Във Виена се проведе техническа среща на МААЕ, посветена на подхода за осигуряване безопасността на реактори на бързи неутрони с течнометален топлоносител и анализа и моделирането на тежки аварии, на която присъстваха представители на НТЦ ЯРБ.

Сред участниците бяха повече от 70 представители на регулаторни органи и организации за научно-техническа поддръжка, експлоатационни и проектантски организации, водещи изследователски центрове и университети от 16 страни-членки на МААЕ.

Срещата включваше работа в две секции:

Подход за осигуряване на безопасността на реактори на бързи неутрони с течнометален охладител, както и резултатите от дейността на регулаторните органи;
Анализ и моделиране на тежки аварии.

В рамките на секция № 2 беше представен докладът на ФБР „НТЦ ЯРБ“ „Изчислителен анализ на тежки аварии в реактори с натриев и оловен топлоносител“, представен от Станислава Сенаторова.

По време на събитието се проведоха и две панелни сесии.

В резултат на срещата в МААЕ се планира публикуването на нов технически документ, съдържащ резултатите от анализа и моделирането на тежки аварии за реактори на бързи неутрони с течнометален топлоносител (LMFR).

Източник: http://www.energyland.info/news-show-tek-atom-240799

В рамките на посещението на председателя на Китай Си Дзинпин в Москва, Русия и Китай подписаха комплексна програма за дългосрочно сътрудничество в областта на реакторите на бързи неутрони и затваряне на горивния цикъл. Документът бе парафиран от генералния директор на „Росатом“ Алексей Лихачов и ръководителя на Агенцията по атомна енергия на Китай Чжан Къцзян.

Споразумението има комплексен характер. То обхваща няколко ключови направления – разширяване на взаимодействието по настоящи, както и реализиране на нови проекти, свързани с реакторите на бързи неутрони, производство на уран-плутониево гориво, управление на отработено ядрено гориво и т.н. Комплексната програма предвижда подготовка до края на 2024 г. на „пътна карта“ за реализирането ѝ.

Един от най-големите проекти на руско-китайското сътрудничество е изграждането на АЕЦ „Тянван“ в провинция Цзянсу.  Седми и осми енергоблок се реализират от инженерното подразделение на „Росатом“. Освен това се изгражда АЕЦ „Сюйдапу“ в провинция Ляонин. Трети и четвърти енергоблок се строят по проект АЕС-2006 и съответстват на изискванията за безопасност на МААЕ.

Сред другите направления на сътрудничество е договор за доставка на гориво за реактор CFR-600, чиито изпълнител е компанията ТВЕЛ. Договорът е сключен през декември 2018 г.

Подробности на: http://www.energyland.info/news-show-tek-atom-240824

До края на годината се предвижда да бъдат изпратени още две партиди за първоначално зареждане и първо презареждане.

С пускането на първия енергоблок на атомната електроцентрала Xiapu в провинция Фудзиен, тя ще стане втората атомна електроцентрала в света с бърз реактор с голяма мощност.

Единствените аналози в света са енергоблоковете с реактори БН-600 и БН-800, които работят в състава на Белоярската АЕЦ.

Източник: t.me/StranaRosatom/3470

Източник: t.me/StranaRosatom/3470

Очаква се TerraPower да използва ноу-хауто на японската агенция, която има опит в експлоатацията на бързи реактори с натриево охлаждане като Monju и експерименталния бърз реактор Joyo.

TerraPower планира да построи бърз реактор с натриево охлаждане с мощност 345 MW в Уайоминг. Планира се строителството да бъде завършено през 2028 г.

Отбелязва се, че развитието на реактори с бързи неутрони в Япония е спряно, след като правителството реши да изведе Монджу от експлоатация през 2016 г. поради редица проблеми, включително изтичане на натриев топлоносител през 1995 година.

Японската агенция обмисля да предостави оперативни данни за експлоатацията и данни за безопасността на Монджу и Джойо, както и да използва своето експериментално съоръжение Athena в префектура Ибараки за разработване на технологии за безопасност. Агенцията от своя страна се надява да получи данни от TerraPower за проектиране на реакторите.

Източник: https://elektrovesti.net/79320_yaponiya-i-ssha-podpisali-soglashenie-o-sotrudnichestve-v-oblasti-reaktorov-na-bystrykh-neytronakh

Доставката е осъществена по силата на договор между ТВЕЛ, Китайската корпорация за ядрена енергийна индустрия (CNEIC) и Китайския институт за атомна енергия (CIAE), на чиято площадка е разположена реакторна инсталация.

Освен за изследователски цели, китайският експериментален реактор на бързи неутрони се използва и като част от  енергоблока с електрическа мощност 20 MW, включен в електроенергийната мрежа на страната.
Той е класифициран от Международната агенция за атомна енергия (МААЕ) като единствения в света енергиен реактор на бързи неутрони извън пределите на Русия.

Доставките на руско ядрено гориво са част от комплексна програма за руско-китайско сътрудничество в областта на развитието на технологиите на бързи неутрони.
В момента в китайската югоизточна провинция Фуцзян, като част от енергоблок с мощност 600 MW, се изгражда демонстрационен китайски реактор на бързи неутрони CFR-600. Това е логично продължение на проекта CEFR, създаден с участието на специалисти от „Росатом”. Горивото за този реактор също ще се произвежда от Машиностроителния завод в Електростал, където за целта се планира създаването на нова производствена площадка. Договорът за доставката на ядрено гориво за CFR-600 е между ТВЕЛ и CNLC (дъщерна компания  на Китайската национална атомна корпорация  CNNC) и влезе в сила в началото на 2019 г.

