Ядерная и углеводородная энергетики

Цитата: SteamDwarf от 31.10.2014 09:36:53Это очень вряд-ли: физикохимические свойства аммиака с разными изотопами азота слишком мало отличаются. Как пример на пальцах: масса ядер Н, D, Т относятся почти как 1,2,3; и то только электролизом более-менее пристойный выход получается по разделению. с азотом разница намного меньше.

Еще раз: химия гексафторида урана не зависит от массы изотопа урана. А вот радиальное распределение относительных плотностей в центрифуге зависит. На этом и основано обогащение урана-235, почитайте хотя бы

http://glav.su/forum…ssage97949


Но метод годится только для газов, поэтому ядерные центрифуги работают на возгонке горячего гексафторида. И молекулярный азот, и аммиак газообразны без подогрева.

Цитата: Dobryаk от 31.10.2014 09:54:36Еще раз: химия гексафторида урана не зависит от массы изотопа урана. А вот радиальное распределение относительных плотностей в центрифуге зависит. На этом и основано обогащение урана-235, почитайте хотя бы

http://glav.su/forum…ssage97949


Но метод годится только для газов, поэтому ядерные центрифуги работают на возгонке горячего гексафторида. И молекулярный азот, и аммиак газообразны без подогрева.

согласен со всем выше сказанным, мой пост касался  ректификации жидкого аммиака, как предварительного способа разделения изотопов азота на аммиачных заводах.

Цитата: Dobryаk от 31.10.2014 09:54:36Еще раз: химия гексафторида урана не зависит от массы изотопа урана. А вот радиальное распределение относительных плотностей в центрифуге зависит. На этом и основано обогащение урана-235, почитайте хотя бы

http://glav.su/forum…ssage97949


Но метод годится только для газов, поэтому ядерные центрифуги работают на возгонке горячего гексафторида. И молекулярный азот, и аммиак газообразны без подогрева.

А почему тогда надо использовать именно аммиак, а не молекулярный азот? Из-за того что там только один атом азота, а не два, и не будет молекул с обоими изотопами?

Французы заметили неизвестные беспилотники над своими ядерными объектами

 

Неизвестные беспилотные летательные аппараты (БПЛА) были замечены в этом месяце над семью ядерными объектами Франции, сообщило Agence France-Presse со ссылкой на энергокомпанию Electricite de France (EDF).

Первый беспилотник замечен 5 октября на ядерном объекте, который расположен близ коммуны Крес-Мепье. С 13 по 20 октября в разных районах Франции были зафиксированы еще шесть БПЛА. По словам представителя компании, чаще всего беспилотники появлялись рано утром или ночью.
На работе ядерных объектов полеты БПЛА никак не отразились, однако EDF обратилась в полицию. 

"Зеленые", что-ли расшалились?

Цитата: jamaze1 от 31.10.2014 12:28:28А почему тогда надо использовать именно аммиак, а не молекулярный азот? Из-за того что там только один атом азота, а не два, и не будет молекул с обоими изотопами?

цитируя исходный пост Добряка:

Цитата1) тупо гоняем через центрифуги молекулярный азот, и из 13 миллионных молекул с двумя N15 доводим до тех 99%. Не надо вздрагивать в ужасе, такое обогащение не запредельное.


2) гоняем через те же центрифуги аммиак, в котором по одному атому азота, и в 0.37% это азот-15. Задача становится совершенно такой же, как уже решенная задача о гексафториде урана.

Можно и так, и эдак, но с молекулярным азотом может быть больше мороки, поскольку нужно отсеивать молекулу с двумя N-15, а их мало.  Это все нужно очень тщательно считать.

Цитата: SteamDwarf от 31.10.2014 14:48:52цитируя исходный пост Добряка:




Можно и так, и эдак, но с молекулярным азотом может быть больше мороки, поскольку нужно отсеивать молекулу с двумя N-15, а их мало.  Это все нужно очень тщательно считать.

Фокус в том, что обогащение работает на разах. Поясню: Если Х цена обогащения с 0.71 природных процентов урана до реакторных 3.57 %, т.е., в 5.1 раз, то дальнейшее обогащение до 5.1*3.57= 18,2 будет стоить те же Х в той же валюте. А еще один цикл до уже оружейной концентрации в 5.1*18.2 =  93% обойдется в еще раз те же Х, т.е., скачок в 25 раз от реакторного до оружейного обогащения стоит всего-то втрое дороже. 


Ровно по этой же причине, если вычищение из природного азота вначале всего  2(N14), оставив вкусные (N15 N14) + 2(N15) стоит Х, то обогащение уже 2(N15) будет стоить снова те же Х.  Далее уже должны разбираться технологи, с чем работать легче: молекулярным азотом или аммиаком?


