Содержание
Атомные малютки. В России нашли способ обезопасить советскую разработку
https://ria.ru/20220725/tpu-1804288271.html
Атомные малютки. В России нашли способ обезопасить советскую разработку
Атомные малютки. В России нашли способ обезопасить советскую разработку — РИА Новости, 25.07.2022
Атомные малютки. В России нашли способ обезопасить советскую разработку
Ученые ТПУ предложили новый поглотитель нейтронов для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов. По их словам, разработка поможет значительно… РИА Новости, 25.07.2022
2022-07-25T03:00
2022-07-25T03:00
2022-07-25T03:00
наука
университетская наука
технологии
россия
томский политехнический университет
навигатор абитуриента
энергетика
атомная энергетика
/html/head/meta[@name=’og:title’]/@content
/html/head/meta[@name=’og:description’]/@content
https://cdnn21.img.ria.ru/images/07e6/07/16/1804287090_0:44:2933:1694_1920x0_80_0_0_0976d189aeba9297b6c7c62c5c14fb39. jpg
МОСКВА, 25 июл — РИА Новости. Ученые ТПУ предложили новый поглотитель нейтронов для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов. По их словам, разработка поможет значительно повысить безопасность реакторов этого типа, разрабатываемых с середины ХХ века. Статья опубликована в Atomic Energy.Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) — маломощные ядерные установки, в которых для отведения получаемой энергии используются не жидкость, а газ. Реакторы этого типа производят электроэнергию и высокотемпературное тепло, применяемое для производства водорода, опреснения морской воды и централизованного теплоснабжения, рассказали специалисты.По словам ученых ТПУ, при сравнительной простоте конструкции и обслуживания ВТГР имеют большой коэффициент полезного действия, порядка 50 процентов, а также весьма высокую эффективность использования топлива, благодаря которой они работают без перезарядки около десяти лет. К тому же они могут иметь относительной малые размеры (например, помещены в космический корабль.
— Прим. ред.)Эти качества делают ВТГР оптимальным решением для обеспечения энергией и теплом поселений и предприятий в труднодоступных районах, например, на Крайнем Севере, объяснили специалисты. Однако с середины ХХ века оставались нерешенными некоторые технологические проблемы, что делало их серийное строительство экономически нецелесообразным.Ученые Томского политехнического университета (ТПУ) разработали новый метод контроля реактивности ВТГР, резко повышающий их безопасность. Он основан на применении газообразного трифторида бора в качестве поглотителя нейтронов, испускаемых ядерным топливом.Применение нового поглотителя не только позволит более эффективно управлять ядерной реакцией: его обогащенный вариант, как рассказали ученые, также хорошо подходит для безопасной аварийной остановки реактора.»Трифторид бора позволяет оперативно влиять на изменение нейтронно-физических параметров реактора при отклонении от нормы», — отметил Владимир Кнышев.По словам авторов исследования, основное преимущество трифторида бора заключается в способности сохранять газообразное состояние и не разлагаться при температуре до 1000 °С.
Соединение, как объяснили ученые, довольно токсично, но оно полностью нейтрализуется в обычной воде при комнатной температуре.Основой для разработки послужил ВТГР с гелиевым теплоотведением, ранее разработанный в ТПУ. Реактор этого типа имеет модульную конструкцию, позволяющую оптимизировать его для решения разнообразных энергетических задач, рассказали в университете.В настоящее время научный коллектив продолжает испытания новой системы, подготавливая ее для применения в условиях реального производства.Томский политехнический университет — участник программы Минобрнауки России «Приоритет 2030» по треку «Исследовательское лидерство». В программе развития ТПУ, по «Приоритету 2030», заложено три стратегических проекта — «Энергия будущего», «Инженерия здоровья» и «Новое инженерное образование».
https://ria.ru/20211211/tpu-1763150054.html
https://ria.ru/20211217/tpu-1764047097.html
https://ria.ru/20210609/tpu-1736123076.html
россия
РИА Новости
1
5
4.
