О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах"

Транскрипт

1 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 РУ БН Москва, ноября 2016 г.

2 Введение Начало развития реакторов на быстрых нейтронах положено Энрико Ферми в США (реактор «Клементина» г.) и Александром Ильичом Лейпунским в СССР (реактор БР г.) Использование натрия в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах предложено А.И. Лейпунским (реактор БР г.) Во всех построенных в мире реакторах на быстрых нейтронах (11 экспериментальных и 9 энергетических) в качестве теплоносителя был применен натрий Россия в настоящее время единственная страна, имеющая энергетические реакторы на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800 (разработки активно велись в США, Франции, Великобритании, Германии, Японии, продолжены в Индии, Китае, Корее) 2

3 Возможности использования урана в качестве ядерного топлива Природный уран содержит 0,71% 235U (делящийся изотоп) и ~99,3% U-238 U-238 сырье для получения плутония (искусственного делящегося изотопа) n,γ -β 238U + n 239Np 239Pu Коэффициент Количество образовавшегося плутония _ (КВ) = воспроизводства Количество выгоревшего плутония (урана-235) Реакторы на тепловых (замедленных нейтронах): КВ < 1 (~ 0,5 в ВВЭР) При замыкании топливного цикла теоретически вместо 0,7 % природного урана можно полезно использовать около 1,5 % Реакторы на быстрых нейтронах: КВ > 1 (~1,2 на МОКС-топливе, ~1,4 на нитридном топливе) При замыкании топливного цикла можно полезно использовать весь природный уран 3

4 Оценка энергетического потенциала различных видов топлива Атомная энергетика на тепловых реакторах Атомная энергетика с быстрыми реакторами х 9 При полной реализации энергетического потенциала урана путем превращения U-238 в ядерных реакторах на быстрых нейтронах в плутоний и повторного использования плутония для изготовления нового топлива (замыкания топливного цикла) человечество обеспечивается энергией на тысячелетия 4

5 Этапы освоения быстрых натриевых реакторов в России Основные разработчики реакторов БН: Научный руководитель ФЭИ им. А.И. Лейпунского, г. Обнинск Технический проект, НИОКР Главный конструктор РУ ОКБМ им. И.И. Африкантова, г. Н. Новгород Главный конструктор парогенератора ОКБ «Гидропресс» Генеральный проектировщик ВНИПИЭТ, СПбАЭП, АТОМПРОЕКТ, г. Санкт-Петербург Главный конструктор-технолог твэла ВНИИНМ им. А.А. Бочвара 5

6 Параметры энергоблоков с реакторами БН Параметр БН-350 БН-600 БН-800 БН-1200* Тепловая мощность, МВт Электрическая мощность, МВт 150** Температура натрия, ºС на выходе из реактора Температура пара, ºС Давление пара, МПа 4, ,5 * мощность БН-1200 принята с учетом использования генератора ВВЭР-1200 (АЭС-2006) ** выработка электроэнергии МВт и получение пресной воды до т/сут. 6

7 Выбор интегральной компоновки первого контура (проект БН-600) С целью повышения безопасности в ЯЭУ с натриевым теплоносителем предусма-тривается трехконтурная схема передачи тепла: 1. Активная зона ПТО (натрий) 2. ПТО ПГ (натрий) 3. ПГ Турбина (вода/пар) ГЦН ПТО Включение основного оборудования первого контура в бак реактора обеспечивает минимальную материало-емкость РУ и сводит к минимуму опасность течей радиоактивного натрия 7 Активная зона Реактор БН-350 (1973 г.) Петлевая компоновка Активная зона Реактор БН-600 (1980 г.) Интегральная компоновка

8 Основные итоги работы БН-600 (36 лет успешной эксплуатации) Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) Течи натрия Наиболее серьезное нарушение в работе РУ Аварийные остановы реактора Средний выход радиоактивных газов за период гг. Коллективная доза облучения персонала за гг. 8 75,2 % за период промышленной эксплуатации с 1982 г. Более 80% за последние 5 лет Внеплановые потери КИУМ ~ 1% 27 течей натрия из вспомогательных систем наружу (из них 5 течей радиоактивного натрия) и 12 течей в ПГ Течи были обусловлены, в основном, отклонениями в качестве изготовления трубопроводов и оборудования Последняя течь натрия наружу г., в ПГ г. Максимальная течь радиоактивного натрия (~ 1 т.) не привела к значимым радиационным последствиям событие 1 по шкале INES Среднее число аварийных остановов реактора на 7000 ч. работы за период гг. ~0,2 (по АЭС мира ~0,6), за период гг. аварийные остановы реактора отсутствовали <1% от допустимого уровня 0,408 чел Зв в год, меньше чем на других АЭС