Примерно так, хотя не надо равенство стоимости разных стадий воспринимать буквально, тут везду стоит "приближенно", но не в разы. 

Цитата: Dobryаk от 31.10.2014 05:59:29В воде первого контура ВВЭР тритий получается из дейтерия радиационным захватом.

Немного поправлю. 
Самым мощным источником трития является реакция тройного деления в топливе на изотопах  ²³⁵U,  ²³⁸U,  ²³⁹Pu  и   ²⁴¹Pu. В реакторе мощностью 1000 МВт (элект.) в топливе образуется в течение годовой кампании (300 дней)  при делении ядер  ²³⁵U около 450 ТБк (1,2×10⁴ Ки) трития, а от  деления ²³⁸U, ²³⁹Рu и ²⁴¹Pu  еще приблизительно 170 ТБк (4500 Ки) трития. Таким образом, в год  в топливе образуется 620 ТБк (1,65×10⁴ Ки) трития, причем около 40% его остается  в топливе и около 60% выходит под оболочку твэлов, где образует с цирконием оболочек твердые соединения типа   Zr_n³Н_m, предотвращая его выход в теплоноситель. Исследования показали, что через оболочку  твэлов проходит около 0,1% трития, т.е. в теплоноситель попадает приблизительно 370 ГБк (10 Ки) в год. 
     Основными реакциями, являющимися  источниками образования трития в первом контуре теплоносителя в реакторах типа  ВВЭР с борным регулированием реактивности, будут реакции на боре, в составе борной  кислоты Н₃ВО₃, и литии, в составе щелочи LiОН как примеси  к щелочи КОН, вводимой в теплоноситель для коррекции водно-химического режима:



     Концентрация  борной кислоты строго регулируется в ходе кампании, что позволяет рассчитать образование трития на основе решения балансного уравнения,  учитывающего схему водообмена систем с первым  контуром.
Оценки показывают, что на АЭС мощностью 1000 МВт (эл.) в течение года за счет  реакции ⁶Li(n,a)³Н  может образоваться до  5-7 ТБк/год (135-185) Ки/год. Остальные реакции  с образованием трития, включая выход  из топлива через оболочку твэлов, дают незначительный вклад в суммарную активность трития. Как уже отмечалось выше, свыше 99% образующегося трития окисляется в теплоносителе и находится в форме НТО. В этой форме  формируются и газоаэрозольные выбросы и  жидкие сбросы трития в  окружающую среду.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 01.11.2014 05:58:30Ну и вдогонку на тему "почему аммиак"?
Получить обогащённый молекулярный азот 15-15 или азот 14-15 это одно. А вот работать с ним потом - геморрой. Так как сам молекулярный азот очень хреново во что-то другое перевести (кратность связи +3). Плюс кругом воздух, в котором этого самого молекулярного азота 75+ процентов. И он отнюдь не обогащённый. В результате все результаты работы вылетают в любую неплотность.
Единственное - никак не пойму, есть ли шансы при обогащении аммиака отделить N¹⁵H₃ от N¹⁴DH₂? Ну или потом как-нибудь их разделить...

Во-первых, огромное спасибо Dozik-y профессиональную справку --- чтобы такое составить, надо быть специалистом в предмете, т.е., на настоящей АЭС, а не диванным любителем, как я.

Разделить N¹⁵H₃ от N¹⁴DH₂  ?

_{Скорее всего не получится, но вроде и не нужно: если мы за 99% обогащение азотом-15, то распространенность тяжелой воды много ниже 1%. Но вопрос для студента на экзамене отличный!} 


С этими играми в изотопы занятно было то, что в обсуждении нитридного топлива на Атоминфо даже профи не мгновенно выскочили на след азота-15.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 01.11.2014 05:58:30Единственное - никак не пойму, есть ли шансы при обогащении аммиака отделить N¹⁵H₃ от N¹⁴DH₂? Ну или потом как-нибудь их разделить...

Содержание N¹⁵ в природной смеси 0,365 %. Доля дейтерия в водороде 0,0115 ± 0,0070 %. Значит в исходном аммиаке N¹⁵H₃ содержится примерно в 35 больше чем N¹⁴DH₂
Отделять придется химически и логично это сделать только после обогащения до высоких концентраций, когда объемы аммиака будут уже не большие. Можно из этого аммиака снова получить аммиак, с концентрацией дейтерия как в природном водороде. Этого должно хватить для обогащения до 99% N¹⁵.

Выгрузка облучённых сборок из БВ-4 на Фукусиме завершена

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 05.11.2014

Компания TEPCO извлекла из бассейна выдержки блока №4 АЭС "Фукусима Дайичи" в общей сложности 1353 кассеты.
Об этом говорится на сайте компании.

