Замкнутый ядерный топливный цикл

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Замкнутый ядерный топливный цикл"

Транскрипт

1 Замкнутый ядерный топливный цикл

2 Деление ядра Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счёт деления ядер урана и плутония. В реакторах на тепловых нейтронах (ТР) делению подвергаются радиоактивные изотопы урана-235 и плутония-239. Уран 238, составляющий в исходном ядерном топливе (обогащённом уране) 95%, на тепловых нейтронах не делится совсем, а поглощая нейтрон превращается, в конечном итоге, в плутоний-239. В реакторах на быстрых нейтронах (БР) уран 238 под действием быстрых нейтронов также поглощает быстрые нейтроны с образованием плутония 239. При чём образование из урана-238 под действием быстрых нейтронов плутония-239 происходит значительно эффективней, поэтому БР могут нарабатывать плутоний-239 существенно больше, чем ТР (коэффициент воспроизводства ядерного топлива в БР может быть больше 1). Так как плутоний-239 делится под действием тепловых и быстрых нейтронов, то за счёт его использования в качестве ядерного топлива вовлекается в ядерный топливный цикл уран- 238, которого в природном уране содержится более 99%. 2

3 Открытый ядерный топливный цикл Добыча Отвалы урана-238 0,7 % урана ,3 % урана-238 Концентрат Конверсия Обогащение АЭС на тепловых нейтронах (типа ВВЭР) Радиоактивные отходы Хранилище ОЯТ 5 % урана % урана-238 Фабрикация Электричество 1 % урана % плутония % продукты деления 94 % урана-238 Использование тепловых реакторов (ТР) в открытом ядерном топливном цикле (ОЯТЦ) приводит к высокому потреблению природного урана. ОЯТЦ ТР характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (менее 1 %), так как используется только радиоактивный изотоп (уран- 235). Радиохимические технологии позволяют выделить из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и регенерировать для повторного использования более 95 % остающегося урана-238 и урана-235, а также образовавшегося плутония-239 (из урана-238). 3

4 Возникающие проблемы существующей ядерной энергетики при увеличении количества АЭС Увеличение добычи природного урана Увеличение стоимости урана Увеличение количества ОЯТ Затраты на создание и эксплуатацию специальных хранилищ ОЯТ ВЫХОД Реакторы на быстрых нейтронах и замыкание ядерного топливного цикла 4

5 Стратегическая задача атомной отрасли Поэтапное создание единой системы промышленных технологий замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах для: организации долгосрочного (сотни лет) топливообеспечения крупномасштабной атомной энергетики; укрепления научно-технического потенциала России в области реакторостроения и обеспечивающих их эксплуатацию технологий; сохранения долгосрочной конкурентоспособности атомной энергогенерации. 5

6 Развитие быстрой атомной энергетики Развитие атомной энергетики, как и любой другой высокотехнологичной отрасли, должно основываться не только на существующих разработках, но и на инновационных проектах. Пример инновационного подхода в энергетике реакторы на быстрых нейтронах, в строительстве и эксплуатации которых Россия является признанным лидером. Они позволят сделать атомную энергетику еще более безопасной и решить целый ряд экологических проблем. Единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600 сооружен и эксплуатируется на 6 Белоярской АЭС с 1980 года

7 Замкнутый ядерный топливный цикл Замкнутый ядерный топливный цикл - цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива. В замкнутом топливном цикле ОЯТ после выдержки во временном хранилище перевозится на перерабатывающий завод для переработки. После переработки наработанный в ОЯТ плутоний, как и оставшийся уран, могут повторно использоваться для производства ядерного топлива. При этом только небольшая часть полезного делящегося материала (примерно 1%) в процессе переработки и изготовления ядерного топлива теряется и переходит в радиоактивные отходы. Использование ОЯТ для изготовления топлива (рециклинг) способствует более эффективному использованию природного урана, сокращая его затраты на единицу установленной мощности АЭС. 7

8 Урана 238, находящегося в ОЯТ и в обедненном гексафториде урана (ОГФУ), оставшемся после обогащения, хватит на несколько сотен лет 8

9 Новые требования ЗЯТЦ Новые виды топлива Смешанное оксидное и плотное топливо Реакторы на быстрых нейтронах Новые способы переработки ОЯТ Сухие способы переработки ОЯТ с окончательным удалением РАО Новые материалы Радиационно- и термостойкие материалы Смешанное оксидное и плотное топливо для реакторов на быстрых нейтронах Новые требования к безопасности Внутренне присущая безопасность, исключающая аварии с выходом радиации наружу энергоблока Новый уровень экологической безопасности за счет многократного снижения объемов отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов

