Регистрация / Вход
мобильная версия
ВОЙНА и МИР

 Сюжет дня

Госдума утвердила федеральный бюджет на 2023-2025 годы
Пашинян не подписал декларацию Совета коллективной безопасности ОДКБ
Путин предложил коллегам по ОДКБ обсудить проблемные вопросы без камер
Европарламент признал Россию "государством — спонсором терроризма"
Главная страница » Репортажи » Просмотр
Версия для печати
Российские ядерщики запустили замкнутую реакцию
21.11.22 22:15 Наука, техника, образование
Недавно в атомной энергетике произошло событие, которое можно сравнить разве что с созданием вечного двигателя: четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800 полностью перевели на инновационное МОКС-топливо. Практически это означает начало реализации в промышленных масштабах замкнутого ядерного топливного цикла. О том, какие это открывает перспективы, — в материале РИА Новости.

Реакторы быстрые и медленные

Сердце любой атомной электростанции — ядерный реактор. Это устройство, в котором идет управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Первый такой аппарат — CP-1, названный "Чикагской поленницей" (Chicago Pile-1) — построили в 1942-м в США ученые из Чикагского университета под руководством Энрико Ферми. Он состоял из графитовых блоков, между которыми располагались шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер изотопа урана-235, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления.

Первый в СССР и Европе реактор Ф-1 заработал в декабре 1946-го в Москве, в Лаборатории № 2 АН СССР (сейчас — НИЦ "Курчатовский институт"). Проект по его созданию возглавлял Игорь Курчатов.

На начальном этапе все реакторы были либо экспериментальными, либо оружейными — то есть предназначенными для наработки оружейного плутония из уранового топлива. В 1951-м в США впервые попробовали использовать тепло, получаемое в контуре охлаждения экспериментального реактора для электрогенерации. А в 1954-м в СССР построили первую в мире атомную электростанцию мощностью пять мегаватт — Обнинскую АЭС в Калужской области. Научным руководителем проекта тоже был Курчатов, а главным конструктором реактора — Николай Доллежаль.

Реакторы, подобные СР-1, где деление происходит под действием медленных нейтронов, называют тепловыми. А установки, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов, — реакторами на быстрых нейтронах. Подавляющее большинство энергоблоков АЭС во всем мире сегодня используют реакторы первого типа.

"С самого начала отцы-основатели понимали, что у "быстрых" реакторов, в которых нейтроны сразу вызывают повторное деление, есть свои преимущества. И главное из них — возможность наработки нового топлива, — рассказывает заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ, доктор физико-математических наук Георгий Тихомиров. — Были попытки построить аппараты такого типа. Но в 1950-1960 годах атомная энергетика двигалась по пути развития реакторов на тепловых нейтронах — их проще изготавливать, они экономичнее, ими легче управлять. Однако о реакторах на быстрых нейтронах никогда не забывали. В СССР создали цепочку прототипов малой мощности, которая позже завершилась строительством реакторов серии БН: БН-350, БН-600, а затем и Бн-800. Похожие проекты реализовывали в США, Франции, Германии, Японии. Правда, там они не пошли по разным причинам, в основном связанным с экономикой: там много элементов, которые приводят к удорожанию энергии. Были и технологические трудности. Мы их преодолели и создали надежные мощные аппараты. Теперь на нашем опыте учатся другие страны — подобные реакторы строят в Китае и Индии".

Сейчас в мире действует всего два энергетических ядерных реактора на быстрых нейтронах большой мощности — БН-600 и БН-800. Оба работают на Белоярской АЭС в Свердловской области. Капитальные затраты на их строительство примерно в полтора раза больше, чем для тепловых реакторов аналогичной мощности. Но ученые уверены: за ними будущее.

Лишь один природный изотоп способен эффективно делиться, взаимодействуя с нейронами, — уран-235. В урановой руде его очень мало — около 0,7 процента, а ее запасы, пригодные для экономически эффективной добычи, ограниченны. Поэтому ученые ищут пути создания искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Самый перспективный из них — плутоний-239. Он образуется в том же самом реакторе АЭС при захвате нейтрона ураном-238, составляющим основную массу уранового топлива.

Отработавшее ядерное топливо содержит около одного процента урана-235 (невыгоревшие остатки) и примерно столько же новообразованного плутония. Повторное использование этих изотопов даже в классической схеме с реакторами на тепловых нейтронах позволило бы, по оценкам ученых, сэкономить до 30 процентов урана.

