Росатом начнет производство нового вида топлива для АЭС до конца 2014 года. Виды топлива аэс

ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ АЭС. ВИДЫ ТОПЛИВ. — Мегаобучалка

В качестве ядерного топлива на АЭС используют обогащенный уран 235 или плутоний 239й, которые при распаде переходят в уран 236 и плутоний 240. Ядерная энергия, освободившаяся, в результате цепных реакций деления превращается в теплоту, которую теплоносителями отводят из реактора. В качестве теплоносителей могут использовать очищенную воду, либо жидко-металлический, либо газовый. Все АЭС можно подразделить по принципиальным тепловым схемам на:

1. Одноконтурные, в которых пар непосредственно образуется в реакторе и подается на паровую турбину.

Рассмотрим такую схему АЭС рис «а»: 1 – реактор, 2 – паровая турбина, 4 – конденсатор, 6 – система регенерации и деаэрации, 7 – питательный насос.

Такая схема проста, дешевая, т.к. содержит малое количество элементов оборудования, но имеет отрицательную сторону, которая сводится к тому, что при радиоактивном заражении пара и воды эта радиация переносится и на все оборудование турбинного отделения, что в целом предъявляет значительные требования по биологической защите обслуживающего персонала.

2. Двухконтурные АЭС. В отличии от одноконтурной в двухконтурной в качестве теплоносителя первого контура может использоваться не только вода, но или расплавы металла и газы. Причем теплота, которую они получают в реакторе отдается теплоносителю второго контура в 8 – парогенераторе, куда подводится вода из контура турбины. В данной схеме рис «б» появляется дополнительное оборудование, но позволяет значительно уменьшить или исключить перенос радиоактивного загрязнения во второй контур, а значит оборудование турбинного отделения. Работу первого контура обеспечивает 9 – главный циркуляционный насос.

3. Трехконтурные АЭС. Имеют еще более сложную схему, в которой как первый так и второй контуры могут работать с различными теплоносителями. Причем передача теплоты от первого ко второму контуру будет осуществляться через промежуточный теплообменник. Рассмотрим такую схему рис «в».

Принцип работы АЭС: основан на том, что используется тепловая энергия деления ядра ядерного топлива (в нашем случае обогащенный уран 235 в смеси с незначительным количеством изотопов урана 238 – 99,3/0,7%). В результате воздействия на ядра урана 235 нейтронами, выделяются гамма-излучения и дополнительные нейтроны, которые и продолжают реакцию деления (нейтроны с низкой энергией), которые называются тепловыми или медленными. А ядерные реакторы, у которых нейтроны называются быстрыми, работают с ураном 238 или плутоний 239.

Рассмотрим простейшую принципиальную схему АЭС с реакторами ВВЭР-1000, работающим в комплекте с турбиной на насыщенном паре и с промежуточным сепаратором влаги.

Из схемы видно, что из реактора, где охлаждающая вода нагревается и её теплота подводится в парогенератор, где используется для водопарового тракта второго контура с получением насыщенного пара, причем из парогенератора (после сборного коллектора) пар не весь передается на ЦВД турбины, а часть его используется в качестве тепловой энергии в промежуточном ПП для того, чтобы в дальнейшем сработать в ЦНД. Для уменьшения влагосодержания пара после ЦВД перед промПП устанавливают сепаратор, где осуществляется осушка (выведение из пара) влаги. Максимальный перегрев может достигать 15-40°С, что позволяет значительно повысить КПД (ηoi). Кроме того обеспечивается надежность работы выходной ступени турбины при низких Р. На некоторых АЭС осуществляется двухступенчатый перегрев, осуществляемый в комбинированном сепараторе-парогенераторе, где в качестве дополнительного перегревателя добавляется второй промПП, в который заводят пар, взятый из частично сработанного в ЦВД.

На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 принята структура трех полностью независимых каналов системы безопасности. Каждый из которых по своей производительности, а также быстродействию и другим факторам обеспечивает радиационную и ядерную безопасность АЭС (включая возможно проектную аварию). САОАЗ – система аварийного охлаждения активной зоны реактора,3 – насос аварийного впрыска бора, 4 – бак концентрированного раствора бора, 5 – компенсатор давления, 6 – ГЦН, 7 – парогенератор.

В данной схеме реактор ВВЭР-1000 включен в первый контур, где циркулирует вода, подаваемая от ГЦНс Р=16Мпа, и которая в реакторе нагревается до t320, а затем отдавая теплоту в парогенераторе, охлаждается до t=280-290. В парогенераторе, включенному во второй контур, вода от теплоносителя нагревается, частично испаряется и в виде влажного насыщенного пара транспортируется к ЦВД,пройдя через сепаратор. Причем часть пара мимо ЦВД подается к сепаратору-пароперегревателю, где пар, выходящий из ЦВД, догревается до необходимых t,и вводится в ЦВДтурбины. Цикл работы турбины и её оборудования с системой регенерацией и деаэрацией, а также включенных насосов (подпиточные, конденсатные, питательные), возвращают питательную воду в парогенератор и цикл повторяется.