7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
2022
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
Новости
ru-RU
https://ria.ru/docs/about/copyright.html
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
1920
1080
true
1920
1440
true
https://cdnn21.img.ria.ru/images/07e6/07/16/1804287090_26:0:2755:2047_1920x0_80_0_0_e7e39b93ce57debbf722bc9d2807e557.jpg
1920
1920
true
РИА Новости
1
5
4.7
96
internet-group@rian.
ru
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
университетская наука, технологии, россия, томский политехнический университет, навигатор абитуриента, энергетика, атомная энергетика
Наука, Университетская наука, Технологии, Россия, Томский политехнический университет, Навигатор абитуриента, Энергетика, Атомная энергетика
МОСКВА, 25 июл — РИА Новости. Ученые ТПУ предложили новый поглотитель нейтронов для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов. По их словам, разработка поможет значительно повысить безопасность реакторов этого типа, разрабатываемых с середины ХХ века. Статья опубликована в Atomic Energy.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) — маломощные ядерные установки, в которых для отведения получаемой энергии используются не жидкость, а газ.
Реакторы этого типа производят электроэнергию и высокотемпературное тепло, применяемое для производства водорода, опреснения морской воды и централизованного теплоснабжения, рассказали специалисты.
По словам ученых ТПУ, при сравнительной простоте конструкции и обслуживания ВТГР имеют большой коэффициент полезного действия, порядка 50 процентов, а также весьма высокую эффективность использования топлива, благодаря которой они работают без перезарядки около десяти лет. К тому же они могут иметь относительной малые размеры (например, помещены в космический корабль. — Прим. ред.)
11 декабря 2021, 09:00Наука
Разработка из России поможет создать новые топливные накопители водорода
Эти качества делают ВТГР оптимальным решением для обеспечения энергией и теплом поселений и предприятий в труднодоступных районах, например, на Крайнем Севере, объяснили специалисты. Однако с середины ХХ века оставались нерешенными некоторые технологические проблемы, что делало их серийное строительство экономически нецелесообразным.
Ученые Томского политехнического университета (ТПУ) разработали новый метод контроля реактивности ВТГР, резко повышающий их безопасность. Он основан на применении газообразного трифторида бора в качестве поглотителя нейтронов, испускаемых ядерным топливом.
«ВТГР — актуальные системы для современной атомной энергетики, сейчас их строят в Китае, России, США, Великобритании. Благодаря нашей разработке неконтролируемые ядерные реакции ВТГР, подобные аварии в британском Уиндскейле, станут крайне маловероятны», — рассказал ассистент отделения ядерно-топливного цикла ТПУ Владимир Кнышев.
Применение нового поглотителя не только позволит более эффективно управлять ядерной реакцией: его обогащенный вариант, как рассказали ученые, также хорошо подходит для безопасной аварийной остановки реактора.
«Трифторид бора позволяет оперативно влиять на изменение нейтронно-физических параметров реактора при отклонении от нормы», — отметил Владимир Кнышев.
По словам авторов исследования, основное преимущество трифторида бора заключается в способности сохранять газообразное состояние и не разлагаться при температуре до 1000 °С.
Соединение, как объяснили ученые, довольно токсично, но оно полностью нейтрализуется в обычной воде при комнатной температуре.
17 декабря 2021, 03:00Ядерные технологии
В России создали новое средство безопасности для АЭС
Основой для разработки послужил ВТГР с гелиевым теплоотведением, ранее разработанный в ТПУ. Реактор этого типа имеет модульную конструкцию, позволяющую оптимизировать его для решения разнообразных энергетических задач, рассказали в университете.
В настоящее время научный коллектив продолжает испытания новой системы, подготавливая ее для применения в условиях реального производства.
Томский политехнический университет — участник программы Минобрнауки России «Приоритет 2030» по треку «Исследовательское лидерство». В программе развития ТПУ, по «Приоритету 2030», заложено три стратегических проекта — «Энергия будущего», «Инженерия здоровья» и «Новое инженерное образование».