9 Особенности проекта БН-800 БН-800 значительно усовершенствован по сравнению с БН-600: увеличена в 1,45 раза мощность реактора использована одна турбина вместо трех введены дополнительные системы безопасности проект разработан исходя из использования уран-плутониевого топлива (UO2 + PuO2 МОКС) тогда как в БН-350 и БН-600 обогащенное урановое топливо (UO2) 9 Сооружение возобновлено в 2006 г. (было начато в 1984 г.) Ввод в промышленную эксплуатацию 31 октября 2016 г.

10 БН-800 исключительно важный этап в освоении реакторов БН Почти все оборудование РУ БН-800 изготовлено на российский предприятиях. Привлечено более 25 крупных заводов, общее количество предприятий - более 60 Реализация проекта БН-800 предотвратила критический разрыв в освоении быстрых натриевых реакторов Введение в строй БН-800 обеспечило наращивание компетенций разработчиков и эксплуатационного персонала 10

11 Требования к проекту БН-1200 Энергоблок с реактором БН-1200 разрабатывается для серийного сооружения - основное внимание на вопросы безопасности и экономики: Исключение необходимости эвакуации населения, проживающего вблизи площадки размещения АЭС во всех технически возможных авариях, включая крайне маловероятные с отказом всех активных систем безопасности и единичными отказами пассивных систем безопасности, предусмотренных проектом для ограничения последствий таких аварий Обеспечение конкурентоспособности энергоблока за счет существенного упрощения конструкции РУ и уверенности в возможности проектирования энергоблока на срок службы 60 лет Разработка начата в 2007 г., ведется по ФЦП ЯЭНП (проект «Прорыв») и по программе НИОКР Концерна Росэнергоатом 2016 г. корректировка проекта по результатам экспертизы, предложения по дальнейшему совершенствованию проекта 11

12 Компоновки реакторных установок БН-800 и БН-1200 БН-800 Трубопроводы системы аварийного отвода тепла Главный циркуляционный насос второго контура (включает буферную емкость второго контура) Трубопроводы второго контура (с сильфонными компенсаторами) Главный циркуляционный насос первого контура БН-1200 (подключен ко второму контуру) В БН-1200 по сравнению с БН-800: Количество модулей ПГ уменьшено с 60 до 8 Исключено 75 шт. натриевой арматуры DN300 Сокращена с 770м до 400м длина трубопроводов второго контура Исключены внешние трубопроводы первого контура (вспомогательных систем) 12 Автономный теплообменник Промежуточный теплообменник Модули парогенератора (укрупненные без отсечной арматуры) Воздушный теплообменник (подключен к первому контуру)

13 Улучшение характеристик проектов БН Характеристика Реактор БН-600 БН-800 БН-1200 Технические характеристики КИУМ 0,77 0,8 0,85 0,9 Срок службы, лет 30 (45) Продолжительность непрерывной работы реактора между перегрузками, эфф. сут Технико-экономические характеристики Удельный объем здания реактора, м Удельная материалоемкость РУ, т/мвт(э) 13,0 9,7 5,8 По выполненным оценкам проект БН-1200 по удельным капиталовложениям близок к АЭС-2006, с учетом дополнительных улучшений, предложенных по результатам экспертизы, не уступает ВВЭР-ТОИ 13

14 Развитие решений по обеспечению безопасности в проектах БН Технические решения по обеспечению безопасности Аварийная защита: БН-600 БН-800 БН-1200 активная пассивная на основе гидравлически взвешенных стержней пассивная на основе температурного принципа действия Система аварийного отвода тепла: в составе третьего контура воздушный теплообменник присоединён ко второму контуру воздушный теплообменник присоединён к автономному теплообменнику первого контура + +* Система удержания расплавленного топлива Система локализации аварийных выбросов * Один канал после модернизации в 2012 г.

