A. Savchenko. Цели и задачи ТЭИ

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "A. Savchenko. Цели и задачи ТЭИ"

Транскрипт

1 Технико-экономическая оценка (исследование - ТЭИ) Проекта: «Перспективные научнотехнические разработки материалов и технологий безопасных твэлов коммерческих водоводяных реакторов» (Technical and economic assessment of the Project: "Perspective scientific and technical developments of materials and technologies of Accident Tolerant Fuel for commercial water-cooled reactors") A. Savchenko A.A. Bochvar Institute of Inorganic Materials (VNIINM) , P.O.BOX 369, Rogova St. 5A, Moscow, Russia Цели и задачи ТЭИ Предварительная оценка эффективности перевода штатных твэлов реакторов типа ВВЭР-1000 с оболочкой из циркониевых сплавов и таблеткой из диоксида урана на различные варианты толерантного топлива. 1. Введение Аварии на АЭС в Чернобыле и Фукусиме показали особую опасность паро-циркониевой реакции, возникающей при повышении температуры оболочек твэлов после потери теплоносителя и всплесках реактивности. Практически сразу во всех странах, имеющих развитую атомную энергетику, активировались разработки по защите от возможности возникновения паро-циркониевой реакции. Термин «устойчивое к авариям толерантное топливо» - Accident Tolerant Fuel (ATF) возник после аварии на Фукусиме. В формулировке МАГАТЭ это топливо должно быть работоспособно как в нормальных условиях работы, так, и это главное, и в условиях потери теплоносителя. Основной разрушающий твэлы фактор связан с паро-циркониевой реакцией, происходящей при температуре свыше 1200 о С. Естественно, что пути решения этой проблемы лежат как в области модификации или замены циркониевых оболочек, так и в области модификации или применении нового топлива [1-10]. Концепция толерантного топлива включает в себя: - разработку оболочек различные стали, в том числе новые Fe-Cr-Al, жаропрочные металлы (Mo), керамические оболочки SiC, легированные Zr-сплавы, а также всевозможные жаростойкие покрытия Zr-оболочек; - ураноемкое холодное топливо металлическое, нитриды и силициды урана для уменьшения количества запасенного тепла. В результате увеличивается время нагрева до критической температуры. Ураноемкость нужна еще и улучшения технико-экономических показателей, чтобы компенсировать затраты как на разработку новых видов топлива, так и для случая применения оболочек из стали, обладающих большим по сравнению с Zr захватом тепловых нейтронов. Естественно, при этом не должен быть превышен 5 %-ый барьер по обогащению топлива изотопом урана-235; - дисперсионное и микрокапсульное топливо (разновидность топлива для газовых реакторов), а также модификации диоксидного топлива с целью геттерного связывания продуктов деления и т. д. Отдельными аспектами Концепции являются топливный цикл с новым топливом и экономика. Сохраняются работы по моделированию поведения нового топлива как в штатных режимах работы, так и при аварийных ситуациях с верификацией расчетных кодов. 1

2 Разработки в этом направлении фактически заменили программу создания нового типа топлива для реакторов ВВЭР, а включились в них практически все игроки международного топливного рынка. Сейчас в мире на нее расходуются десятки миллиардов долларов. Цель разработанной Российской Программы: Разработка новых материалов и технологий для твэлов коммерческих водо-водяных реакторов (новый тип топлива и материал оболочек), с повышенной работоспособностью в штатном режиме эксплуатации и устойчивых к аварийным ситуациям, в том числе, к запроектным авариям. Повышение стойкости материала оболочки позволит в перспективе увеличить температуру оболочки, что приведет к улучшению технико-экономических характеристик ЯЭУ. 2. Основные рассматриваемые варианты толерантного топлива Инновационная политика ВНИИНМ всегда направлена на разработку новых перспективных видов топлива для легководяных реакторов, которое по многим своим свойствам соответствует критериям устойчивого к авариям топлива. Причем некоторые варианты толерантного топлива являются принципиально новыми, не имеют аналогов в мире и перспективны для включения в международные R&D программы. Как известно, ВНИИНМ является основным разработчиком топлива для различного типа реакторов (тепловых, быстрых, исследовательских, малой мощности). Следует отметить, что Во ВНИИНМ уже создан приличный научно-технический задел по разработке толерантного топлива [11-15]. Прежде всего, он касается разработки особо тонкостенных стальных оболочек. Велись также работы по созданию оболочек из SiC, получены предварительные результаты. Велись инициативные исследования по обработке поверхности циркониевых оболочек, а также разрабатывалось новое высокоплотное композитное топливо дисперсионного типа, не имеющего аналогов в мире и которое в будущем может служить основой новой технологической платформы. Принимая во внимание международный опыт разработки толерантного топлива и учитывая собственные наработки в данном направлении, во ВНИИНМ была составлена программа разработки толерантного топлива. По сравнению с международной она оптимизирована, исключены заведомо технологически сложные, дорогостоящие и малоперспективные направления, и добавлено часть собственных принципиально новых разработок. Это позволяет значительно сократить расходы и увеличить конкурентоспособность разрабатываемого топлива (рис. 1) [13-15]. 2

3 Рис.1 Оптимизация Российской Программы разработки толерантного топлива, учитывая международный опыт [13-16] Как видно, мы отказались от разработки оболочек из Mo, модифицированного диоксида урана, топлива из смеси U 3 Si 2 с UN, дисперсионного топлива (с многослойным покрытием для газовых реакторов). Вместо них будет добавлена разработка ВНИИНМ - холодное ураноемкое композитное топливо, сочетающее свойства вышеприведенных топлив. Оболочка из Fe-Cr-Al сплава будет заменена на уже разработанные стальные оболочки для малых водо-водяных и быстрых реакторов, включая Cr-Ni сплав, после их модификации Будет проведено модифицирование керамической оболочки из SiC с целью получения более пластичной и технологичной металлокерамики. Работы по покрытиям остаются, но основное внимание будет уделено качеству сцепления и их работоспособности. Хотя работа направлена на разработку новых материалов и технологий, в ней также присутствует расчетная часть. Помимо основных четырех направлений, указанных в «целях и задачах Программы» (три касаются разработки оболочек и одна топлива), по которым в АО «ВНИИНМ» создан значительный научный задел, дополнительно будет рассматриваться ряд других направлений. Эти направления после решения некоторых ключевых моментов могут быть также реализованы как перспективные варианты толерантного топлива и позволят нам контролировать мировой тренд разработки толерантного топлива. Это, прежде всего, нитридное топливо при решении проблемы получения изотопа азота-15, биметаллические стальные оболочки, металлокерамическое топливо и легирование циркониевых оболочек. Таким образом, программа состоит из 4-х основных направлений и одного дополнительного [17]: 1. Жаростойкое покрытие Zr- оболочек (материалы и технологии). 2. Стальные оболочки. 3. Керамические оболочки из SiС. 3

4 4. Холодное ураноемкое композитное топливо дисперсионного типа. 5. Прочие исследования перспективных направлений разработки толерантного топлива (нитридно-силицидное и металлокерамическое топлива, новые коррозионно-стойкие циркониевые сплавы). Для оптимизации работ отдельными пунктами стоят раздел 6 (Изготовление твэлов с различными типами оболочек и штатным топливом из диоксида урана для реакторных испытаний, реакторные испытания, послереакторные исследования) и раздел 7 (Реакторнофизические, расчетно-экспериментальные и технико-экономические расчеты и обоснования применения нового топлива). Следует отметить, что для улучшения свойств ATF топлива рассматривается также комбинации методов, например, применение керамических и относительно хрупких оболочек из SiC с композитным топливом может позволить увеличить работоспособность твэлов, так как композиты пластичны, не нагружают оболочку SiC при работе, а пористость в топливе компенсирует его распухание (рис. 2) [11, 13]. Возможны различные сочетания оболочечных и топливных материалов. ВНИИНМ Zr покрытая оболочка Стальная оболочка SiC Zr оболочка UO 2 UN U 3 Si UO 2 UN UO 2 Композитн ое топливо UN U 3 Si Композитное топливо Композитное топливо Композитное топливо Рис. 2. Сочетание применения оболочечных и топливных материалов для улучшения свойств ATF топлива [11, 13] 3. Технико-экономическая оценка В предварительную оценку включены как объективные показатели, которые можно оценить по топлива (количество урана, обогащение, переработка, изготовление твэлов и т. д.), так и субъективные. Например, возможное повышение мощности реактора. экспортного потенциала при создании качественно нового топлива, или потеря части топливного рынка в случае не реализации Программы и внедрения зарубежных аналогов толерантного топлива. Естественно, на данном этапе исследования не учитывались затраты на НИОКР, а также внедрения технологии на заводах-изготовителях. Данную оценку можно корректно провести только в середине или в конце выполнения Проекта, что и учтено в пунктах 7.3 и 7.8 прилагаемой Программы. Условно экономическая эффективность от внедрения толерантного топлива определяется тремя основными факторами: 1. Экономия за счет снижения расходов на обеспечение безопасности реактора ВВЭР при применении более стойких к аварийным ситуациям твэлов. 2. Технико-экономическая оценка производства различного типа толерантного топлива (оболочка и топливо). Она включает как нейтронно-физические аспекты повышение или 4

5 снижение обогащения урана и возможность удлинения кампании при применении более ураноемкого топлива, так и удорожание производства, а также возможность использования существующих технологий и производственного оборудования. 3. Технико-экономическая оценка расширения или потери части рынка топлива при реализации или не реализации Программы. Дополнительные аспекты - экспортный потенциал варианта толерантного топлива с защитными покрытиями может быть востребован из-за проблем коррозии твэлов зарубежных реакторов, работающих в штатном режиме, так как из-за литиевым регулирования проблема коррозии оболочек твэлов, работающих в штатном режиме, у них стоит очень остро. Дополнительный экономический эффект может быть также получен при применении такого типа твэлов в водоводяных реакторах малой мощности, в частности, в ПЭБах, где стоит вопрос коррозии циркониевых оболочек при удлинении кампании твэлов «одна загрузка на весь цикл». Сейчас для этой цели рассматривается хромоникелевая оболочка, обладающая худшими нейтроннофизическими показателями, чем циркониевая оболочка с защитными покрытиями. 4. Технико-экономическая оценка за счет снижения расходов на обеспечение безопасности реактора ВВЭР-1000 при применении более стойких к аварийным ситуациям твэлов Это один из важных критериев технико-экономической оценки применения толерантного топлива. Чтобы сделать реактор более безопасным его дополнительно усложняют за счет дополнительных систем защиты от аварийных ситуаций, в частности насосов, баков с водой и т. д. Например, главному конструктор реакторов ВВЭР Гидропресс постоянно усовершенствует свои реакторы, прежде всего за счет систем безопасности. На рис. 3 приведена структура систем безопасности реактора ВВЭР [18]. Благодаря нововведениям в лучшем варианте реактор может 72 часа оставаться безопасным без внешней помощи. Рис. 3. Структура систем безопасности реактора ВВЭР [18] 5

