Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) Алексей Алёшин 10 февраля 2021 года подписал лицензию АО «СХК» на сооружение первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
Опытно-демонстрационный энергоблок «БРЕСТ-ОД-300» является ключевым элементом опытно-демонстрационного энергетического комплекса, который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а также модуль переработки облученного топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.
В период проведения экспертизы обоснования безопасности опытно-демонстрационного энергоблока были разработаны новые федеральные нормы и правила, учитывающие специфику проекта: «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем», «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем». Утверждены и введены в действие 16 стандартов Госкорпорации «Росатом», детализирующие требования и обеспечивающие учет всех особенностей энергоблока «БРЕСТ-ОД-300»
Комментарии
А на какое время рассчитан опытно-демонстрационный проект?
Хрен его знает, но думаю, что от момента физпуска 300-го,до Бреста 1200 не меньше 15 лет пройдёт.
15 лет до промышленного БРЕСТ-1200, а я думал лет 200-300?
Реактор БН-350 был успешно пущен в июле 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря вблизи г. Шевченко.
Это был первый в мире опытно- промышленный реактор на быстрых нейтронах.
Учебник 1985 года
Ну а потом их и более мощные на Белоярскую АЭС ставили.
Так что ВРУТ журналисты.
Понятно, есть ли надежда что до рабочего реакторы БРЕСТ-1200 не потребуется пол века исследований?
Зависит. Но я бы на быстрый прогресс не рассчитывал
1. проект и так рискованный, отработки на малых реакторах не было, только подлодочный опыт, но там немного другое, все же. Отлаживать будут долго
2. фишка проекта - в пристанционной фабрике, которая из отработанных ТВЭЛов делает свежие (замкнутый ЗЯТЦ). Это тоже суперновое, тоже долго отлаживать будут в разных вариациях.
3. ну и доработка всего этого до промышленного, оптимизированного. по экономике проекта - тоже не быстро БН-1200, например, так пока на полке и лежит.
Во сколько раз экономика такого процесса дороже традиционной сможете сказать? Ну и, чтобы 2 раза не вставать, насколько дороже процесс утилизации таких
ТВЭЛовТВС?Тут фишка в том, что это ЗЯТЦ. Уран-235 отнюдь не вечен. А вот урана-238 хватит черте на сколько.
И в реакторах с быстрыми нейтронами пережегается вся самая радиоактивная грязь, на захоронение идут коротко живущие РАО.
238 до дури. Он сравнительно дёшев.
Не только на захоронение - там полуфабрикаты изотопов очень удобных для быстрых двигателей по СС летать не годами а за недели-месяцы. Реальное освоение нашей системы.
Ну, может быть. Правда сейчас основные планы полётов по СС связаны с обычным ядерным реактором, ритеги не в моде.
Ога.
Вы не путайте переработку ОЯТ и то, что идёт на захоронение.
ОЯТ - по определению весьма радиоактивная штука. Её разделяют по химическому составу на части, потом что-то идёт в отходы, к остальному добавляется уран-238 или природный уран, и снова отправляется в ТВЭЛ и в реактор.
И вот отходы после такой переработки от БРЕСТ и БН уже не надо контролируемо хранить тысячи и десятки тысяч лет, только сотни. В отличие от отходов переработки ОЯТ от ВВЭР.
Я не путаю.
То есть вся самая радиоактивная грязь, как Вы утверждали постом выше, всё-таки не до конца пережигается. Интересно, а новая грязь в процессе пережога не появляется?
Ещё разок. Я писал про отходы, а не ОЯТ. От ОЯТ существующих реакторов ПОСЛЕ переработки остаются отходы, которые надо контролируемо хранить тысячи и десятки тысяч лет, ибо радиоактивность высокая и период полураспада большой. ПОСЛЕ переработки ОЯТ от БН и БРЕСТ остаются отходы, которые надо контролируемо хранить лишь сотни лет, т.е. остаются изотопы либо с очень коротким периодом полураспада, либо с достаточно низкой радиацией, сопоставимой с естественной через сотни лет захоронения.