10 Определение приоритетных направлений и проектов 1 Краткосрочный Оптимизация технологии ВВЭР 2012 Сохранение конкурентоспособности на мировом рынке 2 Среднесрочный 2020 Замкнутый топливный цикл с быстрыми реакторами + модернизация ВВЭР 2040 Технологическое лидерство и долгосрочные позиции на рынке Освоение перспективной технологии

11 Реакторы на быстрых нейтронах СВБР-100 Свинцововисмутовый стенд 1951 АПЛ Теплоноситель свинецвисмут Мощность: Электрическая -100 МВт Продукт для региональной энергетики РФ БН-1200: БН БН-600 Белоярская АЭС 1980 БН Теплоноситель - натрий Мощность: Электрическая МВт Продукт для отрасли БРЕСТ Теплоноситель - свинец Мощность: Электрическая 1200 МВт Лучшие решения 1. Технология с «естественной безопасностью» 2. ЗЯТЦ с пристанционным топливным циклом. + Продукт для мира 11

12 Новая технологическая платформа на основе ЗЯТЦ с БР В настоящее время разработки технологий быстрых реакторов и замкнутого ядерного топливного цикла ведутся в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период годов и на перспективу до 2020 года» в состав которой входит проект создания Новой технологической платформы атомной энергетики. Проект создания Новой технологической платформы входит в число ведущих проектов Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и техническому развитию экономики России. В рамках проекта НТП разрабатываются: Технологии создания перспективных реакторов на быстрых нейтронах Новые виды ядерного топлива и конструкционных материалов Технологии переработки ОЯТ и обращения с РАО 12

13 Общие сведения Дата создания: Утверждена Правительством РФ: 1 апреля 2011 года Организация-координатор Платформы: Блок по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом» (БУИ). СОСТАВ УЧАСТНИКОВ: Общее число организаций-участников 30 Научные и образовательные организации 19 ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО «ВНИИНМ», ОАО «ОКБМ» Африкантов», НИЯУ «МИФИ» и др. Промышленные предприятия - 8 ОАО «СХК», ФГУП «ГХК», ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «МСЗ» и др. Коммерческие структуры 3 ОАО «АКМЭ-инжиниринг» и др. 13

14 Структура технологической платформы Принципы Выявление и реализация технического и кадрового потенциала Формирование центров ответственности без создания новых юридических лиц Сетевое планирование ресурсов Персональная ответственность участников «триумвирата» за результат Органы управления Платформы Координационный совет Технический комитет Группа управления проектом (ГУП) Центры ответственности реализации проектов «триумвират»* «триумвират»* БРЕСТ-ОД-300 БН («триумвират»*: научный руководитель, главный конструктор, главный инженер проекта) Функции Принятие решений о реализации и корректировке проектов Платформы Научнотехнические решения Реализация проектов * «триумвират» формируется по каждому проекту

15 КЛЮЧЕВЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ приоритетный проект «Прорыв», направленный на создание научнотехнологической базы крупномасштабной ядерной энергетики естественной безопасности и предусматривающий создание опытно-демонстрационного комплекса в составе энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и пристанционного блока по переработке отработавшего ядерного топлива, фабрикации и рефабрикации плотного топлива; разработка и сооружение опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР) для региональной энергетики; модернизация существующей и создание новой экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научнотехнологических решений инновационной атомной энергетике; создание производства уранплутониевого оксидного топлива (резервного) для реакторов на быстрых нейтронах. 15

16 Основные проведенные мероприятия и полученные результаты Основные проведенные мероприятия: - проведено 13 заседаний Координационного совета и 74 заседаний Технического комитета; Основные результаты работ: - осуществлено техническое перевооружение топливного комплекса по изготовлению уранплутониевого оксидного топлива на основе технологии виброуплотнения, обеспечивающего производство 60 ТВС в год; - создана лаборатория отработки и демонстрации технологии обращения с РАО; - разработаны эскизный проект активной зоны реактора БН-1200 с нитридным топливом, первая версия системы кодов для обеспечения приоритетных задач расчетного обоснования безопасности разрабатываемых быстрых реакторов и 7 технологий мирового уровня; - определены основные конструктивные решения реакторной установки СВБР для региональной энергетики. 16