6 Однако следует заметить, что структура безопасности занимает много места и усложняет реактор (синие емкости с водой на рис. 1), что значительно увеличивает капитальные затраты. В результате стоимость безопасного реактора ВВЭР оказалась в два раза больше, чем реакторов производства Китая или Южной Кореи. В результате опять мы приходим к потере рынка, в данном случае, реакторного. Другим способом снижения затрат, является применение толерантного топлива, позволяющего выдержать высокие температуры и, тем самым, значительно сэкономить на системах безопасности. Экономия будет зависеть, прежде всего, от стойкости оболочечных материалов, по сравнению с циркониевой оболочкой. Подробная оценка может быть проведена только по окончанию первого этапа Программы. Расчетные работы в Программе запланированы (пункт 7.1. Расчет экономической эффективности эксплуатации АЭС, заключающийся в удешевлении сооружения АЭС, сокращении номенклатуры систем безопасности за счет новых свойств топлива). Они должны быть привязаны к свойствам оболочек. На данном этапе мы можем только приблизительно оценить данный параметр. В таблице 1 приведены сравнительные температуры (условная температура взаимодействия по степени взаимодействия с паром при том же времени взаимодействия) разных материалов и их запас по температурам, который можно пересчитать на уменьшение систем безопасности Таблица 1. Предварительная оценка экономии средств систем безопасности реактора при применении толерантного топлива Вариант оболочки Штатная циркониевая Циркониевая с покрытием Циркониевая с 100 мкм покрытием Стальные оболочки Керамические оболочки из SiC Условная температура взаимодействия, град С Запас по температуре взаимодействия, град С Экономия на системах защиты, % Ежегодная экономия на один блок ($ США) Экономия в пересчете на полную стоимость изготовления твэлов, % Из таблицы видно, что наибольший эффект дает применение керамических оболочек. Если приблизительно оценивать каждые 200 град в 10% экономии средств защиты, а они составляют почти половину от реактора, то получается = 10%*8 млрд $/50 лет или 16 млн $ на один блок ежегодно или 1 млрд рублей экономии в год. Следует дополнительно отметить, что повышение стойкости материала оболочки обеспечивает не только повышение безопасности, но одновременно позволит в перспективе увеличить допустимую температуру оболочки. Это, в свою очередь, позволит повысить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и послужит предпосылкой для повышения параметров пара 2-го контура (перегрев) и роста КПАД ЯЭУ. Это позволит улучшить техникоэкономические характеристики ЯЭУ. Данный параметр можно учесть только качественно. 6

7 5. Технико-экономическая оценка производства различного типа толерантного топлива Общие затраты на полную стоимость твэла включают в себя добычу и переработку урановой руды, конверсию в гексофторид урана, обогащение, хранение, изготовление твэла (оболочка и топливо). Общая смета затрат для производства топливной сборки с диоксидом урана для активной зоны реактора AP-1000 (аналог ВВЭР-1000) приведена в таблице 2 [19, 20]. Как видно из таблиц 2-3, основные затраты (40%) приходятся на добычу урановой руды, а затраты на изготовления твэла составляют только 12%. Таблица 2. Стоимость изготовления топливной сборки для активной зоны реактора AP-1000 [19, 20] Таблица 3. Стоимость изготовления топливной сборки для активной зоны реактора AP-1000 в относительных процентах Добыча и переработка урановой руды Стоимость за единицу [100] АР-1000, ТВС 17х17, стоимость [k$] Относительная стоимость АР- 1000, ТВС 17х17, % 75 [$/kgnatu] Конверсия 10 [$/kgnatu] Обогащение 110 [$/SWU] Хранение (DU) 11 [$/kgdu] Изготовление оболочка/топливо 250 [$/kgletu] /81 Всего /7.1 (17/60) 5.1. Технико-экономическая оценка варианта «Жаростойкие покрытия Zr-оболочек (материалы и технологии)» Наиболее простой вариант заключается в защите циркониевых оболочек от окисления тонким слоем покрытия. Иллюстрация данной концепции приведена на рис. 4 [19, 21]. 7

8 Рис.4. Схема защиты циркониевых оболочек покрытиями [19, 21] С точки зрения максимальной коррозионной стойкости идеальный вариант применение МАХ фаз, например, Ti 3 AlC 2, Ti 2 AlC и Nb 2 AlC, а также TiAlN. Однако по работоспособности (сохранению своих свойств в штатном режиме и LOCA) пока лучше всего показывает покрытие из хрома [2, 5, 6]. Влияние покрытий на нейтронную физику и, следовательно, на обогащение по урану-235 зависит от толщины применяемого покрытия. Как видно из таблицы, применение покрытий до 10 мкм практически не меняет исходное обогащение урана в 4,5%. толщины покрытий до 100 мкм приводит к увеличению обогащения на 0,4 % [19, 21, 22]. Это приводит к увеличению потребления естественного урана примерно на 10%, что составляет 4.5% от топливной сборки. Таблица 4. Зависимость обогащения топлива от толщины покрытий для одной и той же кампании твэлов [22] Так как модификации подвергается только оболочка твэла, то влияние на остальные характеристики топлива (наработанного плутония, минорных актинидов и осколков деления) незначительно. Таким образом, данная концепция по сравнению с остальными будет оказывать минимальные изменения на топливный цикл Основные дополнительные затраты будут приходиться на изменение технологии добавления операции покрытия готового твэла, а также контрольных операций. Стоимость будет зависеть от выбора технологии покрытия и его промышленного внедрения. В данном Проекте будут применены стандартные технологии (магнетронное напыление, лазерно-плазменный метод, холодное распыление и т. д.), которое применяется уже в промышленном масштабе для изготовления различных изделий в народном хозяйстве. Изготовление твэла оценивается приблизительно в 135 $/кг (см. табл. 2-3). Из них, изготовление оболочки примерно 23 $/кг (или 17 % от изготовления твэла), изготовление топлива 81 $/кг (или 60 % от изготовления твэла), остальное сборка твэла, контрольные операции и т. д $/кг (или 23 % от изготовления твэла) 8

9 Если учитывать, что стоимость изготовления циркониевых оболочек составляет только 2% от общей твэла [19], то даже удвоение оболочки незначительно повлияет на общую стоимость твэла (увеличение на 2%). Если применять покрытия толщиной 100 мкм, до стоимость твэла возрастет на 2%+4.5%=6.5% по сравнению со стоимостью штатного твэла ВВЭР Таблица 5. Оценка варианта твэла с покрытиями на циркониевой оболочке Толщина покрытия, мкм обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость Относительное повышение температуры интенсивного взаимодействия при LOCA, 0 С изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей 5 0, / ,4 10 / / В то же время оценки по остальным показателям (Экономия за счет снижения расходов на обеспечение безопасности реактора ВВЭР при применении более стойкого к аварийным ситуациям твэлов) и (Технико-экономическая оценка расширения или потери части рынка топлива при реализации или не реализации Программы), приведенные в разделах 4 и 6, дают основания предполагать общий положительный эффект в случае реализации данного варианта концепции толерантного топлива Технико-экономическая оценка варианта «Стальные оболочки (ферритномартенситные и аустенитные стали, Cr-Ni сплав)» Применение стальных оболочек разного типа снижает взаимодействие оболочек с паром при LOCA. В среднем, в зависимости от состава стали температура заметного взаимодействия с паром примерно на град выше, чем для циркония, что увеличивает время стабильного состояния твэлов при LOCA. При этом выделение тепла при реакции стали с паром примерно в 20 раз меньше, чем при реакции с цирконием [23]. Это исключает саморазогрев твэла при реакции с паром. К тому же, по сравнению с вариантом циркониевых оболочек с покрытиями, здесь нет риска отслоения покрытий или их растрескивания, (так как материал однородный) и, следовательно, снижения защитных свойств. В то же время температура плавления стальных оболочек в среднем, на 400 град меньше, чем у циркония ( С и С соответственно). К тому же сталь имеет более высокие механические свойства, чем цирконий. До 1980 года около твэлов со сталью 304SS облучались в реакторах PWR до среднего выгорания 46 МВт*сут/кгU [24]. Однако ввиду худших нейтронно-физических характеристик и относительно низкой температуры плавления применения в реакторах типа ВВЭР не нашли. При применении стальных оболочек следует учитывать дополнительные факторы. Это, ужесточение нейтронного спектра за счет захвата нейтронов и повышенная диффузия трития (почти в 50 раз) через оболочку твэла. Это приводит к дополнительным расходам на применение геттеров или барьеров для диффузии трития и контроль его количества. ВНИИНМ имеет большой опыт изготовления и эксплуатации стальных оболочек как для реакторов на быстрых нейтронах, так и водо-водяных малых реакторов типа ПЭБ (плавучий атомный энергоблок), ледоколов, а также для высокопоточного исследовательского реактора СМ-2 [25-42]. Поэтому в этой области мы пока лидеры. Внешний вид стальных труб разных типоразмеров для быстрых и тепловых реакторов представлен на рис. 5. [19, 32, 34]. Стальные 9