„Сътрудничеството с китайските партньори е стратегическо и мащабно за горивната компания  ТВЕЛ. Ние доставяме гориво за енергоблоковете на АЕЦ „Тянван” с реактори ВВЕР-1000, локализирахме с лицензия производството на гориво за ВВЕР-1000 в Ибинския завод и изнасяме руски комплектуващи части. Паралелно с това преговаряме  за доставката на гориво за новите китайски енергоблокове с реактори ВВЕР-1200, които ще строи „Росатом”.
Сътрудничеството в областта на бързите реактори и  горивния цикъл има стратегическо значение, тъй като спомага за създаването на двукомпонентна атомна енергетика на бъдещето”, отбеляза старши вицепрезидентът по търговията и международния бизнес на ТВЕЛ Олег Григориев.

За справка

Компанията за производство на гориво в състава на „Росатом” – ТВЕЛ включва предприятия за производство на ядрено гориво, конверсия и обогатяване на уран, производство на стабилни изотопи, производство на газови центрофуги, а също така научно-изследователски и конструкторски организации. Тя е единственият доставчик на ядрено гориво за руските АЕЦ. Горивната компания на „Росатом” – ТВЕЛ осигурява ядрено гориво за 76 енергийни реактора в 15 страни, изследователски реактори в осем страни, както и транспортни реактори за руския атомен флот. Всеки шести енергиен реактор в света работи с гориво, произведено от ТВЕЛ.  www.tvel.ru

Междувременно, по информация на японското издание Nikkei, Франция е съобщила на Япония, че през 2019 г. ще прекрати изследванията в рамките на проекта ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) и от 2020 г. не планира да отделя средства за този проект.

Според представител на CEA един от обсъжданите варианти е намаляване на мощността на ASTRID от първоначално планираните 600 MW до 100-200 MW.
Реакторът ASTRID с натриев топлоносител е един от няколкото нови дизайна от четвърто поколение, които могат да наследят реакторите с вода под налягане, работещи в повечето АЕЦ по света.
Според медиите, досега Франция е отделила 900 милиона евро за ASTRID.

Подробности на: https://www.reuters.com/article/us-france-nuclearpower-astrid/france-reviews-fast-breeder-nuclear-reactor-project-idUSKCN1NY27A

Още подробности на: https://asia.nikkei.com/Economy/France-halts-joint-nuclear-project-in-blow-to-Japan-s-fuel-cycle

Планира се реакторите на бързи неутрони да играят значителна роля в развитието на атомната енергетика на Китай. През 2017 г. Китай се обърна към Русия с инициатива за сътрудничество при изграждане на демонстрационен реактор на бързи неутрони CFR-600 – http://atominfo.bg/?p=66451. Проектът се разработва от китайската страна.

Русия притежава уникалната и единствена в света действаща експериментална база за провеждане на изследвания за обосновка на надеждността и безопасността на проекти за бързи реактори.
В Русия има и промишлено производство на т. нар. смесено оксидно уран- плутониево MOX-гориво за реактора на бързи неутрони БН-800, който работи в Четвърти енергоблок на Белоярската АЕЦ. Русия и Китай имат опит при сътрудничество в областта на реакторите на бързи неутрони.

В Китайския институт по атомна енергия с участие на Русия бе построен и пуснат през 2010 г. реактор CEFR (China Experimental Fast Reactor) – експериментален реактор на бързи неутрони с течнометален натриев топлоносител с електрическа мощност от 20 мегавата.

Източник: https://ria.ru/atomtec/20181026/1531557361.html

Това заяви генералният директор на „Росатом“ Алексей Лихачов по време на Източния икономически форум.

„Сега обсъждаме възможни проекти на „Росатом“ с участие на китайската страна, но засега преговорите се намират на най-начален етап“, каза Лихачов.

Но въпросът за сътрудничество в трети страни като пореден етап от развитието, въпросът за сътрудничество при използване на бързи реактори и затваряне на горивния цикъл доста отдавна се намират в общото ни полезрение, заяви Лихачов.

Източник: http://www.atomic-energy.ru/news/2018/09/13/88782

В бързия реактор размножител – FBR вече се провеждат дейности по изваждане на топлоотделящите сборки от натриевия резервоар на реактора.
Това съобщи Японската агенция по атомна енергия (JAEA).

През декември 2017 г. JAEA представи подборен план за извеждане от експлоатация, според който дейностите ще се провеждат в четири етапа.
През първия етап – до 2020 г., цялото гориво ще бъде преместено в басейна за отлежаване на касетите (БОК).
През втория и третия етап ще бъде изваден течният натриев топлоносител и ще бъде демонтирано съответното оборудване.
По време на четвъртия етап – до 2047 г. ще бъде демонтирана сградата на реактора. Дейностите се оценяват на 375 млрд. йени (3,7 млрд. долара).

Бързият реактор „Монжду“ с мощност 280 MW в град Цуруга, префектура Фукуи, бе пуснат през 1994 година.
Само след четири месеца реакторът бе спрян заради изтичане на 700 кг. течен натрий от втори контур.
През 2010 г. работата на реактора бе възобновена за малко, но бе отново спряна заради повреда на оборудването при презареждане на реактора.

Подробности на: http://www.atomic-energy.ru/news/2018/08/31/88530

Планира се реакторите на бързи неутрони да играят значителна роля в развитието на атомната енергетика на Китай, който в момента разработва проекта за CFR-600. В края на миналата година страната започна строителството на реактора.

