БЫСТРЫЙ РЕАКТОР СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ БРЕСТ: ОТ КОНЦЕПЦИИ К РЕАЛИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИИ

Е. О. Адамов, А. В. Каплиенко, В. В. Орлов, В. С. Смирнов, А. В. Лопаткин, В. В. Лемехов, А. В. Моисеев

Аннотация


Представлен обзор результатов работ по созданию инновационной реакторной технологии БРЕСТ на основе реактора естественной безопасности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, работающего в замкнутом ядерном топливном цикле. Показано, что на основе реакторной технологии БРЕСТ возможно создание безопасной и конкурентоспособной крупномасштабной ядерной энергетики с практически неограниченными топливными ресурсами. Дано обоснование выбора смешанного нитридного топлива для реактора БРЕСТ в сравнении с другими видами ядерного топлива (оксидным, металлическим и карбидным). Рассмотрены основные технические решения, реализуемые в проекте БРЕСТ-ОД-300, приведены результаты испытаний нитридного топлива, расчетно-экспериментального обоснования активной зоны, корпуса реакторной установки, работоспособности и безопасности парогенератора, разработки автоматизированных систем контроля и управления, изучения свойств теплоносителя и конструкционных материалов. Полученные результаты позволили приступить к проектированию коммерческого реактора типа БРЕСТ большой мощности для крупномасштабной ядерной энергетики. Рис. 6, список лит. 9 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов Е.О. и др. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью (новая ядерная технология для крупномасштабной ядерной энергетики следующего этапа). - Атомная энергия, 1992, т. 72, вып. 4, с. 317-328.

Алексеев П.Н., Зверков Ю.А., Морозов А.Г. и др. Концепция высокобезопасного реактора нового поколения с жидкометаллическим теплоносителем LMFR. - Там же, 1989, т. 66, вып. 3, с. 155-157.

Орлов В.В. Плутоний и старт нового этапа ядерной энергетики. - Там же, 1994, т. 76, вып. 4, с. 345—348.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла. - Там же, 1999, т. 86, вып. 5, с. 361-370.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Орлов В.В. Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики. - Там же, 1992, т. 73, вып. 1, с. 44-50.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана. - Там же, 1997, т. 82, вып. 1, с. 3-9.

Наумов В.В., Орлов В.В., Смирнов В.С. Топливный баланс ядерной энергетики с быстрыми реакторами без уранового бланкета. - Там же, 1994, т. 76, вып. 4, с. 349-350.

Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Моисеев А.В. и др. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Этапы разработки и обоснование. - In: Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Екатеринбург, 26—29 июня 2017 г., IAEA-CN245-539.

Грачев А.Ф., Жеребцов А.А, Забудько Л.М. и др. Результаты исследования твэлов типа БРЕСТ со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, облученных в БОР-60 и БН-600. - Атомная энергия, 2018, т. 125, вып. 5, с. 278-284.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.