В Росатоме рассказали, когда сложится новая структура атомной энергетики РФ
8-06-2016, 12:34 // Источник - RIA
Российская атомная энергетика со временем обязательно придет к своей новой структуре, в которой будут активно использоваться энергетические реакторы на быстрых нейтронах, одним из стимулов для такого перехода станет рост затрат на обращение с отработавшим ядерным топливом, считает советник генерального директора госкорпорации "Росатом" Владимир Асмолов.
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие преимущества для развития атомной энергетики. С их помощью можно будет замкнуть ядерно-топливный цикл, в котором за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно увеличится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов.
По мнению специалистов, блоки с "быстрыми" реакторами целесообразно эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе — в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой атомной энергетики. С помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) "тепловых" реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ.
При этом необходимо достичь приемлемых технико-экономических характеристик, то есть вывести энергоблоки с "быстрыми" реакторами на уровень коммерциализации.
Росатом прорабатывает сценарии развития атомной энергетики РФ в рамках двухкомпонентной системы.
"Двухкомпонентная система является обязательной. Ввод второй компоненты – "быстрых" реакторов — будет необходим", — сказал Асмолов РИА Новости в кулуарах прошедшего в Москве восьмого международного форума "Атомэкспо-2016".
"Вопрос – когда это надо будет делать. Это зависит от двух главных факторов – когда уран опять станет дороже и когда мы серьезно станем платить за обращение с отработавшим ядерным топливом", — добавил он.
По мнению Асмолова, применение "быстрых" реакторов начнется после 2030 года.
Он напомнил, что в России на Белоярской АЭС сейчас работает энергоблок №4 с реактором БН-800 (от "быстрый натриевый", электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленным реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием, и что прорабатывается проект более мощного, коммерческого энергоблока БН-1200.
Также в России в Северске (Томская область) реализуется проект "Прорыв", в ходе которого будет построен опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для этого реактора и комплекс по переработке отработавшего топлива.
По словам Асмолова, в настоящее время реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уступают "тепловым" реакторам ВВЭР с точки зрения эффективности выработки электроэнергии. "Но они станут лучше ВВЭРов, когда будут "продавать" вторую компоненту – топливо (осуществляя расширенное воспроизводстов ядерного "горючего" — ред.)", — сказал Асмолов.
Он отметил, что надо будет выполнить обоснование выбора реакторов на быстрых нейтронах как базового элемента замкнутого ЯТЦ, а также проводить научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по новым технологиям ЯТЦ.
По мнению Асмолова, задача замыкания ядерного топливного цикла будет связана не только с эксплуатацией "быстрых" реакторов, но и с совершенствованием тепловых реакторов ВВЭР, так, чтобы двухкомпонентная система была равновесной. Речь идет о том, чтобы ядерных материалов из отработавшего топлива тепловых реакторов всегда хватало для устойчивой работы "быстрых" реакторов.
"Сейчас коэффициент воспроизводства (ядерного "горючего") у реакторов ВВЭР примерно 0,4-0,5. Есть возможность ужесточить нейтронный спектр, выйти в резонансный, чтобы коэффициент воспроизводства был 0,7-0,8, чтобы совместить "быстрые" и "тепловые" реакторы", — отметил Асмолов.
ria.ru
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие преимущества для развития атомной энергетики. С их помощью можно будет замкнуть ядерно-топливный цикл, в котором за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно увеличится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов.
По мнению специалистов, блоки с "быстрыми" реакторами целесообразно эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе — в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой атомной энергетики. С помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) "тепловых" реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ.
При этом необходимо достичь приемлемых технико-экономических характеристик, то есть вывести энергоблоки с "быстрыми" реакторами на уровень коммерциализации.
Росатом прорабатывает сценарии развития атомной энергетики РФ в рамках двухкомпонентной системы.
"Двухкомпонентная система является обязательной. Ввод второй компоненты – "быстрых" реакторов — будет необходим", — сказал Асмолов РИА Новости в кулуарах прошедшего в Москве восьмого международного форума "Атомэкспо-2016".
"Вопрос – когда это надо будет делать. Это зависит от двух главных факторов – когда уран опять станет дороже и когда мы серьезно станем платить за обращение с отработавшим ядерным топливом", — добавил он.
По мнению Асмолова, применение "быстрых" реакторов начнется после 2030 года.
Он напомнил, что в России на Белоярской АЭС сейчас работает энергоблок №4 с реактором БН-800 (от "быстрый натриевый", электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленным реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием, и что прорабатывается проект более мощного, коммерческого энергоблока БН-1200.
Также в России в Северске (Томская область) реализуется проект "Прорыв", в ходе которого будет построен опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для этого реактора и комплекс по переработке отработавшего топлива.
По словам Асмолова, в настоящее время реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уступают "тепловым" реакторам ВВЭР с точки зрения эффективности выработки электроэнергии. "Но они станут лучше ВВЭРов, когда будут "продавать" вторую компоненту – топливо (осуществляя расширенное воспроизводстов ядерного "горючего" — ред.)", — сказал Асмолов.
Он отметил, что надо будет выполнить обоснование выбора реакторов на быстрых нейтронах как базового элемента замкнутого ЯТЦ, а также проводить научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по новым технологиям ЯТЦ.
По мнению Асмолова, задача замыкания ядерного топливного цикла будет связана не только с эксплуатацией "быстрых" реакторов, но и с совершенствованием тепловых реакторов ВВЭР, так, чтобы двухкомпонентная система была равновесной. Речь идет о том, чтобы ядерных материалов из отработавшего топлива тепловых реакторов всегда хватало для устойчивой работы "быстрых" реакторов.
"Сейчас коэффициент воспроизводства (ядерного "горючего") у реакторов ВВЭР примерно 0,4-0,5. Есть возможность ужесточить нейтронный спектр, выйти в резонансный, чтобы коэффициент воспроизводства был 0,7-0,8, чтобы совместить "быстрые" и "тепловые" реакторы", — отметил Асмолов.
ria.ru
Уважаемый посетитель, Вы зашли на сайт как незарегистрированный пользователь.
Мы рекомендуем Вам зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.
Мы рекомендуем Вам зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.
Информация
Посетители, находящиеся в группе Гости, не могут оставлять комментарии к данной публикации.
Посетители, находящиеся в группе Гости, не могут оставлять комментарии к данной публикации.