Компенсатор давления, включенный в прямую нитку первого контура позволяет не только регулировать давление этого контура, но и имея запас воды поддерживает расходную характеристику первого контура. Парогенератор представляет собой горизонтальную емкость, внутри которой имеется поверхность теплообмена, с площадью более 1000м2 с U-образными трубными пучками из нержавеющих трубок с d=16мм и толщиной 1,5мм. Концы трубок завальцованы в двух вертикальных коллекторах теплоносителя.

На ВВЭР-1000 предусмотрена установка 4х парогенераторов однокорпусных с теплообменной поверхностью погруженного типа. Подвод и отвод теплоносителя снизу через коллекторы. Вверху коллектора имеются люки для доступа к трубной системе. Существуют и парогенераторы вертикального типа (в основном на зарубежных АЭС), выполняющий те же функции, что и вышеназванный. В общем случае включение парогенераторов в третьих контурах АЭС предъявляет лишь требования по работе с теплоносителями других категорий помимо воды.

Парогенератор для ВВЭР-1000 имеет следующие технические данные: тепловая мощность – 750МВт, номинальная паропроизводительность – 1470т/ч, давление генерируемого пара – 6,3+/-0,2Мпа, температура генерируемого пара – 275-280°С, питательной воды 220°С. Кроме того предусмотрена аварийная подача питательной воды в количестве 5-163т/ч. Влажность пара на выходе из парогенератора находится на уровне не более 0,2%. Установка парогенератора осуществляется на специальных опорах с системой гидроамортизаторов, которые обеспечивают: восприятие весовых и сейсмических нагрузок, перемещение при термическом расширение трубопроводов и корпуса, а также восприятие усилий при возникновении разрыва трубопроводов с условным диаметром до 850мм. Снаружи ПГ закрыт тепловой изоляцией, которая прикреплена к корпусу без применения сварки. Срок службы рассчитан на 30 лет эксплуатации при номинальных нагрузках. Оборудование относится к первой категории сейсмостойкости и рассчитано на максимальное землетрясение 9б.

megaobuchalka.ru

Все виды разрабатываемого топлива для новых АЭС перспективны

Все идеи по созданию ядерного топлива для новых атомных станций в России, в том числе по MOX-топливу (Mixed-Oxide fuel - смешанное оксидное топливо) и нитридному топливу являются перспективными, заявил журналистам генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Евгений Романов.

В настоящее время в российской научной среде идут споры о том, каким должно быть ядерное топливо следующего поколения, в том числе для реакторов на быстрых нейтронах (БН, бридеры).

"Я считаю все основные идеи по этой теме перспективными и, более того, считаю крайнюю полярность споров относительно будущего топлива не просто лишенной смысла, но и вредной тенденцией", - сказал Романов.

Он отметил, что за долгое время споров "относительно наличия или отсутствия перспектив у того или иного вида топлива, в научной среде произошла определенная радикализация позиций".

"Грубо говоря, большинство стало отстаивать свою точку зрения при отрицании всех остальных. Так происходит всегда: если долго споришь, через какое-то время в аргументах уходишь в крайности. Как только мы прекратим обращать внимание на "исторический налет" вражды и обратимся к техническим характеристикам - все сразу встанет на свои места. МОХ-топливо - относительно зрелая технология. Французы на ней уже работают, с пуском БН-800 заработаем и мы. Технология эволюционная, является логическим продолжением существующей, открывает широкие перспективы по вовлечению накопленного запаса плутония и переработке облученного ядерного топлива. И отказ от МОХ - это верх беспечности. Мы его будем использовать в любом случае", - отметил Романов.

Нитридное топливо он назвал принципиально новой технологией, которая сулит хорошие перспективы.

"Главный недостаток - бумажный проект, опытных наработок очень мало. Но это не значит, что этим проектом не надо заниматься. Даже через "бумагу" видно, что технология перспективная. Ей нужно заниматься, и через некоторое время она, скорее всего, займет свое место в атомной энергетике. Но при этом эта технология не отменит всех предыдущих наработок. Так, сегодня мы разрабатываем блоки нового поколения. Но это вовсе не значит, что после окончания работ нужно будет немедленно закрыть все блоки предыдущего поколения", - сказал он.

Концерн "Росэнергоатом" эксплуатирует все АЭС России, в том числе уникальный энергоблок на быстрых нейтронах БН-600, более 30 лет эксплуатирующийся на Белоярской АЭС.