15 Повышение уровня безопасности в проектах БН Вероятность тяжелых запректных аварий обеспечена на уровне нормативных требований для реактора БН-600 и существенно снижена для новых проектов: БН-600 ~10-5, БН-800 ~2 10-6, БН-1200 ~ Прогнозируемый уровень облучения в тяжелых запроектных авариях для реакторов БН-600, БН-800 заметно ниже предельной дозы 500 мзв за первый год, при которой обязательно отселение населения Прогнозируемая максимальная доза в тяжелой запроектной аварии в проекте БН-1200 на границе промплощадки не превысит 50 мзв за первый год, эвакуации и отселения населения однозначно не потребуется 15

16 Освоение ядерного топлива Реактор Вид топлива Среднее выгорание БН-600 БН-600 эксп. ТВС БН-800 БН-1200 UO 2 обогащ. МОКС (UPu O 2 ) Начальная загрузка UO 2 обогащ. (16% МОКС) С 2020 г. 100% МОКС Нитридное или МОКС топливо Достигнуто 74 МВт сут/кг Планируется до 90 МВт сут/кг Достигнуто ~ 70 МВт сут/кг Планируется 66 МВт сут/кг и выше Планируется МВт сут/кг* и выше * Параметры будут установлены в результате выполнения экспериментальных исследований, которые ведутся уже и по нитридному топливу Увеличение выгорания топлива главное направление повышения экономических показателей топливного цикла. Достигнутое в настоящее время значение среднего выгорания в реакторах ВВЭР ~ 55 МВт сут/кг (UO 2 ) 16

17 Освоение замкнутого топливного цикла Производства по изготовлению уран-плутониевого топлива Имеются опытные производства для изготовления твэлов с таблеточным МОКС-топливом на ПО МАЯК, твэлов и ТВС с виброуплотненным МОКС-топливом в НИИАР Имеется опытное производство для изготовления твэлов и ТВС с нитридным топливом на СХК Создано промышленное производство таблеточного МОКС-топлива на ГХК для 100% обеспечения БН-800 (гибкое в отношении качества используемого плутония) Проводится ТЭИ по выбору площадки и параметрам завода по производству уран-плутониевого топлива для реакторов БН-1200 Производства по переработке ОЯТ Действует с 1977 г. завод РТ-1 (ОЯТ ВВЭР-440, БН-600, ИР, и др.) Производительность до 400 т/год. Накоплено ~ 50 т. плутония. Осуществлена опытная переработка партии ЭТВС БН-600 с МОКС-топливом на РТ-1 Сооружается (ввод до 2020 г.) ОДЦ на ГХК по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 Производительность 250 т/год (~2,5 т Pu/год) Проводится ТЭИ по выбору площадки и параметрам завода по переработке ОЯТ БН 17

18 доля изотопа Pu i, % Реактор на быстрых нейтронах способен поддерживать «энергетическое» качество плутония Pu ВВЭР Pu БН WG Pu Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 При выгорании уран-плутониевого топлива в тепловых реакторах (ВВЭР, PWR) увеличивается доля неделящихся (нечетных) изотопов практически возможен лишь один рецикл. Реактор на быстрых нейтронах способен работать на плутонии любого изотопного состава, количество рециклов не ограничено В процессе выгорания в реакторе на быстрых нейтронах состав плутония стремится к равновесному. 1 - Pu ВВЭР (выгорание - 33 МВт сут/кг) 2 - Pu ВВЭР (выгорание - 60 МВт сут/кг) 3 - Pu ВВЭР (МОКС после 1-го рецикла) 4 - Pu собственного состава (после многократного рециклирования в БН) 5 - Pu оружейного качества 18

19 ПБО, м 3 Н 2 О на 1 квт*год (т) Утилизация актинидов в реакторах на быстрых нейтронах Продукты деления Продукты деления + актиниды Актиниды: плутоний и сопутствующие ему нептуний, америций, кюрий определяют радиотоксичность ОЯТ на длительное время необходима минимизация их количества в топливном цикле Реакторы на быстрых нейтронах способны эффективно утилизировать актиниды: использовать плутоний для изготовления топлива и выжигать нептуний и америций Потенциал биологической опасности отработавшего ядерного топлива 19

20 Заключение (1) 1. Накопленный в России опыт разработки и эксплуатации натриевых реакторов на быстрых нейтронах позволяет перейти к их коммерциализации на базе проекта БН Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах является стратегической линией в развитии атомной энергетики в России, в связи с чем в «Схеме территориального планирования Российской Федерации в области энергетики», утвержденной Правительством РФ распоряжением 1634-Р от г., предусматривается сооружение до 2030 г. энергоблоков БН-1200 на площадках Белоярской АЭС и Южно-Уральской АЭС. 3. Готовность проектов БН-1200 к реализации должна быть обеспечена в части их доработки до достижения требуемых технико-экономических показателей в условиях выбранных площадок и принятия оптимальных решений по созданию предприятий топливного цикла. 20