Русия и Китай вече имат опит от партньорството си, свързано с реакторите на бързи неутрони. В Китайския институт по атомна енергия с участието на Русия бе построен и през 2010 г. пуснат в експлоатация реактор CEFR (The China Experimental Fast Reactor).
Ергоблокът с този експериментален реактор на бързи неутрони с течнометален натриев топлоносител и с топлинна мощност 65 MW е с електрическа мощност 20 MW.

Подробности на: https://ria.ru/atomtec/20180807/1526059134.html

Документът бе парафиран на 26 април във Вашингтон от министъра на енергетиката на САЩ Рик Пери и председателя на CEA Франсоа Жак.

Франция разработва реактор на бързи неутрони Astrid, който иска да пусне в експлоатация до 2040 г.
Прототипът на реактора с мощност от 600 MW трябва да бъде внедрен около 2025 г.

Работата в САЩ е ориентирана към оценка на системата, разработване на материали, анализ на безопасността на натриевите бързи реактори и внедряването им от гледна точка на управлението на отработено ядрено гориво.

Подробности на: http://www.world-nuclear-news.org/NP-France-USA-to-enhance-cooperation-on-fast-reactors-2704184.html

От 14 март до 16 март 2018 г. в Шенжен (Китай) се проведе международен симпозиум, посветен на разработването на бързи реактори с тежки течно-метални топлоносители (Heavy liquid-metal coolants – HLMC).

На него присъстваха представители на МААЕ, международния форум „Generation IV“, институти и компании от Русия, Италия, Белгия, Южна Корея и Швеция.

Китайската страна беше представена на симпозиума от представители на Министерството на науката и технологиите, Националната енергийна администрация, Академията на науките и други организации, отдели и фирми.
Като цяло – повече от 100 души взеха участие във форума.

Реакторите с тежко-метален топлоносител (олово или олово-бисмут), работещи в затворен ядрено-горивен цикъл, могат да използват гориво (уран или торий) по-ефективно от реакторите от трето поколение.
Те са подходящи и за целите на изгарянето на дългоживеещите актиниди, които се натрупват в отработилото ядрено гориво (ОЯГ) на леко-водните реактори, което ще даде възможност на ядрената енергетика да стане по-чиста, твърди съобщението на CGN.

В съобщението също така отбелязва, че технологично инертният и не изискващ високо налягане топлоносител базиран на олово, ще направи по-безопасни ядрените реактори.
„Бързите реактори с топлоносител на базата на олово са безопасни, икономични и устойчиви и това е едно от направленията, по които се развива перспективната ядрена енергетика“.

Още много подробности на: http://sinoatom.ru/?p=423

 „Русия и Япония последователно провеждат политика, насочена към затваряне на ядрения горивен цикъл и развитието на технологиите за реакторите на бързи неутрони, разглеждайки такава стратегия като ключова за конкурентоспособността на атомната енергетика в бъдеще, както и за намаляване на обемите от натрупаното отработено ядрено гориво и рационалното използване на урановите ресурси“, отбеляза след консултациите специалният представител по международни и научно-технически проекти на „Росатом“ Вячеслав Першуков.

През 2015 г. реакторът на бързи неутрони с натриев топлоносител и МОКС-гориво БН-800 бе включен към руската енергийна система. Русия разработва и реактор на бързи неутрони БН-1200. За реализиране на дългосрочната си стратегия, Русия разработва и реактора БРЕСТ. В него се използва оловен топлоносител и нитридно гориво. Работи се и по бърз реактор с оловно-бисмутов топлоносител (СВБР) за използване в дългосрочна перспектива в регионалните енергийни системи.

Източник: http://www.rosatom.ru/journalist/news/yaponskie-i-rossiyskie-spetsialisty-obsudili-voprosy-razvitiya-tekhnologiy-reaktorov-na-bystrykh-ney/

Планираният обем на дейностите включва строителство на безопасен завод за преработка на отработено ядрено гориво от реактори на бързи неутрони и свързаните с това електротехнически дейности, доставка на оборудване, създаване на системи за физическа защита.
Срокът за извършване на дейностите е 48 месеца.

Създаването на бързи реактори-размножители е един от приоритетите на индийската ядрена програма. Това е свързано с факта, че Индия има големи запаси от торий и се планира, с използването на плутоний, произведен в реакторите на лека и тежка вода, от този торий да се произвежда изотоп на уран-233.

Изграждането на прототип на реактор на бързи неутрони с мощност от 500 мегавата (PFBR) започна през 2004 г. в Калпаккам.
През юли министърът по атомна енергия на Индия Джитендра Сингх съобщи в долната палата на парламента, че енергоблокът ще бъде пуснат през тази година.

Подробности на: http://www.atomic-energy.ru/news/2017/08/09/78359

Най-напредналата досега технология е технологията за бързи реактори с натриево охлаждане. Опитът при експлоатацията на такива реактори се изразява в 400 реакторгодини.
С разработки в тази област се занимават Франция, Русия, Германия, Китай, Япония, Великобритания и САЩ.

В Русия е разработен проект за промишления реактор на бързи неутрони БН-1200, като в момента се решава въпросът за икономическата възможност за строителството му.

По отношение на бързите реактори в Русия са разработени много надеждни технологии, които в края на краищата са осигурили и изработване на електроенергия на добро ниво и добра безопасност на реактора.

Това заяви бившият вицепрезидент на Курчатовския институт академик Николай Пономарев-Степной. И БН-600, и БН-800 вплитат в себе си целия обем на работа и затова са безопасни.
Проектът, който е разработен и се предлага за изграждане – за БН-1200, също е интегрирал в себе си опита, получен от БН-600 и БН-800, като освен това са въведени и допълнителни елементи за безопасност.