17 АНОНС МЕРОПРИЯТИЙ Реконструкция и техническое перевооружение лабораторного комплекса для отработки и экспериментального обоснования инновационных пирохимических технологий для замкнутого топливного цикла (ФГУП «ВНИИТФ», ЗАТО Снежинск, Челябинская область) ноябрь 2013 г. Разработка проектной документации многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах, СВБР и модулю фабрикации плотного нитридного топлива декабрь 2013 г. Ввод в эксплуатацию производства уранплутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах производительностью 400 ТВС в год, ФГУП «ГХК», г. Железногорск, Красноярский край декабрь 2014 г. 17

18 КОНТАКТНАЯ ИНФОРМАЦИЯ Адрес: г. Москва, Б. Ордынка, д.24. Ильина Наталья Александровна - заместитель директора Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом», координатор Платформы. т. +7 (499) , 18

19 Приложение 19

20 Протекание физической реакции в реакторе Основная часть реактора - активная зона, где сосредоточено ядерное горючее и протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Количество горючего, необходимое для поддержания управляемой цепной реакции,- критическая масса. Ядерное горючее размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов ). В конце срока службы (кампании) ТВЭЛы полностью или частично извлекаются и заменяются новыми. Для удобства загрузки ТВЭЛы собираются тепловыделяющие сборки (ТВС). По спектру нейтронов ядерные реакторы подразделяются на быстрые (без замедления нейтронов), в которых деление ядер происходит на быстрых нейтронах (со ср. энергией порядка сотен кэв) и тепловые (с замедлением нейтронов), в котоых деление ядер происходит на тепловых нейтронах; Основные процессы, протекающие в активной зоне : деление ядер, радиационный захват, упругое и неупругое рассеяния нейтронов. При делении первичный нейтрон поглощается ядром, ядро распадается и в результате образуются обычно два радиоактивных осколка и испускается в среднем 2.4 вторичных нейтронов. Образующиеся в процессе деления ядер осколки находятся в широком диапазоне атомных массовых чисел: примерно от 70 до 160 а. е. Они переходят в стабильное состояние после нескольких последовательных распадов. Полная энергия, выделяемая при одном акте деления, ~200 МэВ. Выгорание 1 г ядерного горючего даёт энергии 1 МВт сутки. На всех ядрах, в т. ч. делящихся, а также на накапливающихся осколках происходит реакция радиационного захвата, при которой поглощается нейтрон и испускаются g-кванты. При поглощении нейтронов ядрами 238U после двух последовательных b-распадов образуются ядра 239Рu, т. е. имеет место воспроизводство ядерного горючего (делящегося материала). В результате последовательного радиационного захвата нейтронов ядрами топлива в активной зоне реактора накапливаются высокорадиоактивные трансурановые изотопы.

21 Коэффициент воспроизводства Коэффициент воспроизводства КВ характеризует отношение вновь образовавшегося плутония в результате захвата избыточных нейтронов ядрами сырьевого изотопом урана-238 к «сгоревшему» делящемуся ядерному материалу В быстрых реакторах размножителях где КВ больше 1, делящиеся материалы (плутоний или уран-235 ) нужны лишь для стартовой загрузки, в в повторных циклах (рецикле) в качестве добавляемого (внешнего) сырья может использоваться обедненный уран Быстрые реакторы с КВ больше единицы могут нарабатывать избыточное топливо (делящийся ядерный материал) для ввода новых быстрых реакторов или для работы тепловых реакторов в период исчерпания дешевого природного урана Тепловые реакторы также нарабатывают плутоний. КВ у этих реакторов значительно меньше 1, для реакторов типа ВВЭР КВ составляет ~0.5 Максимальный КВ для быстрых реакторов зависит от плотности топлива БН-1200 (МОКС) 1.2; БН-1200 (нитрид) 1.4; На металлическом топливе возможно достичь КВ При отсутствии необходимости наработки избыточного плутония для ввода новых реакторов или подпитки тепловых реакторов быстрые реакторы могут работать и с КВ равным или меньшим 1.

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

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

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

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

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

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

Федеральная целевая программа "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период годов и на перспективу до 2020 года"

Федеральная целевая программа Ядерные энерготехнологии нового поколения на период годов и на перспективу до 2020 года Стратегическая программа исследований по технологической платформе разрабатывается в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» (задача

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

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

Приложение 1 Форма перечня организаций участников технологической платформы

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

Развитие технологий переработки ОЯТ в России

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

Подробнее

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Введение Глебов А.П., Баранаев Ю.Д. Клушин А.В. ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского Основные проблемы, которые должны

Подробнее

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

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

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации»

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Н.М. Манцевич Е.А. Ильина 07 октября 2016 года Зачем нужна карта Чтобы добиться успеха, нужно работать не только руками, но и головой. Джон Д.