10 оболочки диаметром от 2 до 30 мм с толщиной стенки от 0.1 до 0.7 мм могут быть изготовлены в промышленном масштабе [19, 32, 34]. Рис. 5. Внешний вид стальных труб разных типоразмеров для быстрых и тепловых реакторов (ВНИИНМ) [19, 32, 34] Во ВНИИНМ также разработаны технологии получения твэлов сложной формы, позволяющих увеличить теплоотдачу и мощность реактора. Разработанное дисперсионное топливо в стальных оболочках в малых водо-водяных реакторах позволило достичь: - максимального выгорания 1,0 г-оск/см 3 под оболочкой твэла, что равносильно выгоранию 120 MW*d/kgU твэла реактора ВВЭР-1000), при толщине оболочки мм [19, 32, 34] Собрана база данных по свойствам и реакторным испытаниям оболочек, а также разработаны программы расчета эксплуатационных свойств оболочек применительно к реакторам ПЭБ, СМ-2 и частично ВВЭР-1000 [41-42]. В российской программе на первом этапе будут исследоваться и применяться уже разработанные радиационно-стойкие оболочки для малых и быстрых реакторов ферритномартенситного и аустенитного классов, включая Cr-Ni сплав (42ХНМ) после их адаптации к условиям работы реактора ВВЭР. Для дальнейшего улучшения свойств сталей будут применяться ДУ стали ферритно-мартенситного и аустенитного классов. Высокий захват тепловых нейтронов вынуждает повышать обогащение топлива и уменьшать толщину оболочки. В последнем случае помимо уменьшения количества стали в активной зоне, увеличивается доля урана в твэле, что частично нейтрализует ухудшение нейтронной физики. Повышенный захват нейтронов требует повышения обогащения топлива. Так, для ферритных сталей, например Fe-20Cr-5Al, требуется увеличение обогащения на 1%, для аустенитных сталей с 20% никеля на 1,5%, для хромо-никелевого сплава на 2% [24, 43, 44, 45 ]. Это приводит к большему потреблению естественного урана на 24%, 36% и 48% соответственно (табл. 6), рис. 6 [19, 43] 10

11 Таблица 6. Оценка варианта твэла со стальными оболочками толщиной 0,57 мкм Вариант сталей Ферритномартенситные, (включая FeCrAl) обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость Относительное повышение температуры интенсивного взаимодействия при LOCA, 0 С 1,0 24 / (300) изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей 0 / Аустенитные 1,5 36 / / Cr-Ni сплав 2,0 48 / / (42ХНМ) Рис. 6. Изменение k-inf при применении разного материала оболочек [45] Поэтому применяется другой подход утонение толщины оболочки и увеличение диаметра топливной таблетки. Следует отметить, что утонение оболочки до определенной толщины следует обосновать, учитывая коррозию, фреттинг, устойчивость под внешним давлением и т. д. Приблизительные оценки показывают возможность утонения оболочки с 570 мкм (как у циркониевых сплавов) до 300 мкм. Реакторные испытания твэлов с такой толщиной оболочки в малых водо-водяных реакторах проводились неоднократно [36-39, 41-42]. Максимальное достигнутое выгорание под оболочкой твэла составляло 1 г-оск/см 3, что в переводе на штатный твэл реактора ВВЭР-1000 равно 120 МВт*сут/кгU при минимальной толщине оболочки 150 мкм. 11

12 Уменьшение толщины оболочки на 270 мкм приводит к увеличению диаметра топливной таблетки на 540 мкм, что увеличивает объем топлива на 14% рис. 7, табл. 7 [19, 43]. Рис. 7. Изменение обогащения урана при уменьшении толщины оболочки [19, 43, 45] В этом случае для ферритных сталей обогащение топлива и длина кампании в эффективных сутках останется такой же, как для штатного твэла с циркониевой оболочкой, то количество топлива и, следовательно, используемого естественного урана будет на 14% больше [19, 43]. В этом случае стоимость твэла увеличится на 5,6%. При применении аустенитных сталей с оболочкой 300 мкм потребуется увеличение обогащения на 0,5%. В этом случае потребуется дополнительно 12% естественного урана на увеличение обогащения и 14% на увеличение объема топлива, т. е. дополнительно 26% естественного урана. В этом случае стоимость твэла увеличится на 10,6%. При применении Cr-Ni сплава (42ХНМ) с оболочкой 300 мкм потребуется увеличение обогащения на 1,0%. В этом случае потребуется дополнительно 24% естественного урана на увеличение обогащения и 14% на увеличение объема топлива, т. е. дополнительно 38% естественного урана. В этом случае стоимость твэла увеличится на 15,2%. Однако именно этот вариант оболочки имеет лучшую радиационную и коррозионную стойкость, по сравнению с оболочками из ферритно-мартенситных и аустенитных сталей. Если оценивать сравнительную стоимость изготовления стальных оболочек, по сравнению с циркониевыми, то она практически не отличается и данный тип оболочек производится в промышленном масштабе для малых водо-водяных и быстрых реакторов. Дополнительные расходы будут только при переходе на другой размер оболочек 9,1х0.57 мм для ВВЭР Для водо-водяных реакторов применяются в основном оболочки 7,0х0,3 мм, а для быстрых 6,9х0,4 мм. 12

13 Таблица 7. Оценка варианта твэла со стальными оболочками толщиной 0,3 мкм Вариант сталей Ферритномартенситные, (включая FeCrAl) обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость Аустенитные 0, =26 / 10,6 Cr-Ni сплав 1, =38 / (42ХНМ) 15.2 Относительное повышение температуры интенсивного взаимодействия при LOCA, 0 С 14 / 5, (300) изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей 0 / 0 5, / 0 10, / 0 15,2 Однако следует учитывать также тот факт, что при применении штатного топлива из диоксида урана увеличение обогащения может превысить 5% барьер. В этом случае предстоят дополнительные расходы на лицензирование топлива. В то же время Программа перехода на обогащение свыше 5 % (до 8% обогащения) уже запущена кампаниями ТОШИБА и Вестингхаус [///], а с 2016 года рассматривается концерном ТВЭЛ и рядом других стран. Этого связано как с реализацией Программ по разработке толерантного топлива, так и с дополнительной экономической выгодой от удлинения кампании твэлов, которая с лихвой покрывает данные затраты. Поэтому данный тип расходов могут быть отнесен в стоимость других Программ. В случае же применения стальных оболочек с другим видом толерантного топлива ураноемким топливом на основе нитридов, металлокерамики или композитного топлива, то оно с избытком компенсирует затраты на расход природного урана за счет значительного удлинения кампании твэл Технико-экономическая оценка варианта «Керамические оболочки из SiС» Наиболее перспективный в стратегическом плане вариант, который может полностью решить основные проблемы оболочек и твэлов не только тепловых, но и быстрых реакторов. Поэтому этим направлением занимаются практически все страны. Однако это самый технологически сложный и длительный по времени разработки вариант. Этим направлением занимаются практически все страны [1-10, 46-49]. Преимущества: Оболочки из SiC обладают на 25 % меньшим значением сечения захвата тепловых нейтронов, чем циркониевые сплавы. SiC не реагирует с водой при повышенных температурах. Фактически, степень коррозии карбида кремния на порядки ниже, чем у циркония. Использование в реакторах типа ВВЭР и РБМК оболочек твэлов из карбида кремния обеспечит радикальное повышение радиационной безопасности современных АЭС. Оболочки из SiC обладают самой высокой жаропрочностью. Все эти преимущества дополнительно позволяют улучшить работоспособность твэлов, увеличить выгорание и повысить мощность реактора Но проблемы очень большие. SiC хрупок, и сложно изготовить тонкостенные оболочки. Поэтому за рубежом (а потом и у нас) пошли по пути создания композитов из SiC оплетка 13

14 фибров (тонких волокон) из SiC пропитывается растворами, а потом из газовой фазы внутри и снаружи оболочки снова наносится покрытие из SiC. Сами фибры тонкие волокна из SiC очень дороги и могут изготавливаться только в Японии и в США по специальной технологии. Сейчас они появились также в Китае, и запланирована их разработка в России. Однако даже этот наукоемкий и высокотехнологичный способ изготовления оболочек не полностью удовлетворяет требованиям оболочек твэлов ВВЭР. Сложность герметизации, некоторая пористость и, следовательно, возможная газопроницаемость. Также деградация некоторых свойств (теплопроводности) под облучением. Один из вариантов решения этих проблем переход к металлокерамике, а также металлизирование поверхности керамических оболочек. На рисунке 8 приведены образцы SiC композитов, изготавливаемых в Китае. Наибольшего успеха добился Вестингхаус изготовлена полномасштабная оболочка для PWR. Рис. 8. Некоторые образцы SiC композитов В нашем институте также ведутся работы в этом направлении. Изготовлены образцы труб разными методами, исследованы их свойства (рис 9) [13, 49]. Рис. 9. Внешний вид оболочек из SiC композита и структура внешнего слоя (ВНИИНМ) [13, 49] Так как меняется только оболочка твэла, то влияние на остальные характеристики топлива (наработанного плутония, минорных актинидов и осколков деления) незначительно. Таким 14

15 образом, данная концепция по сравнению с остальными будет оказывать минимальные изменения на топливный цикл. Основные дополнительные затраты будут приходиться на изменение технологии изготовления оболочек. Предварительная оценка изготовления твэлов с оболочками из SiC проведена за рубежом [19, 50-52]. Был просчитан самый пессимистичный вариант, основанный на имеющейся на тот момент технологии изготовления оболочек, применения таблетки с дыркой и т. д. Основной вклад в стоимость вносило производство фибров, которое на тот момент было еще не отработано. Не были учтены дополнительные положительные факторы продление кампании, увеличение мощности реактора и т. д. Результаты оценки приведены в таблице Таблица 8. Сравнение изготовления PWR сборки реактор АР-1000 с обычной оболочкой и оболочкой из SiC [50] Как видно, основное удорожание связано с изготовлением самих оболочек (коэффициент 6.9 для изготовления всего твэла, и, примерно 60, если учитывать только изготовление оболочки), что повысило общую стоимость твэлов почти на 75%, или 60%, если не учитывая дополнительные накрутки в виде таблетки с дыркой и т. д. Однако, как указывают авторы в работе [51] стоимость может быть значительно снижена при удешевлении производства фибров или перехода к другой технологии. К тому же при удлинении кампании этот коэффициент снижается до 3-4, а удорожание стоимость твэлов, соответственно будет превышать штатный твэл на Это самый пессимистичный вариант зарубежного твэла по их оценкам. Теперь рассмотрим Российскую Программу. Она включает в себя изготовление фибров по новой технологии, а также безфибровые конструкции с применением металлокерамики. В этом случае стоимость многократно уменьшается. Оценочная стоимость изготовления отечественных фибров в 3 раза меньше, плюс сама технология изготовления твэла с фибрами уменьшается в два раза. Таким образом стоимость изготовления самих оболочек из SiC уменьшается в 6 раз, по сравнению с зарубежными аналогами (только в 10 раз дороже штатных циркониевых), а стоимость изготовления твэла увеличивается только на 60 %. Если учитывать, что стоимость изготовления циркониевых оболочек составляет только 2% от общей твэла, то даже увеличение оболочки в 6 раз увеличит общую стоимость твэла на 12%. Если же рассматривать металлокерамический вариант твэла без применения фибров из SiC, то он, естественно, будет дешевле. Окончательную оценку можно будет провести только после внедрения технологии на заводе. Пока, по предварительным оценкам, удорожание оболочек увеличится в 5 раз, по сравнению со штатными из циркониевых сплавов, 15

