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

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

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)

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

1.4 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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

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

Подробнее

«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

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

безопасность деятельности

безопасность деятельности эффективность управления безопасность деятельности стабильность развития Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Финансовые и операционные результаты деятельности ОАО «Концерн» Евгений Анатольевич Коньков -

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

Опыт проектирования и строительства энергоблока с РУ БН-800

Опыт проектирования и строительства энергоблока с РУ БН-800 3-я ежегодная научно-практическая конференция СРО атомной отрасли «АтомСтройСтандарт-2016». Проектно-изыскательская деятельность - как ключевой фактор обеспечения конкурентноспособности проектов на объектах

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

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

РЕНЕССАНС АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОБЛЕМЫ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ: НЕОБХОДИМОСТЬ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА

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

Подробнее

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

Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко

Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко 06.12.2011 Рынок и перспективы атомных станций малой мощности Вызовы региональной энергетики : Энергообеспечение крупных промышленных производств

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

Подробнее

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

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

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

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

мощности. Аварийный процесс с разрывом ГЦТ условно можно разделить на две стадии: первую - характеризующуюся резким падением давления в первом

мощности. Аварийный процесс с разрывом ГЦТ условно можно разделить на две стадии: первую - характеризующуюся резким падением давления в первом ВЫПОЛНЕНИЕ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ НА ГРАНИЦЕ САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЫ ПРИ АВАРИИ С РАЗРЫВОМ 1-ГО КОНТУРА ДУ500 НА ЭНЕРГОБЛОКЕ КОЛЬСКОЙ АЭС А.Д.Косов, А.А.Орехов, С.С. Полянцев, Р.А. Абуталипов

Подробнее

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С.

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. УДК 621.039.546.8 ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. Эволюционный ряд бесчехловых ТВС ВВЭР

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР

Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР Беркович В.Я. Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР Семченков Ю.М. Восьмая международная научнотехническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 г.москва,

Подробнее

5.2. Атомные энергетические установки

5.2. Атомные энергетические установки 5.2. Атомные энергетические установки Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления атомных ядер тяжёлых химических элементов под действием медленных нейтронов была осуществлена под руководством

Подробнее

Современный статус атомной энергетики РФ. Взгляд в будущее через анализ прошлого

Современный статус атомной энергетики РФ. Взгляд в будущее через анализ прошлого ДЕСЯТАЯ МЕЖДУНАРОДНАЯ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ «БЕЗОПАСНОСТЬ, ЭФФЕКТИВНОСТЬ И ЭКОНОМИКА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ» Современный статус атомной энергетики РФ. Взгляд в будущее через анализ прошлого Докладчик:

Подробнее

Основные результаты и задачи по подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС

Основные результаты и задачи по подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС Основные результаты и задачи по подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС Главный технолог Департамента инженерной поддержки ОАО «Концерн Росэнергоатом» Немытов С.А. www.rosenergoatom.ru Карта

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

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

УТВЕРЖДАЮ Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко 2014г.

УТВЕРЖДАЮ Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко 2014г. УТВЕРЖДАЮ Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко 2014г. Техническое задание на выполнение работы по теме: «Проведение оценки воздействия на окружающую среду при сооружении опытно-промышленного

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

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