Подробнее

1. Формирование состава участников технологической платформы.

1. Формирование состава участников технологической платформы. 1 Ежегодный отчет о выполнении проекта реализации технологической платформы «Замкнутый ядерный топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах» на 2011 год, плана действий технологической платформы на

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

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Что такое ядерное топливо Около половины энергии в Украине вырабатывается

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

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

«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

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

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

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

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

Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК»

Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Развитие кластера по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК» Главный инженер ИХЗ ФГУП «ГХК» И.Н. Сеелев Концепция развития

Подробнее

Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов

Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Разработка эффективных и экологически приемлемых технологий радиохимической переработки ОЯТ в замкнутом топливном цикле на основе быстрых реакторов

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

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

Технологические и техникоэкономические. сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки

Технологические и техникоэкономические. сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки Российский федеральный ядерный центр ВНИИ технической физики им. Е.И. Забабахина Технологические и техникоэкономические модели в сфере бек-энд: состояние и перспективы разработки Инга Равильевна Макеева,

Подробнее

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

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

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

Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской Федерации

Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской Федерации МЕЖДУНАРОДНЫЙ ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ОБЩЕСТВО, БЕЗОПАСНОСТЬ» г. Санкт-Петербург 20-21 апреля 2010 Ключевые проблемы обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ЯРОО в Российской

Подробнее

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

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

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом

Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» Государственная система обращения с отработавшим ядерным топливом Концептуальные подходы и принципы формирования 2008 г. Программа развития атомной

Подробнее

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

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

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

Подробнее

Проект модуля фабрикации-рефабрикации ОДЭК на АО «СХК»

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

Подробнее

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

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

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах Васильев Б.А. Главный конструктор

Подробнее

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

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

Подробнее

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

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

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

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

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

Подробнее

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

Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк

Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк Моделирование технологических процессов переработки ОЯТ и фабрикации топлива на платформеатэк Инга Равильевна Макеева, О.В. Вербицкая, В.Г. Дубосарский, В.Ю. Пугачев, А.А. Рыкунова, В.П. Соколов III МЕЖДУНАРОДНЫЙ

Подробнее

Семинар 12. Деление атомных ядер

Семинар 12. Деление атомных ядер Семинар 1. Деление атомных ядер На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил: короткодействующие силы притяжения между нуклонами, дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

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

О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года

О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года МНТК-2012 Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года Доклад подготовлен в Национальном

Подробнее

ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ

ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ МИРОВАЯ ЭКОНОМИКА ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ С.З. Жизнин, В.М. Тимохов Московский государственный институт международных отношений (университет)

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

Инновации и технологии российской атомной отрасли

Инновации и технологии российской атомной отрасли ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ Инновации и технологии российской атомной отрасли Першуков Вячеслав Александрович Заместитель генерального директора директор Блока по управлению инновациями 13 ноября 2015 г.

Подробнее

ПРОЕКТНЫЙ ИНЖИНИРИНГ вывода из эксплуатации ЯРОО

ПРОЕКТНЫЙ ИНЖИНИРИНГ вывода из эксплуатации ЯРОО ПРОЕКТНЫЙ ИНЖИНИРИНГ вывода из эксплуатации ЯРОО Собко А.А., генеральный директор www.raoproekt.ru 1 Проектный инжиниринг Восстановление первичной (архивной) информации об объектах Комплексное инженерно-радиационное

Подробнее

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

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

Подробнее

Программа. 28 ноября 2012 г. г. Томск Прибытие участников Форума, Расселение в гостиницах: «Октябрьская», «Магистрат», «Форум-отель», «Сибирь»

Программа. 28 ноября 2012 г. г. Томск Прибытие участников Форума, Расселение в гостиницах: «Октябрьская», «Магистрат», «Форум-отель», «Сибирь» Программа 28 ноября 2012 г. г. Томск Прибытие участников Форума, Расселение в гостиницах: «Октябрьская», «Магистрат», «Форум-отель», «Сибирь» 28 ноября 2012 г. Томск Проведение Школы-конференции молодых

Подробнее

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ Железняк В.М. заместитель начальника Отдела Главного Конструктора (ОГК) e-mail: msz@elemash.ru, тел: (095) 702-99-28 Поздняков В.В. ведущий инженер

Подробнее

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Государственный концерн «Ядерное топливо» Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Доклад генерального директора Амосовой Т.В. Атомэкспо - 2011 6-8 июня Москва-2011

Подробнее

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

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011 30 главный калибр тема номера РЭа Павел АЛЕКСЕЕВ, директор отделения НИЦ «Курчатовский институт» Станислав СУББОТИН, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Стратегия поиска Топливообеспечение атомной