21 Заключение (2) 4. Задачей первого этапа работы реакторов БН-1200 должно быть эффективное использование плутония, накопленного и вновь нарабатываемого на заводе РТ-1, и новых поступлений плутония с ОДЦ ГХК. 5. В дальнейшем, при переходе к серийному сооружению реакторов БН-1200 и организации переработки их ОЯТ и массовой переработки ОЯТ ВВЭР появится возможность создания оптимальной структуры двухкомпонентной ядерной энергетической системы на тепловых и быстрых реакторах. При работе в этой системе, реакторы БН, благодаря их уникальным свойствам, будут обеспечивать возможность многократного рецикла плутония, обеспечивая при этом «качественным» уран-плутониевым топливом тепловые реакторы. 21

22 Спасибо за внимание! Энергоблок БН-800. Осень 2015 г. 22

23 Основания для выбора натрия в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (1) Наличие существенных (определяющих) положительных качеств Высокая температура кипения 883 С Малый удельный вес ~ 0,9 г/см 3 Приложение Возможность получения высоких параметров РУ при давлении в оборудовании и трубопроводах, близком к атмосферному Тонкостенные конструкции 23 Отличные теплофизические свойства (теплоемкость, теплопроводность, теплоотдача) Низкая коррозионная активность при простом способе поддержания чистоты натрия (холодные фильтр-ловушки) Эффективное удержание опасных летучих продуктов деления цезия и йода (полное связывание за счет химической реакции) Эффективное охлаждение твэлов, в том числе в аварийных режимах Возможность создания компактного теплообменного оборудования Отсутствие проблемы коррозионного повреждения конструкций Возможность длительной эксплуатации РУ Значительное снижение радиационных последствий аварий с разгерметизацией и разрушением твэлов

24 Основания для выбора натрия в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (2) Температура плавления выше комнатной 98 С Взаимодействие с воздухом (горение горячего натрия при истечении из контура) Возможность эффективной компенсации проблемных свойств Химическое взаимодействие с водой (в парогенераторах) Приложение Имеется масштабный опыт разогрева натрия до жидкого состояния и поддержания его в этом состоянии относительно простыми средствами (электрообогрев) Предложены технические решения, исключающие возможность течи радиоактивного натрия первого контура Возможность локализации и пассивного тушения натрия из других систем подтверждены практикой Предусматривается промежуточный натриевый контур Потенциальный инцидент является не радиационно опасным, масштабы и последствия ограничиваются специальными системами защиты парогенератора 24

25 Приложение Основы успеха российских разработок БН Последовательность и рациональность в организации исследований и разработок руководством атомной отрасли и ведущих научно-технических организаций (БР 5/10 БОР-60 БН-350 БН-600 БН-800); Тесное взаимодействие ученых и инженеров, высокая степень их ответственности; Всестороннее обоснование конструкций с обязательной экспериментальной проверкой на стендах, в том числе натриевых, или в реакторных условиях: - На натриевых стендах, созданных в ФЭИ, ОКБМ, ОКБ Гидропресс и др. организаций были обеспечены возможность испытаний опытных образцов (ГЦН, ИМ СУЗ и др.), полномасштабных макетов (ТВС и др.) или представленных моделей (ПГ и др.) - Последовательный учет экспериментальных данных, полученных на вводимых реакторах (особенно важно в части топлива). 25

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

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

Подробнее

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 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

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

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

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

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

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

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 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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Подробнее

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

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

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

НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ 2014 Введение 2 Предприятие ведет свою историю от Горьковского отделения института «Теплоэлектропроект»,

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

Развитие технологий переработки ОЯТ в России

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

«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

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

Безопасность и эффективность обращения с ОЯТ на ФГУП «ГХК»

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

Подробнее

РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-40С А.Н.

РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-40С А.Н. РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-4С А.Н. Лепёхин, Д.В. Кислицын 1. Введение Обеспечение безопасности РУ является одной из основных задач при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе

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

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

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

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

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

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

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

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

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

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

Открытое акционерное общество «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПбАЭП»)

Открытое акционерное общество «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПбАЭП») Открытое акционерное общество «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПбАЭП») АЭС с БН-800 2011 Содержание Введение 3 Атомная электростанция

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах

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

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС

Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС 20.04 11.05.2015 Режим суточного регулирования мощности энергоблока АЭС с РУ ВВЭР-1000/В320 При выполнении суточного регулирования

Подробнее

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Форум «АТОМЭКСПО 2012» Экспертный анализ Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Кузнецов В.П., Демин В.Ф., Макаров В.И., Молчанов А.С., Созонюк

Подробнее

Системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000

Системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000 ТОМСКЙ ПОЛТЕХНЧЕСКЙ УНВЕРСТЕТ Томский политехнический университет Теплоэнергетический факультет Кафедра Атомных и тепловых электрических станций Сергей Александрович Беляев Системы безопасности АЭС с реактором

Подробнее

Ядерная физика и Человек

Ядерная физика и Человек Ядерная физика и Человек ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Деление ядер. История 1934 г. Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра. 1939 г.

Подробнее

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ «АТОМЕКС 2012» Москва 12-14 декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Из требований «Технического задания на разработку проекта «ВВЭР-ТОИ»: - проект реакторной

Подробнее

ТЕХНОЛОГИЯ ОПЫТНОГО ПРОИЗВОДСТВА СНУП ТОПЛИВА

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

Подробнее

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

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

Подробнее

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом»

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

Подробнее

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

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

Атомные электростанции

Атомные электростанции Атомные электростанции 1 Атомная электростанция (АЭС) ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на

Подробнее

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проектно-конструкторский филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» Д.В. Бугаев 02.10.2014 Цели Проекта «ВВЭР-ТОИ» Создать конкурентоспособный

Подробнее

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций

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

Подробнее

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ А.Н. Чуркин, Ю.А. Безруков, И.Н. Васильченко, М.Н. Супроненко, С.М. Лобачев,

Подробнее

Факторы, влияющие на формирование дорожной карты размещения АЭС: замещение РБМК и запрос на среднюю мощность атомной энергетики России. П.Л.

Факторы, влияющие на формирование дорожной карты размещения АЭС: замещение РБМК и запрос на среднюю мощность атомной энергетики России. П.Л. ОАО «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» Факторы, влияющие на формирование дорожной карты размещения АЭС: замещение РБМК и запрос на среднюю мощность

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

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

СИСТЕМА МОНИТОРИНГА НАДЕЖНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

СИСТЕМА МОНИТОРИНГА НАДЕЖНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК СИСТЕМА МОНИТОРИНГА НАДЕЖНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК А. М. Бахметьев, И. А. Былов, А. В. Бакланов, А.В. Морев, Л.В. Абрамов АО «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени

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

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

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

Подробнее

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

ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ

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

Подробнее

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

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ РЕАКТОРОВ ВВЭР Активные зоны строящихся и проектируемых реакторов ВВЭР имеют значительную общую неизменяемую часть, параметры которой выбраны еще при проектировании

Подробнее

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ. Тема 2. ПОКАЗАТЕЛИ ТЕПЛОВОЙ ЭКОНОМИЧНОСТИ АЭС

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ. Тема 2. ПОКАЗАТЕЛИ ТЕПЛОВОЙ ЭКОНОМИЧНОСТИ АЭС АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Тема 2. ПОКАЗАТЕЛИ ТЕПЛОВОЙ ЭКОНОМИЧНОСТИ АЭС 1 ОСНОВНЫЕ ВОПРОСЫ: Тепловая экономичность АКЭС Тепловая экономичность АТЭЦ 2 ТЕПЛОВАЯ ЭКОНОМИЧНОСТЬ АКЭС характеризуется: КПД

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

Особенности современных российских проектов АЭС С.А. Бояркин

Особенности современных российских проектов АЭС С.А. Бояркин Особенности современных российских проектов АЭС 22.04.2011 С.А. Бояркин Принципы безопасности российских АЭС 1. Принцип глубокоэшелонированной защиты. 2. Принцип самозащищенности реакторной установки.

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

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ»

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» В. Я. Беркович, А. В. Мартынов, А. Б. Дьяконов, Д. В. Давыдов В июне 2009 года «Ростехнадзор» выдал

Подробнее

ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ.

ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ. ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ. NDEXPO МОСКВА, 2016 Линейка Атомных станций малой мощности

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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