16 изготовление твэла увеличится на 30%, а общая стоимость твэла возрастет на 6%. Сводные данные приведены в таблице 9. Таблица 9. Оценка варианта твэла с покрытиями на циркониевой оболочке Вариант керамического твэла изготовления оболочки, % изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей С фибрами из SiC Керамика без фибров Металлокерамика Следует отметить, что мы не учитывали дополнительные положительные факторы от внедрения керамических оболочек как увеличение выгорания, повышения мощности реактора, возможности их применения в реакторах на быстрых нейтронах и т. д. Они могут быть оценены только на заключительных этапах выполнения Программы. Также следует учитывать, что компенсация затрат может быть получена за счет применения высокоплотного «холодного» толерантного топлива с оболочками из SiC. Например, нитрида урана, металлокерамического или композитного топлива. В последнем случае (композитное топливо) оболочка меньше нагружается при распухании топлива из-за его пластичности и наличия компенсационной пористости в топливе, что должно увеличить работоспособность твэла Технико-экономическая оценка варианта «Холодное ураноемкое композитное топливо дисперсионного типа» Одним из направлений разработки устойчивого к авариям топлива (ATF) является разработка «холодного» топлива, позволяющего снизить температуру при аварийных ситуациях, особенно в начальной стадии за счет меньшего количества запасенного тепла. Низкие рабочие температуры топлива ( С) обеспечиваются при теплопроводности топлива более 10 Вт*м/град [1-6, 53, 54]. При этом желательно наличие диффузионного сцепления между оболочкой и топливным сердечником, что позволяет еще больше снизить температуру топлива (рис. 10) [13-15]. Топливо должно обладать повышенной, по сравнению с диоксидом урана ураноемкостью, чтобы компенсировать затраты на изготовление топлива и улучшить технико-экономические показатели. 16

17 Рис. 10. Изменение максимальной температуры топлива в зависимости от времени]. График для композитного топлива выделен черным пунктиром [11, 13-15, 54] Повышение ураноемкости может позволить или снизить обогащение топлива, или удлинить кампанию твэлов. В результате можно получить дополнительное количество эффективных суток с того же количества твэлов. А это выливается в экономию при производстве твэлов, экономию при транспортировке и переработки твэлов, повышению КИУМ и т. д. Стоимость одной дополнительно эффективной сутки составляет 1 млн $, что значительно компенсирует затраты на использования большего количества урана, загружаемого в твэл при применении ураноемкого топлива. Попытки модифицировать штатное топливо с диоксидом урана с целью увеличения ураноемкости могут привести к снижению работоспособности твэл. Например, рассмотрим последние модификации, направленные на повышение содержания урана твэле с целью увеличения выгорания. Чтобы напихать внутрь оболочки больше топлива ликвидируют отверстие в центре таблетки, которое создавалась для уменьшения температуры в твэле и снижения газовыделения, что снижает стойкость к LOCA [15, 55]. Затем, заполняют газосборник таблетками, уменьшая объем для газовых осколков деления. И, наконец, утоняют оболочку твэла, уменьшая ее толщину с 0,75 до 0,57 мм (рис. 11). А это значительно уменьшает прочность твэла, не говоря о защите от коррозии. И все равно, несмотря на столь существенные изменения, удается выиграть только 7-10% по ураноемкости. Но, учитывая тот факт, что при повышенном выгорании в таблетки топлива дополнительно приходиться вводить выгорающий поглотитель из окиси гадолиния, то выигрыш в ураноемкости снижается до 5-7%. Рис. 11. Схема усовершенствования штатного твэла на основе диоксида урана [15, 55] Во ВНИИНМ для реакторов типа ВВЭР и PWR сейчас разрабатывается инновационное топливо на базе композитов, представляющее собой высокоплотное металлическое топливо, в том числе 17

18 U 3 Si в матрице из циркониевых сплавов [56-70]. В композит может также добавляться керамическое топливо порошок PuO 2 (аналог МОХ). Композитное топливо имеет также внутреннюю регулируемую пористость для компенсации распухания и размещения газообразных продуктов деления VNIINM Интерпретация LNNL (USA) нового подхода ВНИИНМ (P. Turchi and M. Fluss) Why Metallic Inert Matrix Fuel (IMF) Composite Fuel of dispersion type? High irradiation resistance High thermal conductivity Optimum fission gas management and minimum swelling (pore region) Metallurgical bond between fuel and cladding, and at the same time, protection against fuel-cladding interaction ВНИИНМ ВНИИНМ Рис. 12. Схема композитного топлива, интерпретация композитов LLNL (США) и структура композитов [62, 67-68] Конструктивно дисперсионный топливный сердечник состоит из равномерно распределенных гранул топлива повышенной плотности из сплавов U-Mo, U-Nb-Zr, U 3 Si, металлургически сцепленных между собой и с оболочкой твэла специально разработанными матричными сплавами на основе циркония с температурой плавления С (рис. 12, 13). При этом в топливном сердечнике сохраняется регулируемая пористость от 16 до 38 % для компенсации распухания топлива. Применительно к тепловым реакторам новое топливо будет иметь лучшие нейтронно-физические характеристики, что, в конечном счете, снизит себестоимость производимой электроэнергии. 18

19 Свойства топливных композиций [62, 67-68] Таблица 10 Дисперсионное топливо U 3 Si U-9Mo U-1.5Mo-1.0Zr U-5Nb-5Zr U-3Nb-1.5Zr UO 2 таблетка Содержание урана в 66% o топливной композиции 8.5 (г/см 3 под оболочкой 72% твэла) при объемной доле топлива содержания урана по сравнению с таблеткой из UO 2, % Теплопроводность при 500 С, W m -1 К -1 Слой взаимодействия при 750 С в течении 6000 часов, µm Скорость коррозии в воде при C (г/м 2 ч) В твэлах, изготовленных методом капиллярной пропитки, объемная доля топлива составляет 66-72%. Поэтому при применении ураноемкого топлива, достигается ураноемкость г/см 3 под оболочкой твэла (табл. 10). Рис. 13. Микро и макроструктура модифицированного топлива с большей объемной долей урана (72% по объему под оболочкой твэла) и внешний вид образца твэла типа ВВЭР-1000 (диаметр 9.1 мм), изготовленного методом капиллярной пропитки [62, 67-68] Композитное топливо может рассматриваться как толерантное топливо в соответствие со следующими критериями [11, 13]: - высокая теплопроводность, - наличие металлургического сцепления оболочки с сердечником приводит к дополнительному уменьшению рабочей температуры топлива и делает твэлы работоспособными в режиме переменных нагрузок, - высокая ураноемкость топлива, более чем на 20% превышающая ураноемкость штатного топлива с таблеткой из диоксида урана, что позволит не только компенсировать ухудшение нейтронно-физических характеристик реактора при применении, например, стальных оболочек твэлов, но даже и снизить обогащение топлива. - покрытое топливо (частички топлива распределены в металлической матрице, которая служит также как геттер). Технико-экономическая оценка изменения нейтронно-физических параметров топлива Повышение ураноемкости может позволить или снизить обогащение топлива, или удлинить кампанию твэлов. В данной работе мы рассматриваем только второй вариант, так как экономию от первого варианта можно оценить только после полных нейтронно-физических расчетов, которые запланированы в пунктах 7.2, 7.3 и 7.6 данной Программы. 19

20 При удлинении кампании можно получить дополнительное количество эффективных суток с того же количества твэлов. А это выливается в экономию при производстве твэлов, экономию при транспортировке и переработке твэлов, повышению КИУМ и т. д. Стоимость одной дополнительно эффективной сутки составляет 1 млн $, что значительно компенсирует затраты на использования большего количества урана, загружаемого в твэл при применении ураноемкого топлива. Попробуем оценить положительный эффект по одному критерию уменьшению количества производимых твэлов при той же энерговыработке, считая остальные как дополнительный качественный вклад в экономические характеристики данного топлива. Для расчета рассматриваем 18 месячную кампанию штатного топлива из диоксида урана с тремя перегрузками. Нейтронная физика композитного топлива зависит от многих параметров, так как состав композита может варьироваться как по составу, ураноемкости и объемной доле топлива, так и по составу, объемной доле матрицы, а также объему пор. Дополнительно в композит могут вводиться компоненты, повышающие температуру плавления композита (тугоплавкие элементы или керамика), а также служащие выгорающим поглотителем. Тем самым можно снижать число СВП в сборке и улучшить регулирование управлением реактора. В некоторых вариантах композита в качестве матричного сплава может применяться циркониевый сплав типа ЦЖБ, в состав которого в качестве легирующего элемента входит бериллий (до 2.5% масс). В этом случае его общее количество в зоне будет эквивалентно применению диоксидного топлива с 10% мольными долями окиси бериллия. При этом, несмотря даже на 10% уменьшения доли урана в таблетке кампания твэлов не уменьшается за счет генерации бериллием вторичных медленных нейтронов и значительного улучшения нейтронной физики. Дополнительным преимуществом композитного топлива является металлургическое сцепление топлива с оболочкой. При этом не только дополнительно уменьшается температура топлива на С, но и твэл становится работоспособным в режиме переменных нагрузок, как твэлы малых и ледокольных реакторов. А это дает дополнительные преимущества при эксплуатации атомных станций. Например, Чтобы перевести во Франции реактор даже в слабый режим маневрирования мощности (со 100 до 75% и обратно с малой скоростью), то потребовалось уменьшить выгорание с 60 до 44 МВт/сут*кг U. Иначе твэлы не выдерживали долго данный режим эксплуатации реактора. На данном этапе оценки мы не будет учитывать дополнительные положительные факторы. Они будут исследованы в ходе выполнения Программы, а примем во внимание только фактор увеличения ураноемкости. Поэтому мы обобщаем весь спектр композитного топлива и рассматриваем два основных варианта, в которых увеличение ураноемкости под оболочкой твэла по сравнению со штатным твэлом из диоксида урана составляет 25 и 35% соответственно. Предварительные расчеты изменения реактивности реактора для композитного топлива разного состава приведены в работах [68, 71 ] (рис. 14) k-inf 1,40 1,30 1,20 1,10 UO 2 pellet Composite fuel 1,00 0,90 0,80 0,00 1,00 2,00 3,00 4,00 5,00 6,00 7,00 8,00 9,00 10,00 Effective burnup [x10 4 MWd/t] Y. Takada, Y. Shimazu, (INES-3), 2010, Tokyo, Japan 20