9 июня 2021, 03:00Наука
В России разрабатывают покрытие с уникальными свойствами против радиации
«Росатом» планирует создать газоохлаждаемый реактор для получения водорода
https://ria.
ru/20220826/rosatom-1812220115.html
«Росатом» планирует создать газоохлаждаемый реактор для получения водорода
«Росатом» планирует создать газоохлаждаемый реактор для получения водорода — РИА Новости, 26.08.2022
«Росатом» планирует создать газоохлаждаемый реактор для получения водорода
Госкорпорация «Росатом» планирует к 2030-2032 году реализовать проект по получению водорода на атомной энерготехнологической станции на высокотемпературном… РИА Новости, 26.08.2022
2022-08-26T08:31
2022-08-26T08:31
2022-08-26T08:32
сахалин
европа
кольский полуостров
государственная корпорация по атомной энергии «росатом»
курская аэс
кольская аэс
/html/head/meta[@name=’og:title’]/@content
/html/head/meta[@name=’og:description’]/@content
https://cdnn21.img.ria.ru/images/07e5/0a/13/1755147359_0:18:3224:1831_1920x0_80_0_0_0be3d2375e3d8c7d3cc875e90f90ce6b.jpg
НОВОСИБИРСК, 26 авг – РИА Новости. Госкорпорация «Росатом» планирует к 2030-2032 году реализовать проект по получению водорода на атомной энерготехнологической станции на высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе, сообщил в пятницу на форуме «Технопром-2022» руководитель направлений науки и инноваций госкорпорации «Росатом» Мирон Боргулев.
«Наш самый главный проект технологии получения водорода и основная ставка «Росатома» в водородной энергетике — это атомная энерготехнологическая станция на высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе. Это новый тип реактора, охлаждаемый не водой, а гелием в первом контуре и, соответственно, дающий очень высокотемпературный пар порядка 750-850 градусов, а можно и выше», — рассказал он.В «Росатоме» планируют, что на разработку и запуск проекта уйдет около десяти лет.»Мы предполагаем, что где-то к 2030-2032 году этот проект мы сможем запустить. На нем конверсия метана не потребует сжигания значительной части этого метана для получения нужных температур, соответственно получается снижение углеродного следа», — пояснил Боргулев.Он отметил, что якорным заказчиком проекта в определенной части является сам «Росатом», который развивает проекты водородной энергетики, в частности, на Сахалине. Второе направление – это получение водорода на действующих атомных электростанциях.»Как минимум две точки можно назвать.
Это Кольская АЭС, где уже сейчас большой избыток электроэнергии и там даже создается испытательный комплекс. Предполагалось, что там будет получаться большое количество водорода с экспортом в Европу. Сейчас мы смотрим на возможные местные рынки вокруг Кольского полуострова… Второй момент – Курская АЭС», — сказал он.
https://ria.ru/20220727/rosatom-1805308084.html
https://ria.ru/20220708/rosatom-1801224758.html
сахалин
европа
кольский полуостров
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
2022
Варвара Скокшина
Варвара Скокшина
Новости
ru-RU
https://ria.ru/docs/about/copyright.html
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.
xn--p1ai/awards/
1920
1080
true
1920
1440
true
https://cdnn21.img.ria.ru/images/07e5/0a/13/1755147359_127:0:2858:2048_1920x0_80_0_0_6b5f8f9bf07a0afb073e63ac7d1fd94d.jpg
1920
1920
true
РИА Новости
1
5
4.7
96
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
Варвара Скокшина
сахалин, европа, кольский полуостров, государственная корпорация по атомной энергии «росатом», курская аэс, кольская аэс
Сахалин, Европа, Кольский полуостров, Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом», Курская АЭС, Кольская АЭС
НОВОСИБИРСК, 26 авг – РИА Новости. Госкорпорация «Росатом» планирует к 2030-2032 году реализовать проект по получению водорода на атомной энерготехнологической станции на высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе, сообщил в пятницу на форуме «Технопром-2022» руководитель направлений науки и инноваций госкорпорации «Росатом» Мирон Боргулев.