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

Подготовка к выводу из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС

Подготовка к выводу из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС ОАО «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» Подготовка к выводу из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС Содержание 1. Общие сведения 2. Концепции

Подробнее

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

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

Подробнее

Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны)

Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны) VIII Международная выставка и конференция «АтомЭко 2015» 9-11 ноября 2015 г. Россия, Москва, Центр Международной Торговли Авторы: Колупаев Д.Н., Гусев П.Б. (ФГУП «ПО «Маяк») Канашов Б.А. (ООО НПФ «Сосны)

Подробнее

«Система проектного управления в рамках ФЦП «ЯЭНП» Заместитель генерального директора Госкорпорации «Росатом» В.А. Першуков

«Система проектного управления в рамках ФЦП «ЯЭНП» Заместитель генерального директора Госкорпорации «Росатом» В.А. Першуков «Система проектного управления в рамках ФЦП «ЯЭНП» Заместитель генерального директора Госкорпорации «Росатом» В.А. Першуков Основополагающие документы «Основная цель Программы - разработка ядерных энерготехнологий

Подробнее

Стратегия и перспективные задачи научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом»

Стратегия и перспективные задачи научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Стратегия и перспективные задачи научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Заместитель генерального директора директор Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом» В.А. Першуков

Подробнее

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 Семченков Ю.М., НИЦ «Курчатовский институт» Мохов В.А., ОКБ «Гидропресс» Алексеев П.Н., НИЦ «Курчатовский институт» Москва,

Подробнее

«Экологическая безопасность атомной отрасли: от добычи сырья до обращения с радиоактивными отходами. Российский и международный опыт»

«Экологическая безопасность атомной отрасли: от добычи сырья до обращения с радиоактивными отходами. Российский и международный опыт» Круглый стол «Экологическая безопасность атомной отрасли: от добычи сырья до обращения с радиоактивными отходами. Российский и международный опыт» прошел 2 июня 2015 г. в рамках VII Международного форума

Подробнее

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами.

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами. Тема 6. Эффективность использования ядерных энергоресурсов. Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер, движущихся с большими

Подробнее

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос АРЕВА, Региональный ВП, Россия и СНГ Атомэко, Москва, 10 ноябрь 2015 г. Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос 10 ноября 2015 Атомэко

Подробнее

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

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

Подробнее

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС IX МЕЖДУНАРОДНЫЙ ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ОБЩЕСТВО, БЕЗОПАСНОСТЬ 2014» Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС Первый заместитель директора по производству и эксплуатации

Подробнее

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации На правах рукописи Вин Ту СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 05.14.03 ядерные энергетические

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

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение Физическая и ядерная безопасность Лекция 1. Введение 2 Что такое ядерные материалы? ядерные материалы (ЯМ) материалы, содержащие делящиеся вещества, или способные их воспроизвести (например, уран- 238);

Подробнее

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ имени академика Е.И. Забабахина» Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле А.А. Архипов, М.Н. Белоногов, А.В. Климов,

Подробнее

РОСАТОМ. стратегические цели 2030

РОСАТОМ. стратегические цели 2030 РОСАТОМ стратегические цели МИССИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЕ НАДЕЖНОСТИ ЯДЕРНОГО ЩИТА КАК ОСНОВЫ НАЦИОНАЛЬНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ МИССИЯ ОБЕСПЕЧИТЬ МИР ЧИСТОЙ, БЕЗОПАСНОЙ, ДОСТУПНОЙ ЭНЕРГИЕЙ И ИННОВАЦИЯМИ НА ОСНОВЕ АТОМНЫХ

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

Конкурентоспособность быстрых реакторов с ЗЯТЦ

Конкурентоспособность быстрых реакторов с ЗЯТЦ ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Толстоухов Дмитрий Алексеевич, Главный экономист проектного направления «Прорыв»

Подробнее

Вывод из эксплуатации комплексов с промышленными уран-графитовыми реакторами АО «ОДЦ УГР»

Вывод из эксплуатации комплексов с промышленными уран-графитовыми реакторами АО «ОДЦ УГР» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Акционерное общество «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» Вывод из эксплуатации комплексов с

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

Конгресс «АТОМЭКСПО 2012»

Конгресс «АТОМЭКСПО 2012» Конгресс «АТОМЭКСПО 2012» 1 Принцип классификации объектов атомной энергии для целей управления и регулирования при обеспечении глобальной ядерной безопасности Докладчик: А.М.Агапов д.т.н. Директор Института

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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