21 Рис. 14. Зависимость К-инф от эффективного выгорания для штатного топлива из диоксида урана и композитного топлива при обогащении 4,95% по урану-235 [68, 71] Так как отрицательным фактором является наличие молибдена в топливе, что увеличивает захват тепловых нейтронов, то мы рассматриваем два варианта. Первый применение природного молибдена. Второй применение молибдена, обедненного по изотопу Mo-95. В этом случае оценивались также затраты на разделение изотопов молибдена. В таблице 11 приведены расчетные данные для варианта с использованием природного молибдена, а в таблице 12/ для варианта с использованием обедненного молибдена. Как видно из таблицы 11, кампания твэлов по варианту 1 увеличивается на 17% и 27% соответственно, а по варианту 2 на 25% и 42 % соответственно. Так же уменьшается количество изготавливаемых твэлов, и, следовательно, уменьшается общая стоимость твэлов. Применение обедненного молибдена значительно улучшает нейтронно-физические характеристики и экономические показатели, поэтому далее сделана предварительная оценка работ по производству обедненного молибдена. Таблица 11. Оценка общей варианта твэла с композитным топливом и природным молибденом за счет улучшения нейтронно-физических параметров Вариант топлива Композитное 1 Металлокера мическое 2 ураноемкости, % кампании в эффективных сутках, % Уменьшение количества изготавливаемых твэлов % Уменьшени е общей КИУМ Таблица 12. Оценка общей варианта твэла с композитным топливом и обедненным молибденом за счет улучшения нейтронно-физических параметров Вариант топлива Композитное 1 Композитное 2 ураноемкости, % кампании в эффективных сутках, % Уменьшение количества изготавливаемых твэлов % Уменьшени е общей КИУМ Следует отметить, что в расчете металлокерамического топлива мы не учитывали применение молибдена обедненного по изотопу Mo-95. При использовании изотопов молибдена, несмотря на дополнительную стоимость по их разделению, эффективность от их применения значительно перекрывает затраты, что дает дополнительный вклад в улучшение техникоэкономических показателе. Расчет по разделению изотопов молибдена 21

22 Целесообразность разделения изотопов молибдена возникла еще в 2002 году в рамках программы перевода исследовательских реакторов на низкообогащенное уран-молибденовое топливо ]19, 72]. При этом кампания исследовательских реакторов увеличивается на 4-6% при снижении его концентрации в три раза, и 6-8% при снижении его концентрации до 1%. В составе природного молибдена сильно поглощает нейтроны только один изотоп Mo-95, который составляет 16% от природного (рис15, 16).[19, 72]. Рис. 15. Изотопный состав природного молибдена.[19, 72]. Рис. 16. Сечение поглощения тепловых нейтронов изотопами молибдена..[19, 72].. Так как доля нейтронно-прозрачных изотопов молибдена Mo 92,94 и Mo 98,100 в природном молибдене в раз выше распространенности U 235, то стоимость целевых нейтроннопрозрачных изотопов молибдена может быть по крайней мере в 30 раз ниже эквимольных количеств высокообогащенного урана-235. Разделение изотопов молибдена может производиться на тех же центрофугах для разделения изотопов урана. Полупромышленное производство уже освоено [73, 74] Приблизительная оценка разделения изотопов приведена в работе [73] В весовом отношении 1 к 1 она составляет затратам на обогащение урана до 3.3%. Стоимость обогащения до 4,5% составляет 10% от твэла, а до 3,3% - 7% от твэла. Количество молибдена в урановом сплаве 4-9%. Тогда стоимость разделения изотопов молибдена будет составлять 0,3-0,6% от твэла. То есть ощутимая выгода применять в композитном топливе нейтроннопрозрачные изотопы молибдена. 22

23 Стоимость изготовления твэла на заводах изготовителях Хотя технология изготовления композитного топлива значительно отличается от штатной, тем не менее основные его составляющие могут быть произведены на заводах изготовителях на стандартном оборудовании с использованием освоенных технологий. Выплавка уран-молибденового и легированного топлива освоена на НЗХК и СХК. Выплавка циркониевых матричных сплавов можно производить на Чепецком заводе, а также на НЗХК или МСЗ, где имеются индукционные плавильные печи. В отличие от производства оболочечных сплавов из циркония, где требуются дуговые печи, высокие температуры и высокий вакуум, плавка матричных сплавов может вестись при относительно низких температурах ( С), среднем вакууме и в индукционных печах [67]. К тому же сплавы малочувствительны к примесям, в их состав входит железо. Поэтому для их изготовления могут применяться отходы циркониевого производства, что дополнительно снижает стоимость затрат. Гранулы из урановых и молибденовых сплавов могут изготовляться на промышленном оборудовании НЗХК, где изготавливаются гранулы уран-молибденовых сплавов для исследовательских реакторов. Само же изготовление твэла включает две основные операции виброзасыпку смеси гранул и кратковременный отжиг при С (1-5 минут) для прохождения процесса жидкофазного спекания (капиллярной пропитки) [56-61]. Технологии виброзасыпки применяются на МСЗ для изготовления твэлов ледокольных реакторов, а печи для нагрева есть везде. Так как оболочка твэла, сборка твэла и конечные операции при этом не меняются (изменяется только топливный сердечник), то по приблизительным оценкам удорожание технологии изготовления твэла не превысит 20%, что составляет 4% от общей твэла. Так как применяется примерно на % более ураноемкое топливо, то при сохранении того же обогащения, как и штатном топливе, количество обогащенного урана, а, следовательно, и используемого естественного урана будет на % больше [19, 43]. В этом случае стоимость твэла увеличится на % (см. табл 13) Таблица 13 Оценка изготовления варианта твэла с композитным топливом Вариант топлива обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей Композитное / / 4 14 Композитное / / 4 18 Таким образом, получаем итоговую экономическую оценку применения более ураноемкого композитного топлива (табл 14). Удлинение кампании твэлов значительно компенсирует остальные расходы, в том числе расход природного урана. Применение обедненного молибдена значительно перекрывает расходы на его производство. В результате итоговая стоимость изготовления твэла уменьшается на 10.4% при увеличении ураноемкости топлива на 25% и уменьшается на 24.4% при увеличении ураноемкости топлива на 35%. Это без учета увеличения КИУМ. Дополнительные преимущества - работоспособность данного типа топлива в режиме переменных нагрузок, улучшение нейтронно-физических 23

24 характеристик реактора за счет наличия бериллия в композите, и возможность введения выгорающих поглотителей в состав композитного топлива. Произведенный в ходе выполнения Программы обедненный по изотопу Mo-95 молибден имеет экспортный потенциал для применения в исследовательских реакторах, где используется уран-молибденовое топливо. Применение обедненного молибдена позволяет продлить кампанию данных реакторов на 5-6 % [72]. Таблица 14. Оценка общей варианта твэла с с композитным топливом и обедненным молибденом Вариант топлива Композитно е 1 Композитно е 2 Увеличени е ураноемкос ти, % Вклад в стоимость твэла (оболочка и топливо) при его изготовлении на заводе % Вклад в стоимость твэла за счет удлинения кампании, % Изменение общей Маневрир ование мощност и Улучшен ие физики реактора Технико-экономическая оценка варианта «Нитридное топливо» Нитридное топливо разрабатывается уже давно, преимущественно для твэлов реакторов на быстрых нейтронах и перспективно для применения в качестве толерантного топлива для реактора типа ВВЭР-1000 [1-10]. Оно имеет высокую температуру плавления ( С), хорошую теплопроводность (20 Вт/м-К вместо 4 Вт/м-К у UO 2 ), высокую плотность по урану (13.5 г/см 3 вмсто 9.6 г/см 3 у UO 2 ), совместимость с материалами различных оболочек, хорошую радиационную стойкость и удержание продуктов деления. Теплоемкость UN на 25% меньше, чем у UO 2 (230 и 300 Дж/кг-К при С соответственно). Основным недостатком нитридного топлива является большой паразитный захват тепловых нейтронов, что вынуждает применять изотоп азота-15, что требует затрат на его получение. Также его относительно низкая коррозионная стойкость в воде требует или применение его в смеси с порошком U 3 Si 2,или дополнительного легирования. ВО ВНИИНМ разработано смешенное нитридное топливо для быстрого реактора БРЕСТ-300 со свинцовым теплоносителем [75-78]. Однако для применения в реакторах типа ВВЭР оно должно быть модернизировано в с целью увеличения коррозионной стойкости и применением изотопа N 15 c меньшим захватом тепловым нейтронов. Внешний вид топлива после облучения в реакторе Бор-60 приведен на рис

25 Рис. 17. Внешний вид топлива после облучения в реакторе Бор-60 [77, 78] В первом приближении технико-экономическая оценка применения нитридного топлива будет близкой к композитному топливу. Она также будет включать две основные составляющие. Изменение нейтронной физики при применении высокоплотного топлива, и изменение технологии изготовления топлива с учетом имеющегося оборудования и технологических цепочек на заводах-изготовителях твэлов. Технико-экономическая оценка изменения нейтронно-физических параметров нитридного топлива Повышение ураноемкости может позволить или снизить обогащение топлива, или удлинить кампанию твэлов. В данной работе мы рассматриваем только второй вариант, так как экономию от первого варианта можно оценить только после полных нейтронно-физических расчетов, которые запланированы в пунктах 7.2, 7.3 и 7.6 данной Программы. При удлинении кампании можно получить дополнительное количество эффективных суток с того же количества твэлов (рис. 18) [79]. А это выливается в экономию при производстве твэлов, экономию при транспортировке и переработке твэлов, повышению КИУМ и т. д. Стоимость одной дополнительно эффективной сутки составляет 1 млн $, что значительно компенсирует затраты на использования большего количества урана, загружаемого в твэл при применении ураноемкого топлива. Попробуем оценить положительный эффект по одному критерию уменьшению количества производимых твэлов при той же энерговыработке, считая остальные как дополнительный качественный вклад в экономические характеристики данного топлива. 25