При включении в схему реакторов на быстрых нейтронах теоретически возможно создать процесс, при котором искусственно нарабатываемый делящийся материал будет полностью покрывать потребности АЭС, а необходимость в добыче урана отпадет если не навсегда, то на долгие годы. Физики называют это замкнутым топливным циклом.
Топливные циклы атомной энергетики

"МАГАТЭ регулярно публикует отчеты, из которых видно, что на существующих запасах урана действующие тепловые реакторы смогут проработать около 150 лет. То есть говорить о масштабном развитии в этом направлении нельзя. А если мы замкнем ядерный топливный цикл, если научимся перерабатывать ядерное топливо и повторно его использовать, то вопрос сырья для атомной энергетики будет решен на ближайшие несколько тысяч лет".

Суть идеи заключается в том, что в реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизведения делящегося материала — больше единицы.

"Другими словами, если в "быстрый" реактор поставить топливо, состоящее из урана-238, который сам по себе не поддерживает цепную реакцию, и плутония, играющего роль катализатора, то в отработавшем топливе плутония окажется больше, чем в исходном. В результате переработки из него удаляют продукты деления и излишки плутония, а на их место добавляют природный (или отвальный) уран. Полученное новое топливо собирают в ТВС и снова ставят в реактор. И это можно повторять если не до бесконечности, то довольно долго".

По мнению ученых, такой способ не только снимет сырьевые ограничения за счет вовлечения в процесс переработки отработавшего топлива и отвалов обогатительных производств, но и позволит решить проблему хранения ядерных отходов. Но чтобы "быстрые" реакторы стали "вечными", нужно изготовить специальное топливо.

Перспективная смесь

Ядерное топливо производят в виде небольших таблеток, помещенных в герметично закрытые трубки из сплавов циркония — тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), объединенные в тепловыделяющие сборки (ТВС). Таблетки, используемые в тепловых реакторах, как правило, состоят из диоксида урана различной степени обогащения.

"Когда начали делать первые сборки, тестировали разные варианты, в том числе металлический уран. Оказалось, что при накоплении продуктов деления он быстро теряет форму, деформируется. Стали искать новые виды уранового топлива. Пробовали оксидное, нитридное, карбидное. Остановились на оптимальном по соотношению "цена — качество — надежность" диоксиде урана".

Первым шагом на пути перехода к замкнутому ядерному циклу стало создание МОКС-топлива (от англ. Mixed-Oxide fuel) — смеси оксидов нескольких металлов. Чаще всего его изготавливают путем добавления плутония из отработавшего ядерного топлива к обедненному урану, который состоит в основном из изотопа уран-238.

Такой подход позволяет извлечь из природного урана примерно в сто раз больше энергии, чем при классической схеме, а количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Кроме того, при производстве смешанного топлива можно утилизировать излишки оружейного плутония, постепенное накопление которого — серьезная проблема.

МОКС-топливо начали использовать в тепловых реакторах еще в 1980-х. Сейчас его доля от всего производимого ядерного топлива в мире составляет пять процентов, а во Франции — десять.

"В основном его применяют как дополнительное топливо для тепловых реакторов. Это позволяет увеличить ресурс существующей энергетики не больше чем в два раза и проблем, связанных с открытым ядерным циклом, не решает. Для старта полномасштабной атомной энергетики нужны реакторы на быстрых нейтронах. И приоритет в разработке таких аппаратов принадлежит России".

Цикл замкнулся

В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-350 запустили в 1973-м в городе Шевченко (ныне Актау) и эксплуатировали до 1999-го. Планировали, что он будет работать на МОКС-топливе, но такого тогда не производили. В итоге весь срок использовали диоксид урана.

Реактор БН‑800 на Белоярской АЭС с самого начала проектировали под МОКС-топливо. Но загружали его постепенно. В 2014-м начали с обычного урана, в январе 2021-го после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети, а в январе 2022-го — до двух третей. Только в сентябре 2022-го реактор впервые вывели на полную мощность, на сто процентов загрузив смешанным оксидным уран-плутониевым топливом. Это, безо всякого преувеличения, можно считать началом эры "вечной энергии".

"Для решения задачи замыкания ядерного цикла нужны две вещи. Первая — реактор, который работает не на обогащенном уране, а на МОКС или любом другом топливе, где основной делящийся материал — плутоний. Вторая — налаженное производство самого топлива. До этого никому не удавалось в промышленном масштабе реализовать замкнутый ядерный цикл с быстрым реактором, хотя попытки были. И это большая победа российской науки".