Винаги съм бил противник да се избира едно или друго направление – бързи реактори или топлинни ректори.
Много отдавна започнахме да говорим, че ядрената енергетика трябва да има два компонента – топлинни реактори, които могат да бъдат широко използвани в различни точки на света, и бързи реактори, които ще осигурят за топлинните реактори от една страна гориво, ако не стига уран, заяви Пономарев-Степной.

Ефективността на двукомпонентната ядрена енергетика се състои в това, че бързите реактори могат да използват отработеното ядрено гориво от топлинните реактори, тъй като в него се съдържа достатъчно много плутоний.
Ако преработваме отработено ядрено гориво и извлечем плутоний, то ще можем да го използваме в бързите реактори. А по-чистият плутоний, който се получава в бързите реактори, може отново да се използва в топлинните реактори, допълни академикът.

Подробности на: http://www.atom.belta.by/ru/analytics_ru/view/v-napravlenii-bystryx-reaktorov-v-rossii-razrabotany-ochen-nadezhnye-texnologii-akademik-ran-9462/

Реакторът SEALER-3 е реактор на бързи неутрони с оловен топлоносител с мощност от 3 до 10 MW. Горивната кампания е от 10 до 30 години, горивото е уранов диоксид с обогатяване от 19,75%. Активната зона е съставена от 19 сборки, в които общо се намират 1729 горивни пръти. Височината на активната зона е 120 см, а диаметърът – около 80 см.

Проектът за реактор SEALER се реализира от частната шведска компания LeadColdReactors, основана през 2013 г. Тя трябва да привлече много големи финансови средства за достигане на целите си.
По тази причина LeadColdReactors има задача да намери пазар, на който биха били конкурентоспособни „свръхмалките целеви“ варианти на проекта за оловен реактор, изискващи минимални капиталови разходи.
Като такъв пазар компанията разглежда региони, където важна съставна единица на енергийния баланс са дизел генераторите.

Много подробности на: http://atominfo.ru/newsq/x0145.htm

Конференцията се провежда на всеки 4 години и затова носи неофициалното название “Олимпиада за бързи реактори”.

Предишната конференция се проведе в Париж през 2013 година.

В 08:30 часа местно време започна първата сесия, водена от Вячеслав Першуков.

През първия ден представители на основните ядрени сили представиха обзорни доклади за състоянието на техните програми за реактори на бързи неутрони.

Много подробности на: https://www.1prime.ru/INDUSTRY/20170626/827604555.html

Според данните на “Комерсант”, причината за замразяването на проекта БРЕСТ-300 е неговата растяща стойност. От държавната корпорация твърдят, че не става дума за пълно спиране на проекта.

„Росатом“ предлага за неопределен период да се отложи строителството на реактора БРЕСТ-300, един от елементите на проекта „Прорыв“ (включва проектиране и изграждане на нови бридери – ядрени реактори на бързи неутрони).
”В резултат на извършената през 2016 година приоритетизация на мероприятията е прието решение да се откажем от стартиране на инвестиционния проект БРЕСТ до момента на стабилизиране на икономическата ситуация в страната”, се казва в пояснителната записка към Федералната целева програма (ФЦП) “Ядрени енергийни технологии от ново поколение” за периода 2010-2020 година, за сметка на която се финансира проектът. Общият обем на ФЦП се свива със 17,2%, до 112,4 милиарда рубли.

„Прорыв“ трябва да стартира системата на затворения ядрено горивен цикъл – отработилото ядрено гориво (ОЯГ) след повторна преработка може отново да се използва в реакторите-размножители (бридери), използващи най-разпространения изотоп на урана – U²³⁸.
„Росатом“ е построил на Белоярската АЕЦ два опитно-промишлени бридера с натриев топлоносител — БН-600 и БН-800, планираше се строителството на комерсиалният БН-1200, но през миналата година проектът бе отлижен за неопределен срок.

БРЕСТ-300

с оловен топлоносител е паралелен проект на бридер с мощност 300 MW.Изграждането му бе планирано в Северск на площадката на Сибирския химически комбинат.
Там се създава демонстрационен комплекс на пълния цикъл – от производството на гориво за реакторите-размножители (бридери) до реакторната установка.
Стойността на комплекса, според източниците на “Комерсант” се определяше към 60 милиарда рубли.

В средата на декември миналата година заместник-ръководителят на “Росатом” Вячеслав Першуков съобщи, че са успели да намалят стройността на БРЕСТ-300 с 5 милиарда рубли.
Паралелно “Росатом” отмества сроковете за строителството на неговия модул за преработка на ОЯГ: планира се изграждането му да бъде синхронизирано със сроковете за съоръжаване на БРЕСТ.

Прорыв

Този инвестиционен проект – строителството на модула за фабрикация/рефабрикация (МФР) на уран-плутониево гориво си остава в предишните срокове (2020 година), но стойността му се намалява от 27,3 милиарда рубли до 20,75 милиарда рубли.
Намаляването ще дойде за сметка на извънбюджетни източници, като 5 милиарда бюджетни средства ще бъдат възстановени.

Всичко опира до финансирането

Според думите на източниците на “Коммерсант”, запознати със ситуацията, причината за замразяването на БРЕСТ е “същественото увеличаване на стойността му при запазване на предишните обеми на финансиране от бюджета”.
Отначало “Росатом” е планирал да включи разликата в собствената инвестиционна програма, но пр съгласуването на федералната целева програма (ФЦП) държавната корпорация не е представила документи за обосноваване възможността за отделяне на извънбюджетни източници.
По тази причина през 2016 година не се е работило по проекта, а “средствата в бюджета за 2016 година са били преразпределени по инициатива на самата корпорация”, казва събеседникът.