26 Рис. 18. Зависимость К-инф от выгораниядля BWR с диоксидным и UN-U 3 Si 5 в циркониевуой оболочке [79] Для расчета рассматриваем 18 месячную кампанию штатного топлива из диоксида урана с тремя перегрузками. Пока не будем учитывать стоимость обогащения азота по азоту-15. Пока эта стоимость велика, но сейчас компания Вестингхаус проводит работы по снижению издержек производства данного изотопа. Ураноемкость нитридного топлива больше на 40%, чем диоксидного. При этом кампания твэлов увеличивается на 50%, так же как и уменьшается количество изготавливаемых твэлов, и, следовательно, уменьшается общая стоимость твэлов. Таблица 15. Оценка вклада в стоимость варианта твэла с нитридным топливом за счет улучшения нейтронно-физических параметров Вариант топлива обогащения топлива, % кампании в эффективных сутках, % Уменьшение количества изготавливаемых твэл % Уменьшение общей КИУМ UN c изотопом N Стоимость изготовления твэла на заводах изготовителях Нитридное топливо изготавливается по штатной заводской технологии на СХК.. Так как оболочка твэла, сборка твэла и конечные операции при этом не меняются (изменяется только топливный сердечник), то по приблизительным оценкам удорожание технологии изготовления твэла не превысит 5%, что составляет 1.25% от общей твэла. Так как применяется примерно на 40% более ураноемкое топливо, то при сохранении того же обогащения, как и штатном топливе, количество обогащенного урана, а, следовательно, и используемого естественного урана будет на 40% больше [19, 43]. В этом случае стоимость твэла увеличится на 10% (см. табл 16). 26

27 Таблица 16. Оценка изготовления варианта твэла с нитридным топливом Вариант топлива обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей UN c изотопом N / 16 5 / Таким образом, получаем итоговую экономическую оценку применения более ураноемкого металлокерамического топлива (табл 17). Удлинение кампании твэлов значительно компенсирует остальные расходы, в том числе расход природного урана. В результате итоговая стоимость изготовления твэла уменьшается на 38.75%. Однако следует дополнительно учитывать большие затраты на изготовление изотопа N-15, а также необходимое легирование или покрытие таблеток нитрида урана для защиты от коррозии, что, помимо производственных затрат, также может снижать нейтронно-физические и, следовательно, экономические показатели применения нитридного топлива. Таблица 17. Оценка общей варианта твэла с нитридным топливом Вариант топлива обогащения топлива, % Вклад в стоимость твэла (оболочка и топливо) при его изготовлении на заводе % Вклад в стоимость твэла за счет удлинения кампании, % Изменение общей Вклад обогащение по азоту-15 в увеличение UN c изотопом N ? 5.6. Технико-экономическая оценка варианта «Металлокерамическое топливо» Металлокерамическое топливо [11-14, 80] является отечественной улучшенной модификацией таблеточного U-Mo топлива (U-10% Mo и U-7% Mo), являющегося одним из вариантов толерантного топлива, разрабатываемого за рубежом, в частности, в PNNL, США [19, 81] (рис. 19)/ 27

28 Рис. 19 Концепция U-Mo топлива с осевым отверстием [81] Преимущества уран-молибденового топлива по сравнению с диоксидом урана это, прежде всего, высокая теплопроводность (cold fuel) (37 и 4 Вт/м*К соответственно), а теплоемкость примерно в два раза меньше (245 и 300 Дж/кг*К при С соответственно). Ураноемкость U- Mo топлива на 70% выше, что может позволить или снизить обогащение топлива, или удлинить кампанию твэлов [19, 81]. В результате можно получить дополнительное количество эффективных суток с того же количества твэлов. А это выливается в экономию при производстве твэлов, экономию при транспортировке и переработки твэлов, повышению КИУМ и т. д. Стоимость одной дополнительно эффективной сутки составляет 1 млн $. С другой стороны, данное топливо имеет недостатки. Это, относительно невысокая температура плавления ( С) и температура ликвидуса ( С), ощутимый захват тепловых нейтронов у природного молибдена и большую величину распухания, по сравнению с диоксидом урана. Это вынуждает применять топливо с отверстием внутри для компенсации распухания (рис. 19). В результате преимущество по ураноемкости под оболочкой твэла снижается до 40%, хотя это очень большая величина. Мы модифицировали уран-молибденовый сплав, получив металлокерамическую структуру (рис. 20) [11-14, 80, 82] Рис. 20. Структура легированного UMo двухфазного сплава, [80, 82] С этой целью в уран-молибденовый сплав дополнительно вводится Si, C, N, O, а также Ti, Zr, Nb. Структура сплава представляет собой матрицу из уран-молибденового сплава и керамические фазы по границам зерен на основе нитридов, карбидов, силицидов, оксидов. 28

29 Объемная доля керамических фаз от 10% до 40%. Хотя в результате легирования ураноемкость уран-молибденового сплава немного снижается, однако она все равно на 40-50% превышает ураноемкость диоксида урана и практически такая же, как у варианта уранмолибденового сплава с отверстием внутри. При этом улучшаются следующие свойства, по сравнению с исходным нелегированным уран-молибденовым сплавом: 1. Температура ликвидуса, которая определяет размерную устойчивость топлива, увеличивается до С. 2. Усиливаются межатомные связи, в связи с чем снижается величина распухания. 3. Снижается количество молибдена, что улучшает нейтронно-физические характеристики топлива. В дальнейшем предполагается разделение изотопов и использование обедненного по Mo-95 молибдена (см. пункт 4.3 Программы и раздел 5.4 данного отчета). В первом приближении технико-экономическая оценка применения металлокерамического топлива будет близкой к композитному и нитридному топливу. Оно также будет включать две основные составляющие. Изменение нейтронной физики при применении высокоплотного топлива, и изменение технологии изготовления топлива с учетом имеющегося оборудования и технологических цепочек на заводах-изготовителях твэлов. Технико-экономическая оценка изменения нейтронно-физических параметров топлива Повышение ураноемкости может позволить или снизить обогащение топлива, или удлинить кампанию твэлов. В данной работе мы рассматриваем только второй вариант, так как экономию от первого варианта можно оценить только после полных нейтронно-физических расчетов, которые запланированы в пунктах 7.2, 7.3 и 7.6 данной Программы. При удлинении кампании можно получить дополнительное количество эффективных суток с того же количества твэлов. А это выливается в экономию при производстве твэлов, экономию при транспортировке и переработке твэлов, повышению КИУМ и т. д. Стоимость одной дополнительно эффективной сутки составляет 1 млн $, что значительно компенсирует затраты на использования большего количества урана, загружаемого в твэл при применении ураноемкого топлива. Попробуем оценить положительный эффект по одному критерию уменьшению количества производимых твэлов при той же энерговыработке, считая остальные как дополнительный качественный вклад в экономические характеристики данного топлива. Для расчета рассматриваем 18 месячную кампанию штатного топлива из диоксида урана с тремя перегрузками. При этом кампания твэлов по вариантам 1 и 2 увеличивается на 23% и 30% соответственно, так же как и уменьшается количество изготавливаемых твэлов, и, следовательно, уменьшается общая стоимость твэлов. Таблица 17. Оценка вклада в стоимость варианта твэла с металлокерамическим топливом за счет улучшения нейтронно-физических параметров Вариант топлива Металлокера мическое 1 Металлокера мическое 2 ураноемкости, % кампании в эффективных сутках, % Уменьшение количества изготавливаемых твэлов % Уменьшени е общей КИУМ

30 Следует отметить, что в расчете металлокерамического топлива мы не учитывали применение молибдена обедненного по изотопу Mo-95. При использовании изотопов молибдена, несмотря на дополнительную стоимость по их разделению, эффективность от их применения перекрывает затраты, что дает дополнительный вклад в улучшение технико-экономических показателе. Расчет по разделению изотопов молибдена приведен в главе 5.4 данного отчета. Стоимость изготовления твэла на заводах изготовителях Легированное уран-молибденовое (металлокерамическое) топливо изготавливается плавкой в индукционных печах с последующей экструзией. Оборудование для данных операций имеется, в частности, в НЗХК, которое изготавливает топливо для исследовательских реакторов по схожей технологии. Можно также изготавливать методом порошковой металлургии по штатной технологии. Так как оболочка твэла, сборка твэла и конечные операции при этом не меняются (изменяется только топливный сердечник), то по приблизительным оценкам удорожание технологии изготовления твэла не превысит 15%, что составляет 3.7% от общей твэла. Так как применяется примерно на 40% более ураноемкое топливо, то при сохранении того же обогащения, как и штатном топливе, количество обогащенного урана, а, следовательно, и используемого естественного урана будет на 40% больше [19, 43]. В этом случае стоимость твэла увеличится на 10% (см. табл 18). Таблица 18.Оценка изготовления варианта твэла с металлокерамическим топливом Вариант топлива Металлокерамическое 1 Металлокерамическое 2 обогащения топлива, % расхода природного урана/вклад в стоимость изготовления твэла (оболочка и топливо) на заводе/вклад в стоимость общей 0 30 / / / / Таким образом, получаем итоговую экономическую оценку применения более ураноемкого металлокерамического топлива (табл 19). Удлинение кампании твэлов значительно компенсирует остальные расходы, в том числе расход природного урана. В результате итоговая стоимость изготовления твэла уменьшается на 14.3% при увеличении ураноемкости топлива на 30% (вариант 1) и уменьшается на 31.3% при увеличении ураноемкости топлива на 40% (вариант 2) 30

