Россия приблизилась к завершению проекта "Прорыв"
Оригинал взят у dima_piterski в Россия приблизилась к завершению проекта "Прорыв"
17 марта компания "Атомпроект" представила участникам направления "Прорыв" внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу. Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов "замкнутого ядерного топливного цикла". Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах "Брест-300", проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.
Реализация проекта позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.
Суть проекта:
С технологической точки зрения сегодняшняя атомная энергетика основана на применении ядерных реакторов на медленных «тепловых» нейтронах с использованием открытого топливного цикла. Непосредственно для получения энергии можно использовать Уран-235 и Плутоний-239, и очень важно понимать, откуда что берется. Уран-235 получают из урановой руды, причем мало того, что сами по себе руды бедные, так еще и содержание изотопа Уран-235 в добытом уране менее 1% (в основном - это уран-238). Соответственно, помимо обычного, но недешевого обогащения требуется еще и сверхдорогое обогащение по изотопу, иначе не получить концентрата с приемлемым уровнем урана-235 (3-5%). В итоге топливо для реактора на медленных нейтронах состоит на 95% из Урана 238, а на долю «полезного» Урана-235 приходится всего лишь 5%. Плутоний-239 из руды добыть невозможно, он образуется только в результате ядерных реакций, поэтому самое интересное начинается дальше!
В «медленном» реакторе Уран-235 расщепляется, выделяя энергию. Уран-238, из которого и состоят в основном топливные стержни в таком реакторе не расщепляется. Лишь небольшая его часть, поглощая нейтроны, переходит в Плутоний-239. В итоге, в отработанном топливе содержится 94% «бесполезного» Урана 238, нарабатывается 1% Плутония-239, а остаток приходится на другие продукты деления. Плутоний-239 нужен, его можно выделить и добавлять в топливо для медленных реакторов вместо Урана-235, освоив новую топливную технологию. К сожалению Уран-238 остается ненужным и дорогим в хранении «балластом». Вдобавок ко всему еще остаются тысячи тонн обедненного гексафторида урана (ОГФУ), образующегося в процессе обогащения.
При использовании открытого цикла проблемы постепенно накапливаются - растет количество отходов, непрерывно требуются дополнительные специальные и очень дорогие склады отработанного ядерного топлива (ОЯТ).
Избавиться от проблем, удешевить процесс и многократно расширить сырьевую базу позволяют реакторы на быстрых нейтронах. Суть идеи заключается в том, что загрузив в такой реактор стержни из Урана-238 с небольшим количеством Плутония-239 для «затравки», мы получаем ядерную реакцию с выделением тепла, в процессе которой Уран-238 преобразуется в Плутоний-239. На выходе будет не только энергия, но и стержни, в которых Плутония-239 стало больше, чем до загрузки (а Урана-238 меньше). Остается выделить плутоний, изготовить из него топливо для медленных реакторов, и цикл можно повторять до тех пор, пока на планете не выработается весь Уран-238. Напомним, что его в 100 раз больше, чем применяемого сегодня Урана-235.
Закрытый цикл дает следующие преимущества:
- В производство идет Уран-238 и плутоний со складов ОЯТ;
- Используются огромные запасы обедненного гексафторида урана (ОГФУ);
- Из урановой руды достаточно получить Уран-238, которого в 100 раз больше, чем Урана-235;
- Количество радиоактивных отходов снижается в десятки раз, многократно упрощаются задачи обработки и хранения;
За шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации.
Более подробно - здесь
Реализация проекта "Прорыв" связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.
Источник
17 марта компания "Атомпроект" представила участникам направления "Прорыв" внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу. Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов "замкнутого ядерного топливного цикла". Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах "Брест-300", проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.
Реализация проекта позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.
Суть проекта:
С технологической точки зрения сегодняшняя атомная энергетика основана на применении ядерных реакторов на медленных «тепловых» нейтронах с использованием открытого топливного цикла. Непосредственно для получения энергии можно использовать Уран-235 и Плутоний-239, и очень важно понимать, откуда что берется. Уран-235 получают из урановой руды, причем мало того, что сами по себе руды бедные, так еще и содержание изотопа Уран-235 в добытом уране менее 1% (в основном - это уран-238). Соответственно, помимо обычного, но недешевого обогащения требуется еще и сверхдорогое обогащение по изотопу, иначе не получить концентрата с приемлемым уровнем урана-235 (3-5%). В итоге топливо для реактора на медленных нейтронах состоит на 95% из Урана 238, а на долю «полезного» Урана-235 приходится всего лишь 5%. Плутоний-239 из руды добыть невозможно, он образуется только в результате ядерных реакций, поэтому самое интересное начинается дальше!
В «медленном» реакторе Уран-235 расщепляется, выделяя энергию. Уран-238, из которого и состоят в основном топливные стержни в таком реакторе не расщепляется. Лишь небольшая его часть, поглощая нейтроны, переходит в Плутоний-239. В итоге, в отработанном топливе содержится 94% «бесполезного» Урана 238, нарабатывается 1% Плутония-239, а остаток приходится на другие продукты деления. Плутоний-239 нужен, его можно выделить и добавлять в топливо для медленных реакторов вместо Урана-235, освоив новую топливную технологию. К сожалению Уран-238 остается ненужным и дорогим в хранении «балластом». Вдобавок ко всему еще остаются тысячи тонн обедненного гексафторида урана (ОГФУ), образующегося в процессе обогащения.
При использовании открытого цикла проблемы постепенно накапливаются - растет количество отходов, непрерывно требуются дополнительные специальные и очень дорогие склады отработанного ядерного топлива (ОЯТ).
Избавиться от проблем, удешевить процесс и многократно расширить сырьевую базу позволяют реакторы на быстрых нейтронах. Суть идеи заключается в том, что загрузив в такой реактор стержни из Урана-238 с небольшим количеством Плутония-239 для «затравки», мы получаем ядерную реакцию с выделением тепла, в процессе которой Уран-238 преобразуется в Плутоний-239. На выходе будет не только энергия, но и стержни, в которых Плутония-239 стало больше, чем до загрузки (а Урана-238 меньше). Остается выделить плутоний, изготовить из него топливо для медленных реакторов, и цикл можно повторять до тех пор, пока на планете не выработается весь Уран-238. Напомним, что его в 100 раз больше, чем применяемого сегодня Урана-235.
Закрытый цикл дает следующие преимущества:
- В производство идет Уран-238 и плутоний со складов ОЯТ;
- Используются огромные запасы обедненного гексафторида урана (ОГФУ);
- Из урановой руды достаточно получить Уран-238, которого в 100 раз больше, чем Урана-235;
- Количество радиоактивных отходов снижается в десятки раз, многократно упрощаются задачи обработки и хранения;
За шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации.
Более подробно - здесь
Реализация проекта "Прорыв" связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.
Источник