В края на декември 2016 година „Росатом“ е представил предложения за изменение на ФЦП, “изключвайки този обект от програмата”.
От министерството на икономиката съобщават, че “проектът на ФЦП се намира за разглеждане в министерството”.

От “Росатом” потвърждават, че самостоятелно са инициирали корекцията на ФЦП”: “Същността е намаляване на капиталните разходи по проектите от ФЦП, което отговаря на стратегията на корпорацията”.
В “Росатом считат, че коригирането на ФЦП не води до отказ от „Прорыва“: сега се извършва строителството на опитно-демонстрационния комплекс, изгражда се МФР.
”Ние не спираме строителството на реактора БРЕСТ, а го оптимизираме, синхронизирайки го със сроковете за изграждане на други обекти”, твърдят от държавната корпорация.

По оценка на главния редактор на независимото издание AtomInfo.Ru Александр Уваров, замразяването на проекта БРЕСТ-300“ е било очаквано на фона на ситуацията в страната”.
Той добави, че такива глобални проекти често постигат пълна реализация, преминавайки през временно намаляване на интереса.
Все пак “Росатом” еднозначно ще се върне към този проект “защото в него са вложени много пари”, въпреки че за конкретни срокове “да се говори на този етап е сложно”.

Източник: http://www.kommersant.ru/doc/3193623

Там в настоящия момент има един такъв реактор с мощност 500 мегавата, който се очаква напълно да влезе в строй до октомври 2017 година.

„Всички строителни дейности по PFBR са приключили и са започнали комплексните мероприятия по въвеждането му в експлоатация.
Очаква се реакторът напълно да влезе в строй до октомври тази година.
Забавянето основно се дължи на увеличаването на допълнителните проверки на оборудването до старта на експлоатацията му“, се казва в писмо на Джитендра Сингх, председател на Департамента по ядрена енергия на страната.

Източник: http://www.indiatimes.com

При затворения ядрено-горивен цикъл, за сметка на пълното използване на урановата суровина в реакторите-размножители на бързи неутрони (бридери), съществено ще се увеличи горивната база на ядрената енергетика, а също ще се появи възможност за значително намаляване обема на РАО благодарение на “изгарянето” на опасните радионуклиди.

Русия, както отбелязват експертите, заема първо място в света в технологиите за изграждане на “бързи” реактори.
Обосноваването на икономическата ефективност на проектите за РБН е една от главните задачи която трябва да се реши за внедряване на тези установки с цел търговското им използване.

“Учените от Росатом завършиха обширен цикъл от изследвания и сега ни е ясно, как да направим РБН комерсиално привлекателен, като се отчита затварянето на горивния цикъл и радиоеквивалентното погребване (РАО), намаляване на запасите от ОЯГ и изключване на урана от горивния цикъл. Така, че подобен реактор да бъде икономически изгоден даже и при сегашните цени на въглеводородите”, каза Першуков.

Той напомни, че в Русия на трети енергоблок на Белоярската АЕЦ повече от 30 години се експлоатира реакторът на бързи неутрони БН-600, а през тази година започна промишлената експлоатация на четвърти блок на централата с реактор БН-800.

По-рано имаше съобщения, че решението за изграждане в Русия на комерсиален енергоблок с реактор БН-1200 ще се взема въз основа на опита при експлоатацията на БН-800.

“Въвеждането в експлоатация на БН-800 е поредният успех на Росатом в програмата за развитие на бързите реактори,
следващият етап е БН-1200 и аз съм уверен, че ние ще завършим този реактор”, каза Першуков.

Източник: http://sdelanounas.ru/blogs/87633/

В САЩ руският ядрен енергоблок на бързи неутрони БН-800 бе определен за най-добрата АЕЦ на годината.

Целта на предстоящата конференция FR17 е създаване на експертна платформа за обмен на информация за международни и национални програми за реактори на бързи неутрони, за нови разработки в областта на „бързите“ реактори и горивните им цикли.
Първият такъв форум FR09 се проведе през 2009 г. в японския град Киото.

FR е глобален международен форум, на който пристигат представители на държавите, които се занимават с тематиката за “бързите” реактори. Подчертавайки значението на конференциите за ядрената енергетика, специалистите ги сравняват с олимпиадите в спорта.

Една от основните причини за избора на Екатеринбург за място на провеждане на конференцията е, че в разположената наблизо Белоярска АЕЦ в момента действат единствените в света „бързи“ енергийни реактори – БН-600 (в Трети енергоблок на централата) и БН-800 (в Четвърти енергоблок).

Счита се, че реакторите на бързи неутрони имат големи предимства за развитие на ядрената енергетика, като осигуряват затваряне на ядрения горивен цикъл.
В него чрез пълното използване на урановата суровина в реакторите-размножители на бързи неутрони съществено се увеличава горивната база на ядрената енергетика и се появява възможност за значително намаляване на ядрените отпадъци благодарение на изгарянето на опасните радионуклиди.
Русия заема първо място в света в технологиите за изграждане на „бързи“ реактори.

Подробности на: https://ria.ru/atomtec/20161108/1480891805.html

Челният опит на Русия при използване на тази технология представи заместник-директорът на департамента по международен бизнес и развитие на компанията „Концерн Росенергоатом“ Сергей Старостин.