31 Таблица 19. Оценка общей варианта твэла с металлокерамическим топливом Вариант топлива Металлокерамическое 1 Металлокерамическое 2 обогащения топлива, % Вклад в стоимость твэла (оболочка и топливо) при его изготовлении на заводе % Вклад в стоимость твэла за счет удлинения кампании, % Изменение общей при учете затрат на получение Mo ? ? Из недостатков металлокерамического топлива следует отметить его недостаточную проработанность (его разработка находится только в начальной стадии НИР), поэтому оно включено не в основной, а во вспомогательный раздел 5. Неизвестны пока его радиационные свойства насколько оно будет меньше пухнуть по сравнению с базовым уран-молибденовым сплавом и нужно ли также вводить в него компенсирующий объем. Дополнительно для него так же, как и для композитного топлива, рекомендуется использовать обедненный по изотопу Mo-95 молибден, что требует дополнительных затрат. Они рассмотрены в разделе 5.4. Поэтому технико-экономическая оценка данного типа топлива может корректироваться по мере выполнения Программы Технико-экономическая оценка варианта «Новые коррозионно-стойкие циркониевые сплавы» Легирующие добавки в самом циркониевом сплаве могут оказать положительное влияние на коррозионную стойкость, в том числе и LOCA. Известно, что при переходе с электролитического на губчатый цирконий заметно возросла коррозионная стойкость оболочек, хотя она отличалась по составу только примесями в количестве менее 0,1 %. В свое время разрабатывались циркониевые оболочки для работы при пароперегреве. Например, сплав ЦЖХВ показал в сотни раз лучшую стойкость в паре при С, чем обычный 110 сплав. Возможно, это свойство сохранится и до более высоких температур. В то же время из-за наличия тугоплавких добавок в сплаве ЦЖХВ, в частности, вольфрама, его было сложно изготавливать в обычных дуговых печах. Сейчас печи модернизированы, добавлено индукционное перемешивание, и изготовление сложнолегированных циркониевых сплавов мало чем отличается от изготовления штатных сплавов 110 и 635. Данный вариант близок к варианту покрытых циркониевых оболочек, но еще более простой. Так как модификации подвергается только оболочка твэла, то влияние на остальные характеристики топлива (наработанного плутония, минорных актинидов и осколков деления) незначительно. Таким образом, данная концепция по сравнению с остальными будет оказывать минимальные изменения на топливный цикл. Также как и на нейтронную физику и, следовательно, на обогащение по урану-235 Основные дополнительные затраты будут приходиться на модификацию технологии изменению состава сплава и его выплавки. Остальные операции изготовления оболочки остаются практически без изменений. Если учитывать, что стоимость изготовления циркониевых оболочек составляет только 2% от общей твэла, то даже увеличение оболочки на 20% не повлияет на общую стоимость твэла (увеличение на 0,4%). Реально, после отработки заводской технологии, стоимость изготовления оболочки будет приблизительно одинаковой. 31

32 6. Технико-экономическая оценка расширения или потери части рынка топлива при реализации или не реализации Программы. После аварии на Фукусиме практически сразу во всех странах, имеющих развитую атомную энергетику, активировались разработки по защите от возможности возникновения пароциркониевой реакции. Одновременно решалась задача качественного улучшения твэла типа ВВЭР, в частности, значительного увеличения ураноемкости, увеличения кампании твэлом, понижения рабочей температуры, возможность работы в переменном режиме, упрощения топливного цикла, что приведут к качественному улучшению технико-экономических показателей. Созданы национальные и международные программы и выделено значительное финансирование. Это прежде всего США, европейские страны Франция, Германия, Швейцария, а также, Япония, Южная Корея, Китай и Индия Nuclear Fuel Complex (NFC). Помимо исследовательских организаций над ней работают такие кампании как Вестингаус, Арева, EDF и GE [1-10]. Для примера, на рисунке 21 представлена структура финансирования DOE США проектов по толерантному топливу [1, 20, 50]. Как видно, различные аспекты работ распределены между различными организациями. Рис.21. Структура финансирования DOE США проектов по толерантному топливу [1, 20, 50] Подобная организация работ существует и в других странах. Координация работ и международное сотрудничество осуществляется также в рамках экспертной группы АЯЭ ОЭСР 32

33 (OECD/NEA). Сейчас к этой программе подключилась МАГАТЭ. Как пример на рисунке 22 приведены направления работ экспертной группы АЯЭ ОЭСР (OECD/NEA) Рис. 22. Направления работ экспертной группы АЯЭ ОЭСР (OECD/NEA) Разработки в этом направлении фактически заменили программу создания нового типа топлива для реакторов ВВЭР. Поэтому сейчас в мире на нее расходуются десятки миллиардов долларов. Следует отметить, что это не случайно. Помимо увеличения надежности активных зон, повышение стойкости твэлов к аварийным ситуациям позволит минимизировать затраты на дополнительные усовершенствования и усложнения конструкции реакторов типа ВВЭР. Поэтому, кто первый решит эту проблему потеснит конкурентов с рынка производителей топлива и, автоматически, атомных станций. Ведь за рубежом работы в этом направлении ведутся уже четыре года, и есть первые результаты. Определено также время, необходимое для разработки и начала внедрения (по зарубежным экспертным оценкам, рис 23) [1, 20, 50]. 33

34 Рис. 23. Время разработки различных вариантов толерантного топлива до начала внедрения [1, 20, 50] Для оболочек: Покрытия Zr оболочек 3-7 лет, Стальные оболочки 6-10 лет, Оболочки из Mo 9-14 лет, Керамические оболочки из SiС лет Для топлива: Модифицированный диоксид урана 7-11 лет, Высокоплотное топливо U 3 Si 2, UN, etc лет, Дисперсионное топливо (с многослойным покрытием) лет, Работа в мире по разработке толерантного топлива за рубежом продолжается уже 4 года и Россия рискует потерять рынок сбыта российского топлива для тепловых реакторов с водой под давлением, если не включится в эту Программу. На данный момент за рубежом: Изготовлены установки для проведения испытаний на аварийные ситуации. Изготовлены и исследуются образцы с металлическим, керамическим и многослойными покрытиями на циркониевых оболочках, полученных разными методами. Проведены их испытания в режимах аварийных ситуаций. - Изготовлены и исследуются оболочки твэлов из SiC (Вестингхаус, Ок-Ридж). - Получены первые образцы оболочек из новых ферритных Fe-Cr-Al сталей, а также исследуются известные стали X-750 и 304 SS. Получены и исследованы в дореакторных условиях таблетки из силицидов и нитрида урана. Сделаны предварительные нейтронно-физические расчеты применения топлива в реакторе ВВЭР. 34

35 Следует отметить, что все варианты сразу ставятся на реакторные испытания. Для этого в Айдахо (INL, USA) изготовлена петля для реакторных испытаний, в которой образцы материалов (SiC композит), а также образцы твэлов с конца 2014 года проходят реакторные испытания. Это легированный диоксид урана, оболочки из Fe-Cr-Al сталей, таблетки из силицидов и нитрида урана. Получены первые результаты испытаний поведения материалов (SiC композит и Fe-Cr-Al сталь) под облучением. Схема испытаний приведена на рисунке 24 [3]. Рис. 24 Схема (план-график) реакторных испытаний в INL (США) [3] В похожем направлении движутся и остальные страны, хотя и с меньшим размахом. Они концентрируются на отдельных направлениях, как по оболочкам, так и по топливу. Реакторные испытания проводятся в Халденском реакторе. В России комплексные программы по разработке толерантного топлива отсутствуют. Однако в АО «ВНИИНМ» ранее уже проводились отдельные исследования в этом направлении. Поэтому у нас существует некоторый задел, позволяющий не сильно отстать от Запада до начала старта Российской Программы. Причем некоторые варианты толерантного топлива являются принципиально новыми, не имеют аналогов в мире и перспективны для включения в международные R&D программы. Теперь постараемся оценить последствия расширения или потери части рынка топлива при реализации или не реализации Программы. 1. В случае не реализации Программы теряются следующие рынки: 35

Внастоящее время легководяные энергетические

Внастоящее время легководяные энергетические 36 главный калибр тема номера РЭа Александр ШИМКЕВИЧ, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПРОШКИН, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Алексей СЕДОВ, начальник лаборатории

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 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

А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный завод, Электросталь

А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный завод, Электросталь РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ И ИЗГОТОВЛЕНИЕ ЭЛЕКТРООБОГРЕВАЕМЫХ ИМИТАТОРОВ ТВЭЛ ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ В ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ ТИПА ВВЭР А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный

Подробнее

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом

Подробнее

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ А.Л.Петелин, М.Н.Святкин, С.А.Сазонтов, А.И.Звир 13-ое Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок» 23-27 мая

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

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73 АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТИ СОЗДАНИЯ ПОЛНОГО 6-ГОДИЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ УСЛОВИИ РАБОТЫ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ А.А. Гагаринский, Е.Г. Соловьева, НИЦ «Курчатовский Институт»

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

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

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика

Подробнее

3.5.3 Расчетное моделирование напряженнодеформированного

3.5.3 Расчетное моделирование напряженнодеформированного 2 Оглавление Введение.. 4 Глава 1. Аналитический обзор литературных данных... 10 1.1 Концепция модернизации реактора СМ 10 1.2 Твэл реактора СМ. 11 1.3 Технология изготовления штатного твэла СМ.. 15 Глава

Подробнее

Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся

Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся 3 Общая характеристика работы Испытания конструкционных материалов ЯР в исследовательских реакторах с большой плотностью потока нейтронов становятся все более востребованными в связи с необходимостью достижения

Подробнее

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Подробнее

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

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

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

РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург 1 Федеральное государственное унитарное предприятие «ЦЕНТРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ «ПРОМЕТЕЙ» РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ

Подробнее

Радиационное материаловедение

Радиационное материаловедение Радиационное материаловедение Докладчик: Научный руководитель по электрофизическому блоку АО «Наука и инновации» В.Д. Рисованый Москва Июнь 2015 Роль ЗАО «Наука и инновации» в организационной модели СОДЕРЖАНИЕ

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

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

СТАРКОВ Владимир Александрович

СТАРКОВ Владимир Александрович ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ На правах рукописи УДК 621.039.5 СТАРКОВ Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Подробнее

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем Введение Идеальная модель реактора гомогенная размножающая среда конечных размеров цилиндрической формы, находящаяся в вакууме. Такая конструкция

Подробнее

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

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

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

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

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

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ»

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» Корпорация «ТВЭЛ» ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности

Подробнее

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

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 М.Ф. Валишин АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград-10 Введение Важным элементом ядерного реактора является система управления и защиты (СУЗ),

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

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Введение СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Л.В. Леванов, И.В. Дикарев, В.Е. Кузин, А.Ф. Радостин ОАО ОКБМ Африкантов, г. Нижний Новгород Для расчета нейтронно-физических

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

КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР Введение

КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР Введение ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ 1/2 ФИЗИКА 2011 УДК 621.039.546 И.Н. ВОЛКОВА, А.Е. НОВОСЕЛОВ, Г.П. КОБЫЛЯНСКИЙ, А.Н. КОСТЮЧЕНКО КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР-1000

Подробнее

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М является легководным реактором бассейнового типа. Его номинальная тепловая

Подробнее

Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Том 1. Свойства жидкометаллических теплоносителей Глава 1. Теплофизические свойства жидких металлов

Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Том 1. Свойства жидкометаллических теплоносителей Глава 1. Теплофизические свойства жидких металлов Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Предисловие к справочнику 6 Введение к справочнику 8 О свойствах, вошедших в «справочник», и единицах их представления 11 Литература к Введению 20 Том 1. Свойства жидкометаллических

Подробнее

Современные конструкционные материалы. Лекция 5. Материалы ядерной энергетики

Современные конструкционные материалы. Лекция 5. Материалы ядерной энергетики Современные конструкционные материалы Лекция 5. Материалы ядерной энергетики Введение Роль конструкционных материалов в ядерной энергетике: 1. Обеспечение стабильности геометрии активной зоны на весь период

Подробнее

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ»

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» Международный форум «АТОМЭКСПО 2011» «Развитие атомной энергетики: пауза или продолжение». Круглый стол «Перспективы международной кооперации в ядерном

Подробнее

Критерии выбора анкеров для монолитных футеровок

Критерии выбора анкеров для монолитных футеровок Критерии выбора анкеров для монолитных футеровок Глава 1 МАТЕРИАЛ Предисловие Уважаемые дамы и господа, Мы рады предложить вам настоящие рекомендации по критериям выбора анкеров для монолитных футеровок.

