. «Росатом» Обысов Николай Александрович. «MetrolExpo-2011» 1

Метрологическое обеспечение безопасности. энергии. атомной энергии. «Росатом» Обысов Николай Александрович. «MetrolExpo-2011» 1 Комментарии о легитимности наделения Госкорпорации «Росатом» правом выдачи разрешений на начало сооружения ядерно-опасных объектов и ввод их в эксплуатацию Метрологическое обеспечение безопасности Предложения

Подробнее

Проект ОДЭК : Состояние и перспективы реализации

Проект ОДЭК : Состояние и перспективы реализации Докладчик: Н.П. Шафрова Проект ОДЭК : Состояние и перспективы реализации 1 Обоснование выбора площадки Размещение ОДЭК на площадке ОАО «СХК» Вариант 1 Проектируемый ОДЭК размещается на свободной от застройки

Подробнее

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ "АТОМЭКСПО 2010", 7 июня 2010 В.А. Пивоваров Перспективы легководного направления АЭС-2006, АЭС-2009, ВВЭР-1500,

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

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

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

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ Беркович Вадим Яковлевич Главный конструктор начальник отделения МНТК -2014, Концерн «Росэнергоатом» 21-23.05.2014 1 Востребованность АЭС средней мощности 1.

Подробнее

Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения

Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения 1 Ближайшая целевая задача АЭС-2006 М (он же АЭС АЭС-2010, он же АЭС

Подробнее

IV Всероссийская научно-практическая конференция «ЭНЕРГЕТИКА И ЭНЕРГОСБЕРЕЖЕНИЕ: ТЕОРИЯ И ПРАКТИКА» декабря 2018 г.

IV Всероссийская научно-практическая конференция «ЭНЕРГЕТИКА И ЭНЕРГОСБЕРЕЖЕНИЕ: ТЕОРИЯ И ПРАКТИКА» декабря 2018 г. 109-1 19-21 декабря 2018 г. УДК 621.039 Р. Ш. БИКБОВ, к. т. н., доцент (КГЭУ) Т.А. БУЛАТОВ, студент (КГЭУ) г. Казань ПРОШЛОЕ И БУДУЩЕЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ Атомные электрические станции не относятся

Подробнее

Реакторная установка для АЭС ВВЭР

Реакторная установка для АЭС ВВЭР ВВЭР - 1000 2008 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Действующие и строящиеся АЭС с реакторными установками типа ВВЭР (ВВЭР-440,, ВВЭР-1200) Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ реакторная

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

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