Прорыв в новую энергетику

В рамках комплексной программы "Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации до 2030 года" на Белоярской АЭС планируют ввести в строй более мощный реактор на быстрых нейтронах БН-1200. Но еще более интересный, по мнению профессора Тихомирова, — опытный реактор БРЕСТ-ОД-300, который строится в рамках проекта "Прорыв" в Северске Томской области.

"В каком-то смысле это конкурирующее направление. Вместо МОКС-топлива в проекте "Прорыв" используют смесь нитридов урана и плутония. Такое топливо более плотное, что выгоднее. А в качестве теплоносителя вместо натрия, который горит при контакте с водой, — свинец. 

Сторонники проекта уверены, что свинцовые реакторы обладают так называемой естественной безопасностью. Какие бы события не происходили в их активной зоне, за счет большой массы и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы радиоактивных веществ в атмосферу исключены. Расчеты это подтверждают".

На площадке в Северске планируют создать первый в мире ядерно-энергетический комплекс замкнутого цикла. Он будет включать атомную станцию с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и пристанционный завод, где предстоит перерабатывать облученное смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, а затем изготавливать из него тепловыделяющие элементы.
По прогнозам Тихомирова, к 2050-м такие аппараты будут активно строить по всему миру наравне с тепловыми. А когда в связи с нехваткой урана-235 цены на обогащенный уран поползут вверх, возможно, реакторы на быстрых нейтронах станут и экономически более выгодными.
 
21.11.22 22:15
В Росатоме рассказали о ядерных "реакторах будущего"

Новые ядерные реакторы большой мощности на быстрых нейтронах, создаваемые в России, позволят экономить сотни тонн природного урана. Об этом пишет РИА Новости со ссылкой на "Росатом".

По словам директора по управлению жизненным циклом ядерного топливного цикла и АЭС "Росатома" Владислава Корогодина, только на Белоярской АЭС, где реактор на быстрых нейтронах БН-800 загружен смешанным уран-плутониевым топливом, экономится более 300 тонн природного урана в год.

Агентство напоминает, что "Росатом" работает над тем, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных водо-водяных реакторов с реакторами на быстрых нейтронах, что поможет решить проблему исчерпания ресурсов природного урана.

Ранее сообщалось, что ученые Нижегородского государственного технического университета разрабатывают принципиально новый ядерный реактор для получения водорода. Предполагается, что помимо газа реактор будет вырабатывать тепло и электричество.

Сейчас ведется разработка технического проекта атомной энерготехнологической станции на базе высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым охлаждением (ВТГР). Полученный водород может быть использован на месте или транспортироваться потребителям.

В мире подобная комплексная технология никем не реализована.


novl2000, RU22.11.22 09:45
Статья с необходимыми знаниями по теме.
Аббе, RU22.11.22 11:45
Прежде всего, БРЕСТ моет стать источником сверхкртической ВОДЫ.
В состоянии распада на молекулы - они разбирает на составляющие многие вещества, которые по другому то и не сломаем. Яды, бедные и особо бедные руды.
Кто то помнит, что немалое количество драгоценных камней - конденсат из окружающих пород? Хрусталь, иные силикаты с дополнением из малой дозы металлов типа хрома, железа, бериллия, марганца?
Так вот, эти процессы можно повторить в массовом масштабе. Хоть выращивать кристаллы нужных свойств и размеров, хоть высасывать из мельчайшего песка нужные нам составляющие.
Можно рвать на клочки молекулы из тяжёлой, высоковязкой нефти. Добавлять к ним водород из электролиза воды и получать синтетический бензин.
Можно перерабатывать органические вещества сухой перегонкой на составляющие.
Можно менять свойства материалов. К примеру - того же дерева.
Заведомо негниющие столбы электропередач и освещения. Нагревай ствол сосны до 200 градусов и получай... Что пожелаешь.
ЗАВЕДОМО меньше расходы на добычу железной руды, бетон и так далее.
В общем - интересные перспективы в технологиях.
И полная отвязка от запасов природного урана. В самой то России его не много? Ну а сбор обеднённого урана и отработанного ядерного топлива со всей планеты закроет вопрос поиска топлива на столетия вперёд.
Оно будет ДОРОЖЕ, но уйдёт проблема "где же хоронить отработанное топливо из расчёта на десятки тысяч лет".

