"КРЫМСКИЙ ПОРТАЛ ЧЕРНОБЫЛЬЦЕВ - ЧЕРНОБЫЛЬСКИЙ СПАС" Росатом начал реакторные испытания уран-плутониевого МОКС-топлива для тепловых реакторов ВВЭР » Чернобыльский Спас

Логотип сайта

--------------------- КРЫМСКИЙ ПОРТАЛ ЧЕРНОБЫЛЬЦЕВ - ЧЕРНОБЫЛЬСКИЙ СПАС -----------------

Симферополь:



7 популярных статей
  • РООИ Союз «Чернобыль» РК информирует.
  • Представители ОСФР пообщались с «чернобыльцами»
  • Приказ МЧС России от 22 апреля 2025 г. № 352
  • 3 рекомендуемые статьи





    5 свежих комментариев

    Представители ОСФР пообщались с "чернобыльцами"....

    Длительное ожидание чернобыльца решения комиссии МСЭ.........

    РООИ Союз «Чернобыль» РК информирует......

    Женщина только через 20 лет узнала, что получала заниженную пенсию и заставила ПФР выплатить...

    Важное рабочее заседание руководителей СЧР
    КНИГИ О ЧЕРНОБЫЛЕ



































    ФИЛЬМЫ О ЧЕРНОБЫЛЕ













    КЛИКНИТЕ ОТКРОЕТСЯ



















    НОВОСТИ




    Праздники России





    СВЯЗЬ С АДМИНОМ САЙТА V







    СЧЕТЧИКИ

    Флаги стран, граждане которых посетили сайт свыше 110 раз

    Flag Counter

    СЧЕТЧИК FC ВКЛЮЧЕН 07.07.2016

    Яндекс.Метрика Top.Mail.Ru

    ЗАХОДИ, ЕСЛИ ЧЕ
    Информационный ресурс участников ЛПК на ЧАЭС, иных ядерных аварий, ПОРовцев, других граждан, подвергшихся воздействию радиации и членов их семей. ПО "Маяк", Семипалатинск, другие ядерные полигоны. О военной травме, 2 пенсиях, ЕДВ, ЕДК в ВВЗ, ДЕМО, других мерах социальной поддержки

      Росатом начал реакторные испытания уран-плутониевого МОКС-топлива для тепловых реакторов ВВЭР
    28-06-2023, 00:00 | Автор: shichkin1967 | Категория: Публикации
    Росатом начал реакторные испытания уран-плутониевого МОКС-топлива для тепловых реакторов ВВЭР

    Росатом начал реакторные испытания
    уран-плутониевого МОКС-топлива для тепловых реакторов ВВЭР




    В Научно-исследовательском институте атомных реакторов (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград) начались испытания тепловыделяющих элементов типа ВВЭР с уран-плутониевым МОКС-топливом в исследовательском реакторе МИР. По итогам облучения и специальных экспериментов ученые Росатома намерены обосновать эффективность и безопасность эксплуатации МОКС-топлива в реакторных установках типа ВВЭР, составляющих основу атомной энергетики в России и широко эксплуатирующихся за рубежом на АЭС российского дизайна.
    Это новый шаг российской атомной отрасли в замыкании ядерного топливного цикла. В настоящее время в России производится МОКС-топливо только для реакторов на быстрых нейтронах, на таком топливе работает самый мощный в мире «быстрый» реактор БН-800 в составе Белоярской АЭС. Для реакторных установок ВВЭР (легководные реакторы на тепловых нейтронах, западный аналог - PWR) учеными Росатома было разработано уран-плутониевое РЕМИКС-топливо, которое успешно прошло полный цикл эксплуатацииexternal link, opens in a new tab в виде опытных твэлов ВВЭР-1000, а сейчас эксплуатируется в составе полноценных РЕМИКС-ТВСexternal link, opens in a new tab.

