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

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011»

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

Перспективы развития и внедрения замкнутого ядерного топливного цикла

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

Подробнее

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

Генеральный директор - Генеральный конструктор Зверев Дмитрий Леонидович

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

Подробнее

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

Российские подходы к перспективным ядерным топливным циклам

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

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

Подробнее

Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

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

Отчет о работе. Секция 3. «РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ» Председатель секции: Полушкин А.К., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Отчет о работе. Секция 3. «РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ» Председатель секции: Полушкин А.К., ОАО «Концерн Росэнергоатом» Отчет о работе Секция 3. «РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ» Председатель секции: Полушкин А.К., ОАО «Концерн Росэнергоатом» Подсекция 3.2 «Перспективные проекты энергоблоков АЭС» Председатель директор Проектно-конструкторского

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

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

Концепция и долгосрочная программа обращения с ОЯТ

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

Подробнее

Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию

Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию Ю.В.Носов Главный инженер филиала АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская АЭС» www.rosenergoatom.ru Освоение технологии БН в России

Подробнее

Проект ОДЭК : Состояние и перспективы реализации

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

Подробнее

Проект «Прорыв» - условия конкурентоспособности при промышленной реализации

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

Подробнее

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

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

Подробнее

В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс»

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

Подробнее

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

БАЗОВЫЕ НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ ПРОЕКТА «ПРОРЫВ»

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

Подробнее

ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ»

ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ» ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ» Торопов Кирилл Иванович Заместитель главного инженера по эксплуатации Плавучей атомной теплоэлектростанции г. Мурманск 26 сентября 2018 года 1

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

ВВОД НОВОГО ЭНЕРГОБЛОКА, ПРОРЫВ В ТЕХНОЛОГИИ, ВВОД В ЕЕ БЕЗОПАСНОСТЬ. Особенности и этапы ОБРАЗЕЦ ЗАГОЛОВКА. Шаманский Валерий Александрович

ВВОД НОВОГО ЭНЕРГОБЛОКА, ПРОРЫВ В ТЕХНОЛОГИИ, ВВОД В ЕЕ БЕЗОПАСНОСТЬ. Особенности и этапы ОБРАЗЕЦ ЗАГОЛОВКА. Шаманский Валерий Александрович ВВОД НОВОГО ЭНЕРГОБЛОКА, ОБРАЗЕЦ ЗАГОЛОВКА ПРОРЫВ В ТЕХНОЛОГИИ, ВВОД В ЕЕ ПРЕИМУЩЕСТВО ЭКСПЛУАТАЦИЮ И БЕЗОПАСНОСТЬ Особенности и этапы Шаманский Валерий Александрович Заместитель главного инженера по безопасности

Подробнее

АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ

АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ Д.А. Афремов, В.Е. Радкевич, Д.В. Сафронов, Е.С. Хижняк (АО «НИКИЭТ», Москва, Россия) Реакторная установка (РУ) МБИР многоцелевая исследовательская

Подробнее

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

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

Подробнее

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 ОГЛАВЛЕНИЕ Список сокращений 13 Предисловие 17 Введение 19 Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 Глава 1. Основы ядерной и нейтронной физики 29 1.1. Основы ядерной физики 29 1.1.1. Строение

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Проект «Прорыв» - решение задач экологической безопасности ядерной энергетики

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

Подробнее

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

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

Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв»

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций

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

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

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

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