„Русия е единствената страна с тридесет и пет години опит в ефективното използване на реакторите на бързи неутрони.
През 1980 г. в Белоярската АЕЦ бе пуснат в промишлена експлоатация реакторът БН-600, който днес осигурява електрическата енергия на Свердловска област.
През декември 2015 г. в мрежата бе включен новият, по-мощен реактор БН-800. Той вече е произвел повече от 2 милиарда киловатчаса електроенергия“, разказа Старостин. Благодарение на приемствеността на руските ядрени технологии, сега се разработва проект за новия реактор БН-1200, който е още по-мощен, надежден и ефективен от предишните“.

Той добави, че въвеждането в промишлена експлоатация на енергоблока с нов реактор БН-800 е един от етапите на реализиране в Русия на технологията на затворения горивен цикъл, която ще позволи да се използва отработеното ядрено гориво за производството на ново гориво, като по този начин производството на ядрена енергия ще стане по-безопасно за околната среда.

Значението на реакторите на бързи неутрони за екологията отбеляза и друг участник в дискусията, представителят на френската компания CEA Емануел Таурон. „Бързите реактори ще дадат възможност за съкращаване на нивото на натрупани тежки отпадъци и за значително технологично развитие, чрез комплексно използване на енергийни установки“, отбеляза той.

Ходът на развитие на новите реакторни проекти в САЩ осветли и президентът на ядреното общество на страната Андрю Клайн. По думите му „в САЩ днес съществува необходимост от създаване на търсене на подобни високотехнологични енергийни проекти на вътрешния пазар и организиране на съпътстваща инфраструктура. Само в този случай може да се говори за осъществимост на проекти с реактори от нов тип в страната“.

Перспективността на проектите с реактори от ново поколение подкрепи и представителят на испанската ядрена компания Tecnatom Фернандо Гера, който разказа за проблемите в развитието на атомната програма в страната си. „В близките години срокът на експлоатация на голяма част от ядрените обекти в Испания ще надхвърли 40 години, което означава, че още днес е необходимо да се замислим за модернизация на функциониращите АЕЦ. Новите, по-безопасни и ефективни реакторни технологии са необходими на Испания днес и ние трябва активно да работим по решаването на този въпрос“, заяви Гера.

Европейската конференция по ядрена енергетика (ENC 2016) е престижен международен форум, който се провежда под егидата на Европейското ядрено общество (ENS). Конференцията е площадка за открито взаимодействие между представителите на научната общност, ядрената промишленост и хората, отговорни за вземането на политически решения по ключови въпроси, свързани с бъдещото развитие на ядрената енергетика. Тази година конференцията се проведе във Варшава от 9 до 13 октомври.

Подробности на: http://www.rosatom.ru/journalist/news/predstavitel-rosenergoatoma-prinyal-uchastie-v-panelnoy-diskussii-v-ramkakh-european-nuclear-confere/

Според изданието, за реактора вече са похарчени 1,2 трилиона йени (12 милиарда долара), въпреки че той почти не е работил, а японското правителство обмисля какво да прави с него.

Само за поддържане на безопасността на реактора в спряното му сегашно състояние са необходими годишно по 20 милиарда йени (200 милиона долара).

Реакторът бе пуснат през август 1995 г., но през декември стана пробив в системата за охлаждане във втори контур. Той бе отново стартиран през май 2010 г. и спрян през август, заради попадане на тежък детайл (около 3 тона) в реактора. Планираше се през юни 2011 г. „Мондзю“ да бъде изведен на 40% мощност, но след аварията във Фукушима, тези планове бяха преразгледани.

Подробности на: http://www.atomic-energy.ru/news/2016/08/29/68591

Японската енергийна политика се сблъсква със сериозни затруднения през 2016 година, а именно с проблеми, свързани с експерименталния реактор.

Правителството се опитва да разработи промишлен реактор на бързи неутрони, за възпроизводство на ядрено гориво, с цел да се повиши нивото на самоосигуряване на петата по консумация на енергия икономика в света. Сега нивото на самоосигуряване на Япония е 6%.

Бедната на ресурси Япония внася от Канада и други държави всичкия уран необходим за производство на електроенергия от АЕЦ, но търси възможност за самостоятелно производство на ядрено гориво, използвайки реактор на бързи неутрони, който да произвежда повече плутоний, отколкото употребява.

Плутоният може да се използва за обикновените реактори и за реакторите на бързи неутрони чрез смесването му с уран. Сега Япония поръчва на чуждестранни компании да преработват отработилото ядрено гориво (ОЯГ) в уран-плутониев смесен оксид, планирайки в бъдеще да започне преработването у дома. Обаче, проектът на РБН наскоро се сблъска с проблеми, заплашващи спирането му.

През ноември миналата година Комисията по регулиране на атомната енергия предупреди правителството, че трябва да се гарантира безопасността на проблемния реактор Монджу, включително и възможното му затваряне, ако в продължение на 6 месеца не бъде намерен нов оператор.

Монджу – това е експериментален РБН. Правителството е изразходвало над 1 трилион йени (8,2 милиарда долара) по този проект. Но постоянните проблеми с безопасността доведоха до това, че реакторът през по-голямата част от времето е престоявал, откакто беше пуснат през 1994 година.

Комисията по регулиране на атомната енергия разкритикува сегашния оператор, японската агенция по ядрена енергетика, за липсата на сериозен прогрес в осигуряването на безопасността, даже и след като лавината от проблеми доведе до продължителното му спиране.

Министърът на науката Хироши Хазе, който отговаря за проекта, е направил списък на тези, които могат да продължат проекта на РБН. От друга страна, Комисията за регулиране на атомната енергия изказва сериозна загриженост относно съдбата на проекта, защото болшинството от експертите считат, че ще бъде извънредно трудно да се намери заместник на оператора.