И заметьте, не сразу, но в ЭТОЙ части отношения с миром улучшатся. Просто потому, что давить на Россию по этому вопросу не получится.
Главный Злодей, RU22.11.22 17:57
Ну а сбор обеднённого урана и отработанного ядерного топлива со всей планеты закроет вопрос поиска топлива на столетия вперёд.
С новым годом, это вообще-то с самого начала была и есть стратегическая цель всей движухи.
GAF, RU22.11.22 21:26
"Задача проекта "Прорыв" — показать, что реакторы на быстрых нейтронах экономически могут конкурировать с тепловыми, а по безопасности даже превосходить их. Если эта "проба пера" пройдет успешно, за опытным реактором БРЕСТ-ОД-300 последует уже промышленный БР-1200, а затем, возможно, проекты такого типа появятся и в других странах".
Большое будущее за малыми мобильными реакторами (ММР). Большое внимани к их разработке в США, Китае и др. странах, владеющих ядерными технологиями. Конкуренция будет будь здоров. Хорошо бы параллельно вести проект "Прорыв" по разработке транспортабельных вечных "батареек" с замкнутым ядерным циклом небольшой от единиц тысяч кВт и далее мощности, доступной по цене небогатым странам. В случае удачи, окажемся на сравнительно долгое время вне конкуренции...
argus98, RU22.11.22 21:49
> GAF - из соседней статьи -> Ссылка

"Специалисты российской атомной отрасли замыслили создать мобильную версию атомной станции малой мощности до 10 МВт "Шельф-М"(с)
GAF, RU22.11.22 22:45
> argus98
> GAF - из соседней статьи -> Ссылка

"Специалисты российской атомной отрасли замыслили создать мобильную версию атомной станции малой мощности до 10 МВт "Шельф-М"(с)
Если правильно понял материал по ссылке, речь идёт об обычном реакторе на тепловых нейтронах, а не о реакторе с замкнутым ядерным циклом как у реактора "Брест-ОД-300", строительство которого начато в Томске. Практически безотходная технология. Всё загруженное в него "выгорает дотла". Оттого он и "вечный". Один раз загрузил, и пей кофе, стряхивая пепел сигары в пепельницу - "мечта поэта"...
Аббе, RU23.11.22 04:49
> GAF
> argus98
> GAF - из соседней статьи -> Ссылка

"Специалисты российской атомной отрасли замыслили создать мобильную версию атомной станции малой мощности до 10 МВт "Шельф-М"(с)
Если правильно понял материал по ссылке, речь идёт об обычном реакторе на тепловых нейтронах, а не о реакторе с замкнутым ядерным циклом как у реактора "Брест-ОД-300", строительство которого начато в Томске. Практически безотходная технология. Всё загруженное в него "выгорает дотла". Оттого он и "вечный". Один раз загрузил, и пей кофе, стряхивая пепел сигары в пепельницу - "мечта поэта"...
Ходят слухи, что под исчерпание урана могут заняться реакторами на тории.
Печаль же в том, что у него в отработанном топливе будут намного более гадкие изотопы, чем после урана. Их тоже можно перерабатывать и отделять от "того, что можно пустить в дело".
Но увы, увы.
И сами сильно ядовитые (вторично - даже и полоний), и излучение от урана 232 - пакостное.
novl2000, RU23.11.22 09:59
> GAF
"Задача проекта "Прорыв" — показать, что реакторы на быстрых нейтронах экономически могут конкурировать с тепловыми, а по безопасности даже превосходить их. Если эта "проба пера" пройдет успешно, за опытным реактором БРЕСТ-ОД-300 последует уже промышленный БР-1200, а затем, возможно, проекты такого типа появятся и в других странах".
Большое будущее за малыми мобильными реакторами (ММР). Большое внимани к их разработке в США, Китае и др. странах, владеющих ядерными технологиями. Конкуренция будет будь здоров. Хорошо бы параллельно вести проект "Прорыв" по разработке транспортабельных вечных "батареек" с замкнутым ядерным циклом небольшой от единиц тысяч кВт и далее мощности, доступной по цене небогатым странам. В случае удачи, окажемся на сравнительно долгое время вне конкуренции...
Сильно сомневаюсь, что бридер со свинцовым теплоносителем экономически оправдано делать мелким, модульным.
Технологически, запустить такой реактор на порядок сложнее и дороже, чем водяной, и имеет смысл именно для наработки топлива.
Электроэнергия из него, просто бонусом от основной функции.
Батарейки с замкнутым ядерным циклом - не осуществимая фантазия.
Реальность такова, что если не найдется еще энергоисточника, те кто не озаботился созданием стационарной отрасли по наработке, очистке от ненужных изотопов ядерного топлива - просто пересядут обратно на лошадей. Не будет им никаких переносных батареек.
С бридерами пока тоже все не сильно радужно, МОХ топливо это не чистый плутоний, это смесь, и пока в него идет и природный уран. Просто его там меньше.
Можно конечно из тория сначала лепить уран 233. И он уже готов к делению.
Но. После облучения бланкетов с топливом в бридере, бланкеты содержат коктейль из различных изотопов.
Возникает довольно сложная задача. Агнцев от козлищ. Задача решаемая, разделяют химическим способом, но это все тоже не бесплатно.
***
Наши западные друзья пошли по пути ветряков и солнечных панелей.
Чтож, благо им. Но для этого всего нужны негры. Хотя для них это нормально.
Панели нужно каждый день тереть тряпкой, иначе толку от них.
Ветряки мазать и прокручивать когда нет ветра. Вобщем энергия из этого идет бонусом если
имеются рабы для этих "работ".
***
Хотя, справедливости ради, Торий тоже с душком. Это редкоземельный металл. Слово редкоземельный означает, что нужно выкопать 100 тонн, чтобы получить 1 килограмм. Так вот, если копать торий полученным от него электричеством, а не экскаватором на соляре - можно и не начинать. Энергобаланс то есть будет не сильно радужным.
English
Архив
Форум