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

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

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

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

Подробнее

Таблица 2. Характеристика покрытия. Обозначение краски. Укрывистость, г/м 2

Таблица 2. Характеристика покрытия. Обозначение краски. Укрывистость, г/м 2 Таблица 2. Характеристика покрытия. Обозначение краски Степень меления, баллы Укрывистость, г/м 2 Жизнеспособность краски, сут К с 1 297 48 К п 2 416 140 К м 2 333 130 К а -1 2 412 120 К а -2 2 318 130

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

Атомные электрические станции

Атомные электрические станции Атомные электрические станции ТЕМА 16. ТРУБОПРОВОДЫ АЭС_2009/2010 уч.г. 1 Основные вопросы Классификация трубопроводов АЭС Понятие условного и пробного давлений Материалы трубопроводов Характеристики главных

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

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

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

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

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Наименование взаимодействия Проведение научноисследовательских работ Участие

Подробнее

4.3. Выплавка комплексно-легированных чугунов с применением

4.3. Выплавка комплексно-легированных чугунов с применением 157 лигатуры 4.3. Выплавка комплексно-легированных чугунов с применением В прогрессе двигателестроения важное значение имеет повышение качества чугуна. Для удаления вредных примесей, растворенных в жидком

Подробнее

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ П.Б. Басков, Г.П. Кириченко, В.В. Сахаров, И.В. Мосягина, А.С. Худин Юбилейная Научно-техническая конференция,

Подробнее

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

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

Подробнее

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

Вестник научно-технического развития. 11 (63), 2012 г.

Вестник научно-технического развития.  11 (63), 2012 г. УДК 621.762 ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЛЕГИРУЮЩИХ ДОБАВОК НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА Владимир Сергеевич Панов, Лариса Васильевна Мякишева, Владимир Юрьевич Лопатин Национальный

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

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

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

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 К.Ю. Куракин, Ю.А.Ананьев, А.К.Горохов, И.Н.Васильченко, С.Н. Кобелев, В.В. Вьялицин, Б.Г. Козак, О.А. Тимофеева, А.Н.

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

УДК ЭКСТРАКЦИОННО-КАЛЬЦИЕТЕРМИЧЕСКАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ ГАФНИЯ

УДК ЭКСТРАКЦИОННО-КАЛЬЦИЕТЕРМИЧЕСКАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ ГАФНИЯ УДК 669.297 ЭКСТРАКЦИОННО-КАЛЬЦИЕТЕРМИЧЕСКАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ ГАФНИЯ В.В.Шаталов, В.Д.Федоров, М.Л.Коцарь (ВНИИХТ,г.Москва,Россия), В.Г.Чупринко (ОАО ТВЭЛ,г.Москва Россия), К.А.Линдт, А.М.Лахов, А.П.Мухачев

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

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

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

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами УДК 53.088, 621.039.53 Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами Д.К. Валетов 1,2 1 Московский физико-технический институт (государственный университет) 2 Институт безопасного

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

«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

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

Влияние химического состава на механические свойства стали

Влияние химического состава на механические свойства стали Влияние химического состава на механические свойства стали 24.11.2016 Каждый химический элемент, входящий в состав стали, по-своему влияет на ее механические свойства улучшает или ухудшает. Углерод (С),

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

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

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

Подробнее

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

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР 1. Введение Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин Энергетический комплекс страны занимает в настоящее время значимые позиции

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

Оглавление ОГЛАВЛЕНИЕ

Оглавление ОГЛАВЛЕНИЕ 454 Оглавление ОГЛАВЛЕНИЕ От автора... 4 Список сокращений и обозначений... 5 Предисловие... 7 Введение... 16 Глава 1. Состояние материаловедческих исследований в области создания сталей для крупногабаритных

Подробнее

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

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

Подробнее

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации ПЕРСПЕКТИВНЫЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ВВЭР: КОНСТРУКЦИЯ, МЕТОДИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ ОБОСНОВАНИЯ С.А.Кушманов, И.Н.Васильченко, В.В.Вьялицын, К.В.Зинин, И.И.Ионова, К.Ю.Куракин, В.М.Махин,

Подробнее

ядерные технологии и продукция

ядерные технологии и продукция ядерные технологии и продукция Госкорпорации «Росатом» СОЗДАЕМ БУДУЩЕЕ СЕГОДНЯ Наиболее полную и актуальную информацию Вы можете получить на сайте компании: www.tvel.ru TVEL_Nuclear 2 3 Топливная компания

Подробнее

1. Номинальная тепловая мощность реактора, МВт

1. Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 1 Проект активной зоны для РУ АЭС-2006. Авторы: Драгунов Юрий Григорьевич, Рыжов Сергей Борисович, Васильченко Иван Никитович, Кобелев Сергей Николаевич, Вьялицын Виктор Васильевич Аннотация Проект АЭС-2006,

Подробнее

МОДЕЛЬ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУР В КОМПОЗИЦИИ «МЕТАЛЛИЗАЦИОННОЕ ПОКРЫТИЕ ОСНОВА» ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ СЖАТОЙ ДУГИ

МОДЕЛЬ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУР В КОМПОЗИЦИИ «МЕТАЛЛИЗАЦИОННОЕ ПОКРЫТИЕ ОСНОВА» ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ СЖАТОЙ ДУГИ УДК 621.793.79 Верхорубов В. С., Невежин С. В., Коробов Ю. С. Уральский федеральный университет, г. Екатеринбург Щицын Ю. Д., Неулыбин С. Д. ПНИПУ, г. Пермь МОДЕЛЬ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУР В КОМПОЗИЦИИ

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

"midicore" Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика

midicore Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика Расчет стандартной задачи AER по анализу потвэльного энерговыделения с использованием программного средства САПФИР_95&RC_ВВЭР Руководитель темы: К.Ю. Куракин Автор доклада: А.Д. Русаков Введение Целью

Подробнее

Конструкционные материалы для энергоблока с реакторной установкой БН-1200

Конструкционные материалы для энергоблока с реакторной установкой БН-1200 Конструкционные материалы для энергоблока с реакторной установкой БН-1200 Карзов Г.П., Марков В.Г., Кудрявцев А.С., Сазонов В.Н., Щербинина Н.Б. ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей» 1 «ЦНИИ КМ «Прометей». Разработка

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

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

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

Уплотнительные материалы для проточного

Уплотнительные материалы для проточного ВИАМ/2012-206075 Уплотнительные материалы для проточного тракта ГТД В.П. Мигунов кандидат технических наук Д.П. Фарафонов М.Л. Деговец Т.И. Ступина Июнь 2012 Всероссийский институт авиационных материалов

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

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

SUPERIMPHY 625 ЖАРОПРОЧНЫЙ И КОРРОЗИОННОСТОЙКИЙ СПЛАВ

SUPERIMPHY 625 ЖАРОПРОЧНЫЙ И КОРРОЗИОННОСТОЙКИЙ СПЛАВ I. ВВЕДЕНИЕ SUPERIMPHY 625 ЖАРОПРОЧНЫЙ И КОРРОЗИОННОСТОЙКИЙ СПЛАВ SUPERIMPHY 625 представляет собой аустенитный сплав на основе никеля, содержащий хром и молибден. Содержание последних элементов придает

Подробнее

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ На правах рукописи УДК 621.039.5 Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

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

КАК СДЕЛАТЬ ПРОИЗВОДСТВО ЦВЕТНОГО ЛИТЬЯ КОНКУРЕНТОСПОСОБНЫМ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ

КАК СДЕЛАТЬ ПРОИЗВОДСТВО ЦВЕТНОГО ЛИТЬЯ КОНКУРЕНТОСПОСОБНЫМ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ КАК СДЕЛАТЬ ПРОИЗВОДСТВО ЦВЕТНОГО ЛИТЬЯ КОНКУРЕНТОСПОСОБНЫМ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ Нередко в последние 2-3 года приходилось слышать о том, что изготовление отливок из алюминиевых и цинковых сплавов методами

Подробнее

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

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

Подробнее

2. ГРАФИТОВЫЕ ТЕПЛОВЫЕ РЕАКТОРЫ

2. ГРАФИТОВЫЕ ТЕПЛОВЫЕ РЕАКТОРЫ 2. ГРАФИТОВЫЕ ТЕПЛОВЫЕ РЕАКТОРЫ Исторически первыми промышленными реакторами наработчиками плутония были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением

Подробнее

Применение титановых сплавов в авиационной промышленности.

Применение титановых сплавов в авиационной промышленности. Многопрофильной инженерной олимпиады «Будущее России техника» Авиационная и ракетно-космическая техника Применение титановых сплавов в авиационной промышленности. Работу выполнил: Кольцов Дмитрий, ученик

Подробнее

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива «Безопасность, экономика и эффективность атомной отрасли, МНТК-26 Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива А.Б. Долгов, АО «ТВЭЛ» О.Г. Черников, АО «Концерн Росэнергоатом» 25-27 мая 26 г,

Подробнее

МИШЕНИ МАГНЕТРОННОГО РАСПЫЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВА НА ОСНОВЕ КРЕМНИЯ

МИШЕНИ МАГНЕТРОННОГО РАСПЫЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВА НА ОСНОВЕ КРЕМНИЯ МИШЕНИ МАГНЕТРОННОГО РАСПЫЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВА НА ОСНОВЕ КРЕМНИЯ Колесникова И.Г., Серба В.И., Кузьмич Ю.В., Фрейдин Б.М., Коротков В.Г. Ворончук С.И. Институт химии Кольского научного центра РАН В настоящее

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