«Наш самый главный проект технологии получения водорода и основная ставка «Росатома» в водородной энергетике — это атомная энерготехнологическая станция на высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе. Это новый тип реактора, охлаждаемый не водой, а гелием в первом контуре и, соответственно, дающий очень высокотемпературный пар порядка 750-850 градусов, а можно и выше», — рассказал он.
В «Росатоме» планируют, что на разработку и запуск проекта уйдет около десяти лет.
«Мы предполагаем, что где-то к 2030-2032 году этот проект мы сможем запустить. На нем конверсия метана не потребует сжигания значительной части этого метана для получения нужных температур, соответственно получается снижение углеродного следа», — пояснил Боргулев.
27 июля, 13:15Ядерные технологии
«Росатом» успешно освоил ключевой этап технологий энергетики будущего
Он отметил, что якорным заказчиком проекта в определенной части является сам «Росатом», который развивает проекты водородной энергетики, в частности, на Сахалине.
Второе направление – это получение водорода на действующих атомных электростанциях.
«Как минимум две точки можно назвать. Это Кольская АЭС, где уже сейчас большой избыток электроэнергии и там даже создается испытательный комплекс. Предполагалось, что там будет получаться большое количество водорода с экспортом в Европу. Сейчас мы смотрим на возможные местные рынки вокруг Кольского полуострова… Второй момент – Курская АЭС», — сказал он.
8 июля, 14:45
«Росатом» запустит сборочное производство литий-ионных батарей
Агентство по ядерной энергии (NEA) – Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением
-
Домашняя страница
-
Темы
- Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Когенерация
Реакторы с газовым охлаждением
Реакторы поколения IV
Мультифизика
Ядерная наука
Реакторная физика
…
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR), также известные как сверхвысокотемпературные реакторы (VHTR), представляют собой реакторы поколения IV, которые могут работать при очень высоких температурах и использовать ядерный реактор с графитовым замедлителем -через урановый топливный цикл.
Эта конструкция обеспечивает очень высокую температуру на выходе порядка 1000°C. Первая конструкция HTGR была предложена в Clinton Laboratories (ныне Национальная лаборатория Ок-Риджа) в 1947 году. Германия также сыграла значительную роль в разработке HTGR в течение следующего десятилетия. Реактор Peach Bottom в Соединенных Штатах (США) был первым HTGR, производившим электроэнергию, который работал с 1966 по 1974 год как демонстрационная установка мощностью 150 МВт (тепл.). Электростанция Fort St. Vrain была первой коммерческой энергетической установкой, работавшей с 1979 по 1989 год с номинальной мощностью 842 МВт (тепл.). Несмотря на то, что у реактора возникли проблемы с эксплуатацией, которые привели к его выводу из эксплуатации по экономическим причинам, он послужил доказательством концепции HTGR в Соединенных Штатах. HTGR также существовали в Великобритании (реактор Dragon) и Германии (AVR и THTR-300), а в настоящее время существуют в Японии (HTTR с призматическим топливом мощностью 30 МВт) и Китайской Народной Республике (HTR-300).
10, конструкция галечного слоя с выработкой 10 МВт). Два полномасштабных ВТГР с галечным слоем, каждый на 100-19В Китае строятся электрические производственные мощности мощностью 5 МВт, и проектировщики реакторов продвигают их в нескольких странах. Атомная станция следующего поколения (NGNP) Министерства энергетики США (DOE) представляет собой значительную и растущую деятельность в Соединенных Штатах.
Связанные события
Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением и промышленное теплоснабжение — выпуск отчета
ВСЕ СОБЫТИЯ
ПОСМОТРЕТЬ ВСЕ В ЭТОЙ КАТЕГОРИИ
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы и промышленные тепловые установки
16 июня 2022 г.
Когенерация
Английский
Реакторы с газовым охлаждением
Реакторы поколения IV
Водород
Ядерные технологии
СМР
Фундаментальные исследования в области высокотемпературной техники
1 июня 2004 г.