 Наши публикациивсе статьи rss

» Памяти Фывы
» Сможет ли Россия победить в Третьей Отечественной Войне?
» Стратегия США: Уничтожение капитализма
» Чем национализм отличается от нацизма
» Кризис и распад колониальной системы.
» США на Украине: "Тактика использования полезных идиотов"
» С ДНЕМ ПОБЕДЫ!
» Может ли Запад ударить по Китаю так же, как он ударил по России?
» Воюй или умри

 Новостивсе статьи rss

» Инвесторы бегут из фондов акций США
» Из украинского плена удалось освободить еще девять российских военных — Минобороны
» Российские силы за сутки поразили 56 украинских артподразделений
» Сможет ли Украина закупать электроэнергию в Евросоюзе
» СМИ: Британия намерена увеличить производство атомной энергии в три раза
» СМИ: США столкнулись с проблемой выхода из строя переданной ВСУ артиллерии
» Bloomberg сообщило о подготовке Кремлем указа о запрете продажи нефти участникам ценового ограничения
» Корабль Orion совершил маневр по выходу на дальнюю орбиту вокруг Луны

 Репортаживсе статьи rss

» Беспилотники vs бюрократия: новейшие российские разработки могут не взлететь
» Дума Краснодара беззвучно лишила полномочий депутата-предателя Азарова: а другие?
» Российские ядерщики запустили замкнутую реакцию
» Патогены Пентагона: украинский военно-биологический полигон США внедряет систему PACS
» Грузии надоело американское высокомерие
» В РФ придумали новый носитель информации на основе алмаза
» Сибирь способна прокормить планету
» Встреча с историками и представителями традиционных религий России

 Комментариивсе статьи rss

» «Мал, да удал»: к истории и современности российско-катарских отношений
» "Горький" банкет продемонстрировал гнев Европы по поводу "удара в спину" от США
» Россия и Алжир: стратегическое партнерство вопреки
» Россия добилась успеха не грабежом, а трудом
» Пророссийская пропаганда на встрече в Познани. "Польское правительство готовится к войне на востоке"
» Таджикистан подошел к транзиту власти
» Глава «АвтоВАЗа»: вопрос кооперации приобретает принципиальную важность
» «То, что Европу разденут догола, это, по-моему, совершенно очевидно»

 Аналитикавсе статьи rss

» Как управлять рабами. Практическая рекомендация
» СВО и контрбатарейная борьба
» Долговая лихорадка: больной давно потеет, но кризис все не наступает
» Мир без сверхдержав
» Останутся без металла: CША взялись за российский алюминий
» Символическая ресоветизация и низовой патриотизм
» Почему арабы помогают России
» Удобрения нашего роста
 
мобильная версия Сайт основан Натальей Лаваль в 2006 году © 2006-2022 Inca Group "War and Peace"