Росатом намерен активно развивать технологии на быстрых нейтронах, в которых Россия является мировым лидером, и помимо строительства на Белоярской АЭС энергоблока БН-800, планирует возвести и энергоблок БН-1200. Для этих двух блоков планируется создать производство MOX-топлива.

www.atomic-energy.ru

Все виды разрабатываемого топлива для новых АЭС перспективны / Блог Евгения Романова / Publicatom

Все идеи по созданию ядерного топлива для новых атомных станций в России, в том числе по MOX-топливу (Mixed-Oxide fuel — смешанное оксидное топливо) и нитридному топливу являются перспективными, заявил РИА Новости генеральный директор концерна «Росэнергоатом» Евгений Романов.

«Я считаю все основные идеи по этой теме перспективными и, более того, считаю крайнюю полярность споров относительно будущего топлива не просто лишенной смысла, но и вредной тенденцией», — сказал Романов.

Он отметил, что за долгое время споров «относительно наличия или отсутствия перспектив у того или иного вида топлива, в научной среде произошла определенная радикализация позиций».

«Грубо говоря, большинство стало отстаивать свою точку зрения при отрицании всех остальных. Так происходит всегда: если долго споришь, через какое-то время в аргументах уходишь в крайности. Как только мы прекратим обращать внимание на „исторический налет“ вражды и обратимся к техническим характеристикам — все сразу встанет на свои места. МОХ-топливо — относительно зрелая технология. Французы на ней уже работают, с пуском БН-800 заработаем и мы. Технология эволюционная, является логическим продолжением существующей, открывает широкие перспективы по вовлечению накопленного запаса плутония и переработке облученного ядерного топлива. И отказ от МОХ — это верх беспечности. Мы его будем использовать в любом случае», — отметил Романов.

Нитридное топливо он назвал принципиально новой технологией, которая сулит хорошие перспективы.

«Главный недостаток — бумажный проект, опытных наработок очень мало. Но это не значит, что этим проектом не надо заниматься. Даже через „бумагу“ видно, что технология перспективная. Ей нужно заниматься, и через некоторое время она, скорее всего, займет свое место в атомной энергетике. Но при этом эта технология не отменит всех предыдущих наработок. Так, сегодня мы разрабатываем блоки нового поколения. Но это вовсе не значит, что после окончания работ нужно будет немедленно закрыть все блоки предыдущего поколения», — сказал он.

Концерн «Росэнергоатом» эксплуатирует все АЭС России, в том числе уникальный энергоблок на быстрых нейтронах БН-600, более 30 лет эксплуатирующийся на Белоярской АЭС.

Росатом намерен активно развивать технологии на быстрых нейтронах, в которых Россия является мировым лидером, и помимо строительства на Белоярской АЭС энергоблока БН-800, планирует возвести и энергоблок БН-1200. Для этих двух блоков планируется создать производство MOX-топлива.

РИА Новости, 28.05.2012 14:29

publicatom.ru

Ядерное топливо

Я́дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления.

Общая информация

Цепная ядерная реакция представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления, с одновременным выделением нескольких (2—3) нейтронов, которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией. Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления — это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления. Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечетным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с четным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, т. к. при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235U между различными продуктами деления (в МэВ):

Полная энергия деления ~200

Кинетическая энергия осколков деления	162
Кинетическая энергия нейтронов деления	5
Энергия γ-излучения, сопровождающего захват нейтронов	10
Энергия γ-излучения продуктов деления	6
Энергия β-излучения продуктов деления	5
Энергия, уносимая нейтрино	11

Природный уран состоит из трех изотопов: 238U (99,282%), 235U (0,712%) и 234U (0,006%). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо приготовляют на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 10%, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20%. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.

Классификация

Ядерное топливо делится на два вида:

Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;
Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

Применение

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) в виде таблеток размером в несколько сантиметров.

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660°С. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500°С уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в полтора раза.

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500°С, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает выгорание, которое является одной из главных оценок экономики атомной энергетики.

Радиационная стойкость н механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO2. Её температура плавления равна 2800°С, плотность — 10,2 т/м3. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4·103 кВт/м2, при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200°С. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640°С. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется ещё токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно идут двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9% молибдена, залитых магнием.