Английский
Реакторы с газовым охлаждением
Реакторы поколения IV
Мультифизика
Ядерная наука
Труды
Реакторная физика
Фундаментальные исследования в области высокотемпературной техники
29 мая 2002 г.
Английский
Реакторы с газовым охлаждением
Реакторы поколения IV
Мультифизика
Ядерная наука
Труды
Реакторная физика
В ответ на растущий интерес к HTGR и потребность в улучшении знаний о материалах для ядерных применений, устойчивых к высоким температурам, NEA организовало серию из трех встреч по обмену информацией по фундаментальным исследованиям в области высокотемпературной техники.
- Материалы первого совещания (1999 г.) охватывают исследования воздействия облучения на перспективные материалы, поведение HTGR, связанное с безопасностью, и разработку контрольно-измерительных приборов реакторных установок. Они также включают рекомендации по дальнейшему продвижению международного сотрудничества.
- Материалы второго совещания (2001 г.) содержат обзор деятельности, проводимой в восьми странах, улучшения свойств материалов для применения ВТГР, методов внутриреакторного мониторинга и свойств облученного графита, а также изготовления и характеристик топлива ВТГР.
- В материалах третьего заседания (2003 г.) представлен краткий обзор проводимых в настоящее время высокотемпературных исследований, включая исследования поведения облученного графита и улучшения свойств материала при высокотемпературном облучении. Они также содержат рекомендации для дальнейшей международной работы в области высокотемпературной техники.
Ян Хилл
Портал GIF — газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах (GFR)
|
Технологическая дорожная карта для ядерно-энергетических систем поколения IV
23. |
Система GFR представляет собой высокотемпературный гелиевый реактор быстрого спектра с замкнутым топливным циклом. Он сочетает в себе преимущества систем быстрого спектра для долгосрочной устойчивости ресурсов урана и минимизации отходов (за счет многократной переработки топлива и деления долгоживущих актинидов) с преимуществами высокотемпературных систем (высокая эффективность теплового цикла и промышленное использование генерируемое тепло, например, для производства водорода). GFR использует те же процессы переработки топлива, что и SFR, и ту же технологию реактора, что и VHTR. Поэтому его подход к разработке заключается в том, чтобы полагаться, насколько это возможно, на технологии, разработанные для VHTR в отношении конструкций, материалов, компонентов и системы преобразования энергии. Тем не менее, это требует специальных НИОКР, выходящих за рамки текущей и предполагаемой работы над системой VHTR, в основном в отношении конструкции активной зоны и подхода к обеспечению безопасности. Базовый проект для GFR основан на активной зоне реактора мощностью 2 400 МВт, заключенной в стальной корпус высокого давления. Активная зона состоит из сборки шестиугольных топливных элементов, каждый из которых состоит из стержней с керамическим покрытием и топливом из смешанного карбида, содержащихся внутри керамической шестигранной трубки. В настоящее время предпочтительным материалом для плакированных штифтов и шестигранных трубок является карбид кремния, армированный волокном. На рисунке ниже показана активная зона реактора, расположенная внутри изготовленного стального корпуса высокого давления, окруженного основными теплообменниками и контурами отвода остаточного тепла. Весь первичный контур заключен во вторичной границе давления, защитной оболочке. Теплоносителем является гелий, а температура на выходе из активной зоны будет порядка 850°C. Теплообменник передает тепло от первичного гелиевого теплоносителя вторичному газовому циклу, содержащему гелиево-азотную смесь, которая, в свою очередь, приводит в действие газовую турбину замкнутого цикла.
Каталожные номера
|
09.2013 
Отработанное тепло выхлопных газов газовой турбины используется для получения пара в парогенераторе, который затем используется для привода паровой турбины. Такой комбинированный цикл является обычной практикой на электростанциях, работающих на природном газе, поэтому представляет собой устоявшуюся технологию, с той лишь разницей, что в случае GFR используется газовая турбина замкнутого цикла. 
Добавить комментарий