Это благодаря тому, что быстрые нейтроны в БН и БРЕСТ вот эти вот самые вредные минорные актиноиды разбивают на более приличные изотопы. А ВВЭР с "тепловыми" нейтронами это делать не может.
Расскажите пожалуйста во что превратятся кюрий 242/244?
Кстати, о кюрии - оказывается, очень даже полезная штука:
Может не надо его превращать во что-то непотребное?
Невыгодно, 245 отделить от 244 ещё тот гемор. Только плазменная или ионная сепарация.
Дык, вроде русским языком написано:
Главное, что ресурс ценный, применение ему есть. А как выделить - найдут. Мы - не США, специалисты есть. А спалить все можно...
https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3105/3051
В БРЕСТ прежигаются америций и нептуний, если вы решили в конкретику влезть. Только я не понял, зачем, ибо все сообщения о БН и БРЕСТ пишутся именно с упоминанием выжигания минорные актиноиды? Хотите себя показать умнее наших спецов по атомной энергетике? Ну ок, бывает.
А кюрий не актинид штоле? Или не минорный?
Ну это же Вы тут рассказываете как хорошо все сгорает в БН. А когда я Вам намекнул, что нехорошо и не всё, Вы мне лекцию по переработке отходов, в том числе и БН, прочли. И мой наводящий вопрос про гадости в отработанном МОХ-топливе Вы успешно проигнорировали. Ну и кто тут доктор?
Засим прощаюсь. Всех благ.
Что вы до человека докопались?.. Ну сформулировал неудачно, бывает. Суть-то всё равно та же - всякие кюрии-калифорнии нехороших изотопных составов отправляются на повторное экспонирование и с разной степенью пользы делятся быстрыми нейтронами. Тогда как сейчас их приходится хранить и в перспективе потребовалось бы захоронение на миллионы лет.
Не полное благорастворение воздусей, но сильно лучше, чем имеем сейчас.
Заблуждение по незнанию это не глупость. Глупость -- упорствовать в своём заблуждении.
Настолько лучше, что утилизация отработанного МОХ-топлива из БН стоит в 2.5-3 раза дороже.
Ну надо же и причины этого знать, чего она дороже. Может и чисто организационные. Да и посмотреть надо, пока еще никакого МОХ не могли утилизировать из БН по естественным причинам, зато расписать стоимость линии по разделке на фоне амортизированных линий для ВВЭР - легко
Указанные мной цифры относятся к полному циклу производства/утилизации. Прошу извинить.
БН-600 работает с 1980 года. На и нём проводились испытания подтверждающие работоспособность ТВС с МОХ-топливом.
И?..
Насколько я помню, там проводились именно испытания сборок. Взяли каждой твари по паре (вибро, нитридное и т.д.), да и посмотрели на ресурс при разном выгорании. Не уверен что их потом вообще в переработку пустили, а не оставили в качестве референтных образцов. Это несколько не то же самое, что взять и прогнать всю зону через переработку с аккуратным подсчетом стоимости.
Что же касается работы БН-600 с 80-го года, ну так и работает он на уране высокого обогащения, за исключением тестовых сборок, поэтому такой экономики просто нет.
Ну да. ТВС подтвердили характеристики. Но они были сделаны из свежего топлива и вообще на опытном производстве. Линия по переработке ОЯТ тогда еще не готова была. Это я сильно по памяти пишу, могу конечно с хронологией ошибаться. Но по моему было именно в такой последовательности.
что вы называете полным циклом утилизации?
Полный цикл=цикл утилизации+цикл производства.
что вы называете утилизацией?
а откуда дровишки? источником поделитесь плз - где у нас утилизируют облученное мох-топливо из бн? и что такое вообще стоимость утилизации? что в нее входит? что вы называете утилизацией?
https://aftershock.news/?q=comment/9864665#comment-9864665
какое отношение приведенная по вашей ссылке информация имеет к зятц с многократным рециклом младших актинидов? и где там про утилизацию? не заметил - пардоньте. дайте точную цитату
и что? где здесь про утилизацию? где здесь про переработку оят?