Получение

Урановое топливо

Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:

Для бедных месторождений: В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские месторождения несогласия, где концентрация урана доходит до 30% и австралийских с содержанеим урана до 3%) используется способ подземного вышелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содеражат железо и пиролюзит, которые облегчают окисение. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.
Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды.
Гидрометаллургическая переработка — дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана U3O8 или диураната натрия Na2U2O7 или диураната аммония.
Перевод урана из оксида в тетрафторид UF4, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF6, который используется для обогащения урана по изотопу 235.
Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием (См. Разделение изотопов)
UF6, обогащенный по 235 изотопу переводят в двуокись UO2, из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Ториевое топливо

Торий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин:

Запасы урана достаточно велики;
Извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений;
Образование 232U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра 212Bi, 208Te, затрудняющие производство ТВЭЛов;
Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

Плутониевое топливо

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором.

См. также:

Регенерация

Основная статья: Отработанное ядерное топливо

При работе ядерного реактора, топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим, отработанные ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования.

В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем, полученный диоксид плутония PuO2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3—6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций.

Литература

БСЭ
Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

mediaknowledge.ru

Все виды разрабатываемого топлива для новых АЭС перспективны

14:2928.05.2012

(обновлено: 14:49 28.05.2012)

43101

Все идеи по созданию ядерного топлива для новых атомных станций в России, в том числе по MOX-топливу (Mixed-Oxide fuel - смешанное оксидное топливо) и нитридному топливу являются перспективными, заявил РИА Новости генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Евгений Романов.

МОСКВА, 28 мая - РИА Новости. Все идеи по созданию ядерного топлива для новых атомных станций в России, в том числе по MOX-топливу (Mixed-Oxide fuel - смешанное оксидное топливо) и нитридному топливу являются перспективными, заявил РИА Новости генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Евгений Романов.

Нитридное топливо он назвал принципиально новой технологией, которая сулит хорошие перспективы.

Концерн "Росэнергоатом" эксплуатирует все АЭС России, в том числе уникальный энергоблок на быстрых нейтронах БН-600, более 30 лет эксплуатирующийся на Белоярской АЭС.

ria.ru

Все виды разрабатываемого топлива для новых АЭС перспективны

Евгений РомановВсе идеи по созданию ядерного топлива для новых атомных станций в России, в том числе по MOX-топливу (Mixed-Oxide fuel - смешанное оксидное топливо) и нитридному топливу являются перспективными , заявил РИА Новости генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Евгений Романов.В настоящее время в российской научной среде идут споры о том, каким должно быть ядерное топливо следующего поколения, в том числе для реакторов на быстрых нейтронах (БН, бридеры).

"Грубо говоря, большинство стало отстаивать свою точку зрения при отрицании всех остальных. Так происходит всегда: если долго споришь, через какое-то время в аргументах уходишь в крайности. Как только мы прекратим обращать внимание на "исторический налет" вражды и обратимся к техническим характеристикам – все сразу встанет на свои места. МОХ-топливо - относительно зрелая технология. Французы на ней уже работают, с пуском БН-800 заработаем и мы. Технология эволюционная, является логическим продолжением существующей, открывает широкие перспективы по вовлечению накопленного запаса плутония и переработке облученного ядерного топлива. И отказ от МОХ - это верх беспечности. Мы его будем использовать в любом случае", - отметил Романов.

Нитридное топливо он назвал принципиально новой технологией, которая сулит хорошие перспективы.

www.seogan.ru

Росатом начнет производство нового вида топлива для АЭС до конца 2014 года

Подробности 14.06.2014 21:14

Цех Горно-химического комбината (ГХК) в Красноярском крае. Фото: ИТАР-ТАССПромышленное производство нового вида топлива (МОКС) для атомных станций на быстрых нейтронах запускает Горно-химический комбинат (ГХК, предприятие Госкорпорации "Росатом") в Красноярском крае. Об этом сообщил генеральный директор предприятия Петр Гаврилов в беседе с корр. ИТАР-ТАСС в ходе стартовавшего в четверг пресс-тура "Енисей РФ-2014".

"ГХК технологически готов запустить производство МОКС-топлива до конца 2014 года, - сказал Петр Гаврилов. - В 2015 году мы нарастим темпы производства и выйдем на проектные мощности к началу 2016 года".

Это МОКС-топливо имеет уже гарантированного потребителя - реактор БН-800 на Белоярской АЭС, отметил Гаврилов.

Производство МОКС-топлива разместится в горной выработке на глубине 200 метров, сообщил гендиректор ГХК.

МОКС-топливо - разновидность ядерного "оксидного" топлива, в котором вместо "традиционного" делящегося изотопа уран-235 используется плутоний-239. Технология замкнутого ядерного топливного цикла (в том числе использования МОКС-топлива - прим. ТАСС) повышает эффективность сжигания плутония в "быстрых" реакторах и сокращает количество ядерных материалов, находящихся в обращении в 100 раз. Пока технологией промышленного производства МОКС-топлива для реакторов на тепловых нейтронах обладает только Франция.

Зарегистрируйтесь для добавления комментариев