    При этом содержание плутония в РЕМИКС-топливе – до 1,5%, оно имеет в основе смесь «невыгоревшего» регенерированного урана и образовавшегося в реакторе плутония. В свою очередь, МОКС-топливо – это смесь оксидов плутония, выделенного из отработавшего топлива, а также оксидов обедненного урана, который образуется как побочный продукт при производстве ядерного топлива на этапе обогащения урана. В МОКС-топливе для ВВЭР предполагается содержание плутония ориентировочно 5,5-7,5%. Это позволит обеспечить большую гибкость и эффективность использования регенерированных ядерных материалов в топливном цикле реакторов ВВЭР и оптимизировать затраты на фабрикацию уран-плутониевого топлива при переходе к его масштабному внедрению.

    «Сегодня, как и десятки лет назад, ядерное топливо для ВВЭР – это обогащенный природный уран, в редких случаях – регенерированный уран. Однако уже в недалеком будущем, имея подтвержденные референции по уран-плутониевому топливу, мы сможем предложить весь диапазон возможностей для топливной композиции, в зависимости от требований со стороны реакторной установки и стратегии топливного цикла. Учитывая, что основа атомной энергетики – это именно легководные тепловые реакторы, мы сможем многократно расширить их ресурсную базу, перерабатывать облученное топливо вместо хранения, а также значительно сократить объемы образования ядерных отходов», - отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.

    Исследовательский реактор МИР в Димитровграде
    Для испытаний в реакторе МИР в кооперации между предприятиями Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»: АО «ВНИИНМ», ПАО «НЗХК» и АО «СХК» - был изготовлен и прошел приемку 21 тепловыделяющий элемент (твэл) на базе таблеточного МОКС-топлива с содержанием энергетического плутония 5-12%. Экспериментальная топливная сборка, загруженная в петлевой канал исследовательского реактора, содержит 12 твэлов. Еще 9 «свежих» твэлов будут постепенно добавляться в кассету вместо облученных, часть которых на каждом этапе испытаний будет извлекаться для послереакторных исследований (по мере достижения определенного уровня «выгорания» топлива).

    «Для получения необходимых экспериментальных данных специалистам предприятия была проведена вся необходимая предварительная работа. В частности, разработаны методики испытаний и выполнены предварительные расчеты, подготовлена программа материаловедческих исследований, конструкторская документация. Инфраструктура предприятия позволяет проводить полный перечень как реакторных, так и послереакторных исследований. Понимая высокую востребованность подобной работы для наших партнеров, при поддержке Росатома мы системно работаем над реализацией проекта по модернизации реакторной базы и материаловедческого комплекса института», – сказал директор АО «ГНЦ НИИАР» Александр Тузов.

    Российская стратегия развития атомной отрасли на десятилетия вперед – создание двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, а также внедрение технологий замыкания ядерного топливного цикла, основанных на фабрикации свежего уран-плутониевого топлива из отработавшего топлива. При этом по мере более широкого распространения «быстрых» реакторов предполагается достигнуть баланса в «циркулировании» ядерных топливных материалов между установками, работающими на быстрых и тепловых нейтронах.

    https://www.atomic-energy.ru/news/2023/06/27/136576

    Если Вам понравилась новость поделитесь с друзьями :

    html-cсылка на публикацию
    BB-cсылка на публикацию
    Прямая ссылка на публикацию

    Смотрите также:
     |  Просмотров: 308  |  Комментариев: (0)
    Уважаемый посетитель, Вы зашли на сайт как незарегистрированный пользователь.
    Мы рекомендуем Вам зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.
    Добавление комментария
    Ваше Имя:
    Ваш E-Mail:
    Код:
    Кликните на изображение чтобы обновить код, если он неразборчив
    Введите код:





    ПОНРАВИЛАСЬ НОВОСТЬ ПОДЕЛИТЕСЬ С ДРУЗЬЯМИ:

    ВВЕРХ

    Бесплатная проверка работы вашего сайта
    Проверьте работу сайта с 20+ точек по всему миру!