Създаването на друг правителствен орган, очевидно, не представлява решение, след като неколкократните опити на правителството да експлоатира реактора Монджу са се провалили. Според мнението на експертите, ще бъде прекалено рисковано да се позволи на частна компания да носи отговорност за експерименталния реактор, където електроенергията се произвежда по по-сложен начин , отколкото в блоковете на лека вода.

Частната енергийна компания няма да разполага с достатъчно знания и опит, още по-малко за РБН, каза пред репортерите Макото Яги, председател на федерацията на електроенергийните компании на Япония, в отговор на въпрос, има ли кой да замени японската агенция по атомна енергия.

Историята на реактора Монджу е изпъстрена с дълъг списък от проблеми, започвайки с големия пожар, предизвикан от изтичане на натрий през 1995 година, което доведе до спиране на проекта до май 2010 година. През август същата година част от манипулатора на устройството за презареждане с гориво случайно е паднала в реактора и досега то е неработоспособно.

Закриването на реактора поради проблеми свързани с безопасността ще означава, че Япония се отказва от развитието на промишлени ядрени реактори на бързи неутрони. Обаче, прекратяването на проекта може да предизвика друг сериозен проблем – натрупване на големи количества плутоний, ако няма РБН работещ на уран-плутониево (MOX) гориво. Такова решение може да засили страховете на международната общност от използването на тези запаси за военни цели.

Представителят на Китай Фу Конг в реч пред Първия комитет на Генералната асамблея на ООН каза, че делящите се материали в Япония са достатъчни за изработване на повече от хиляда ядрени бойни глави.

Федерацията на електроенергийните компании на Япония планираше да се използва такова смесено гориво в 15 “обикновени” реактора с лека вода до края на 2016 година. Планът беше прекъснат след аварията на АЕЦ “Фукушима-1” през 2011 година.

Отказването от РБН поставя под съмнение японския план за преработване на ОЯГ. Задълбочава се безпокойството – какво ще се прави със запасите от това гориво?

Източник: http://topwar.ru/90584-problemy-s-eksperimentalnym-reaktorom-mondzyu.html

Според данните на JAEA, която е и оператор на централата, сработването на сигнализацията най-вероятно е било предизвиканоот повреда на датчика, доколкото следи от натрий не са били открити във филтрите, който трябва да го уловят ако има изтичане. А други прибори на са сработвали.

За справка

През ноември Комитетът по контрола на ядрената енергетика на Япония поиска да се смени операторът на “Мондю”. Според него, операторът не осигурява достатъчно ниво на безопасност на експерименталната централа.

И по-рано централата е имала проблеми свързани с изтичане на натрий. Едва година след пускането на енергоблока “Мондю” с мощност 280 MW – през 1995 година той беше спрян и консервиран вследствие на пожар, предизвикан от изтичане на натрий.

През 2011 година реакторът не беше пуснат поради аварията на АЕЦ “Фукушима-1”. През 2013 година с решение на Комитета за контрол на ядрената енергетика блокът е определен като недостатъчно безопасен.

Източник: http://regnum.ru/news/it/2044548.html

АЕЦ Мадрас (Калпаккам)

Очаква се – първият прототип на реактора-размножител на бързи неутрони PFBR (от англ. prototype fast breeder reactor) с мощност 500 MW да заработи през март-април 2016 година в АЕЦ Калпаккам (Мадрас) на 70 километра от Ченнаи в щата Тамилнаду, отбеляза той, предаде РИА Новости позовавайки се на агенция PTI.

“Комисията за избор на площадката разглежда няколко места и обсъжда подходящия им размер. Сега се планира да бъдат изградени два реактора-размножители на бързи неутрони в Калпаккам и още четири до 2030 година”, – каза Челлапанди.

Според думите му, след като прототипът успешно поработи една година, BHAVINI ще поиска разрешение от властите за изграждане на още 2 енергоблока с такива реактори на АЕЦ Калпакккам.

Съоръжаването на прототипния реактор е вече завършено и се очакват поетапни разрешения от регулатора Atomic Energy Regulatory Board (AERB) за зареждане с гориво и набиране на мощност.

Енергоблоковете с реактори на бързи неутрони могат съществено да разширят горивната база на ядрената енергетика и да минимизират РАО са сметка на организиране на затворен ядрено-горивен цикъл. Става дума за така наречените реактори-размножители, в които “изгарянето” на ядреното гориво се съпровожда с разширено възпроизводство на вторично “гориво”. Като суровина за горивото на такива реактори служат уран-238 и торий-232 (в Индия има големи запаси от торий).

Сега в Индия работят 21 ядрени енергоблока с обща мощност 5780 MW. Тринадесет от тях използват вносно ядрено гориво от Узбекистан, Русия, Канада и Казахстан. Реакторите на още осем блока ползват гориво произведено в Индия.

За справка

АЕЦ Мадрас (Калпаккам) е разположена в град Калпаккам щат Тамилнад в Индия, на 80 километра от град Ченнаи.

Централата има два действащи енергоблока по 220 MW, оборудавани с реактори PHWR.

Източник: http://www.seogan.ru/201512026771/indiya-xochet-imet-k-2030-godu-shest-energoblokov-aes-s-reaktorami-na-bistrix-neiytronax.html

Според главния технолог на проекта „Прорыв“ („Пробив“) Владимир Троянов, първите след-реакторни тестове, проведени в Научно-изследователския институт за ядрени реактори (НИИАР), са показали „феноменални резултати. Не са открити нарушения в целостта на горивния стълб, а деформацията на обвивките е малка“.