то что твс из природного урана стоит дешевле твс из мох - никто не спорит. добыть и обогатить природный уран дешевле чем лопатить оят - всяко. но отсюда вовсе не следует что открытый топливный цикл дешевле замкнутого. сколько стоит хранить извлеченный из оят плутоний в течение сотен тысяч лет?
Что касается стоимости, то это хорошо. Но мало. В том смысле что не совсем ясно во что обходится хранение ОЯТ и последующее хранение РАО в местах выдержки. И еще менее ясно сколько это будет стоить с учетом оборудования долговременных мест хранения и контроля на дистанциях тысячи и миллионы лет, ну или скорее - весь срок существования цивилизации в том виде, как мы ее понимаем. Это все есть и будет включено в отпускную цену электричества, однако для сравнения сравнимых величин надо бы в цену сборки включать.
После рециклинга конечно тоже много чего остается, но сильно меньше, в десятки и сотни раз. Плюс, самые неприятные изотопы можно на повторное облучение отправлять, что усложняет работу со сборками, но не делает ее невозможной.
Ну и стоимость природного урана это конечно же не константа. Пойдет нефть на убыль и уйдет его цена в небеса, так что тут экономику надо считать столетним накопительным итогом, а не в моменте. Очень долгая стратегия, существенно за типичным горизонтом планирования в 10-20-30 лет.
Не надо тролить и путать. Выдергиваете детали, не рассматривая картину в целом. Ещё и зачем-то приплели ОЯТ, когда речь шла о РАО.
В замкнутом цикле с БН кюрий, америций и нептуний возвращаются в БН и в РАО не идут. И в цикле не накапливаются, т.е. та гадость, которая нарабатывается в ВВЭР, в конце концов пережигается в БН.
от БН таки надо... там америций/кюрий образуются ... их выжигать будут тоже на экспериментальном солевом реакторе желехногорске
А вот тут пишут, что если в ЗЯТЦ из ВВЭР и БН возвращать весь Np, Am, Cm в БН, то они перестают накапливаться, выходят на равновесный состав. Т.е. все, что наработан в ВВЭР в конце концов пережигается в БН и в РАО не идет, если смотреть на картину в целом.
Да, солевой реактор должен пережигать актиноиды эффективнее, но тут вопрос в стоимости всего комплекса ЗЯТЦ. НЯЗ, пока кроме ВВЭР-БН ничего лучшего нет, разве что БРЕСТ может быть.
радиоактивность твэлов сильно увеличится при таком подходе...
Ну, увеличится. Но ведь пережигание же будет работать.
с ними люди работают
Это вопрос решаемый. Могут и роботы работать. Или другие решения, изолирующие людей от повышенной радиации.
Вообще-то, нет. Не должны, по меньшей мере.
Вот как раз конкретно для БРЕСТа с его пристанционной переработкой и производством топлива, это не так важно.
Проблемы с МА на самом деле невелики - они просто не решаются. А не решаются они потому, что и запасы МА (кроме америция) очень невелики.
О БН идет речь с равнвесным изотопным составом..
Ога. С тепловой мощностью 10МВт. Это просто демонстратор.
А что, его уже запустили? В планах 2031 год стоит.
а сейчас и острой проблемы нет... отработают на 10 мвт ... серийный должен на 1500 мвт
Стратегия развития российской атомной отрасли, принятая в 2018 году, предполагает, что к концу века ядерная энергосистема станет двухкомпонентной, ее основу составят быстрые и тепловые реакторы. Нету там ЖСР.
Тема ЖСР периодически всплывает с 1970 года. Но когда ребят начинают спрашивать за безопасность, конструктив, материалы, ТТХ процесса и так далее, то ребятки, потупив глазки, начинают ковырять носочком землю.
В 60-х годах прошлого века юсеры запустили MSRE в Окридже. Из 4 лет существования он работал 2 года. Потом его закрыли. В нашем случае ВНИИНМ им. Бочвара демонстрирует тягу к попилу средств. ИМХО конечно.
И то правильно...ЖСР будет один для выжигания остатков минорных актиноидов, и даже энергию производить не будет кроме тепла для обогрева железногорска
Страницы