Той отбеляза, че състоянието на горивните касети е „удовлетворително и ресурсът им далеч не е изчерпан“.

Сборката КЭТВС-1 бе изработена преди три години от НИИАР. В състава й влизат четири експериментални топло-отделящи елемента (ТОЕ или твел) с нитридно гориво. Сборката е била заредена в реактора БН-600 на Белоярската АЕЦ.

След като е изработила съответния ресурс, тя е извадена от реактора и преместена за половин година във вътрешно-реакторното хранилище за намаляване на излъчването. След това облъчената КЭТВС-1 е върната в НИИАР за тестове, като първият цикъл от проверките е завършил в края на октомври 2015 година.

В момента за тестване в БН-600 се намират шест експериментални сборки, произведени от Сибирския химически комбинат.

Източник: http://www.nuclear.ru/news/97648/?sphrase_id=1669415

Енергоблоковете с реактори на бързи неутрони ще помогнат съществено да се разшири горивната база на ядрената енергетика на бъдещето и да се минимализира количеството на радиоактивните отпадъци благодарение на затворения ядрен горивен цикъл. Малко държави притежават технологията за такива реактори, като Русия е световен лидер в това направление.

Франция планира да изгради реактор на бързи неутрони от четвърто поколение с натриев топлоносител. Най-вероятното място за строителството е град Маркул в департамент Гар.

Беар добави, че предстои да се разработи пътна карта за съвместната работа на Москва и Париж по този проект.

Източник: www.ria.ru/

Делегация на Комисариата по ядрена енергия на Франция се запозна със системата за управление на ядреното гориво на трети блок с реактор БН-600.

Целта на съвещанието на руско-френската работна група на Белоярската АЕЦ беше уточняване на условията на договора за облъчване на горивните касети на проектирания френски реактор на бързи неутрони (РБН) ASTRID в активната зона на руския реактор БН-600.

Френско-руското сътрудничество в областта на РБН

Посещението се проведе в рамките на действащото Споразумение за сътрудничество в областта на използването на ядрената енергия за мирни цели между “Росатом” и Комисариата по ядрена енергия на Франция.

Сътрудничеството по тази тема върви вече от две години. “Пред френските специалисти беше демонстриран транспортно-технологичния тракт за работа с горивните сборки за БН-600, от склада за свежо ядрено гориво до изпращането на отработилото гориво на завода за преработване”, – разказа заместник главният инженер по безопасността и надеждността на Белоярската АЕЦ Валерий Шаманский.

Какво всъщност представлява облъчване на горивото за ASTRID

Засега тяхната дейност е на пред-проектен етап, изучават се техническите възможности и нормативните изисквания на руските документи. След това във Франция ще бъдат направени топлоотделящите елементи с ядрено MOX-гориво, а в НИИАР (г. Димитровград) ще ги поставят в корпусите на руска горивна касета (топло-отделяща сборка), която след това ще отработи определения период от време в активната зона на реактора БН-600. Следреакторните изследвания на отработилото ядрено гориво ще дадат на френските специалисти данни за обосноваване на надеждността на горивото за реактора ASTRID.

Френските РБН

Френският РБН с натриев топлоносител ASTRID се намира на етапна проектиране, изграждането му се планира за след 2020 година.

Франция има собствен опит в експлоатацията на бързите натриеви реактори PHENIX и SUPER-PHENIX. Обаче те вече не работят, затова руският БН-600 остава единствената възможност за да може Франция да получи опитни данни за функционирането на новите топлооделящи елементи с гориво за проектирания реактор ASTRID.

Японско гориво е изпитвано на БН-600

Преди години подобни изследвания вече са извършвани по поръчка на японски специалисти, доколкото БН-600 е единственият РБН с промишлена мощност, който сега е в експлоатация в света.

Сътрудничеството с Франция е взаимно-изгодно

Сътрудничеството на Белоярската АЕЦ с френските специалисти е взаимно-изгодно. Например, 2 хиляди тона течнометален топлоносител – натрий – за зареждане на руския реактор БН-800 бяха произведени във Франция, където има отработена технология за производство на натрий със реакторна чистота.

Източник: http://www.rosatom.ru/journalist/news/f02e7d0048ca498caf0eaff0001ff9d2

Това съобщава „New Indian Express“ позовавайки се на ръководителят на компанията BHAVINI доктор Перумала Челлапанди.

Той е уверен, че блокът с PFBR-500 ще излезе на мощност 30% през септември 2015 година.

Физическият пуск ще бъде предшестван от трикратна проверка от страна на регулиращия орган AERB. Първият етап на проверката започва през юли, и според резултатите от него ще се получи разрешение за запълването с натрий на първи контур.

Резултатът от втория етап на проверките ще бъде издаване на разрешение за зареждане на АЗ с гориво, а третият – за реализиране на физическия пуск на реакторната установка (РУ).

Очаква се блокът да излезе на номинална мощност в началото на 2016 година.

Отговаряйки на въпроса, дали наличното гориво е достатъчно за извършване на физическия пуск, доктор Челлапанди напомни, че с доставките на горивото за PFBR-500 се занимава центърът за ядрени изследвания (BARC) – Хоми Баба.

След въвеждането в експлоатация на PFBR-500 ще се активизира работата над двата други енергоблока с РБН и натриев топлоносител, които, според думите на Челлапанди, ще имат отличителни белези, характерни за реакторите от IV поколение.

Източник: http://atominfo.ru/newsl/s0099.htm