По состоянию на 5 ноября 2014 года, из бассейна выгружено 1353 кассеты, в том числе, 1331 облучённая и 22 свежие.
Всего в бассейне на момент аварии 2011 года находилось 1533 кассеты. Из них, 1331 облучённая и 202 свежие.

Таким образом, все облучённые сборки, находившиеся в бассейне, выгружены. Ликвидаторам осталось извлечь только 180 свежих кассет.

Сборки выгружаются из БВ-4 и помещаются в общестанционное хранилище. Компания надеется закончить разгрузку бассейна до конца 2014 года.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 05.11.2014 13:05:07Поздравляем, конечно...
Но:
1) Самое интересное для них только начинается. Ибо старые сборки при падении уровня воды в бассейне выдержки поплавиться не могут. А вот свежие - только так. С соответствующими результатами. Ожидаем сказку про "надо подождать ещё пару лет до снижения уровня излучения, а вот потом!.."
2) Есть ещё три бассейна выдержки. И "рядом с некоторыми из них" даже взрывы водорода в своё время происходили, ага.
Так что минимум на год японцы себе фронт работ нашли. Ну а там что-нибудь ещё придумают. Главное - как можно дольше тянуть резину и непосредственно изолированием площадки не заниматься. Ну омывается кориум водой. которая затем с грунтовыми водами смешивается и честно расползается, в том числе в океан. Ну и - ничего страшного, Годзилла нескоро прибежит...
*Вырезано много мата самоцензурой*.

Свежие --- никогда в жизни! Вы, наверное, имели в виду только что вынутые из реактора отработанные в хлам? Под свежими имеются в виду с завода, их активность это активность необлученного урана, с этими свежими кассетами можно обниматься и целоваться.

Цитата: Stitch от 05.11.2014 18:55:21Тогда почему в бассейнах? Нет отдельных сухих хранилищ или проблемы с долгим хранением на воздухе?

Для перегрузки реактор со снятой верхней крышкой заполняется водой, открываются "ворота" в БВ и сначала вытаскиваются из реактора выгоревшие кассеты и на их место ставятся свежие, которые, предварительно устанавливаются в БВ. Такая технология перегрузки.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 06.11.2014 03:16:48*Пожал плечами*
А на кой, извиняюсь за выражение, кмуй тогда рапортовать об успехах именно сейчас? Вытащили бы всё из бассейна, тогда бы и...
Просто что я понял про японцев за время общения с ними по деловым вопросам - их когда-то давным-давно укры покусали. Результат в области договороспособности и отсутствия тараканов в голове - примерно одинаков. Так что если внезапно выяснится, что оставшиеся на сегодня в бассейне кассеты - это именно те, что поплавились и не могут быть вытащены без очень большого геморроя - ничуть не удивлюсь.

Продолжайте пожимать плечами... Вытащили самое опасное. И отрапортовали. Удивляться будете после Нового Года.

Сегодня утром в программе "Горизонты атома" на Россия-24 рассказали о вывозе в Россию отработанного топлива с реактора ядерного центра "Винча" в Белграде. Интересующиеся могут найти подробности на

http://www.atomic-en…5/23/22449

Это имеет отношение и к недавним новостям, что Россия отказывается отныне участвовать в проводимых США саммитах по физической безопасности АЭС и требует, чтобы все дедалось исключительно под эгидой МАГАТЭ, см. также

http://glav.su/forum…age2701259

Интересная статья про участие России в ИТЭР
http://aftershock.su/?q=node/267977

 В итоге, участие в ИТЭР превращается в прекрасную возможность создавать и развивать в стране новые высокотехнологические предприятия. Или поддержать и загрузить имеющиеся мощности. Поскольку ИТЭР требует передовой инженерии практически по всем фронтам высоких технологий, то схватка за то, кому какие части машины достануться продолжалась порядка 5 лет.


Россия выбирала свои темы исходя из того, что уже освоено (в основном это коснулось раздела научного оборудования) и из того что хотелось бы освоить - например производство сверхпроводников. Всего наш вклад в ИТЭР составит порядка 25-30 млрд рублей, причем серьезные деньги пошли с 2012 года и в этом году был пик (5.6 млрд).
В целом за эти деньги мы преобретем 3 важные составляющие. Итак, номер один:

Читаем по ссылке

Быть готовым ко всему






Атомная энергия требует особого отношения. Валерий Шаманский, заместитель главного инженера по безопасности и надежности Белоярской АЭС, рассказал, за счет каких технических решений станция может выдержать экстремальный мороз, землетрясение и любую другую запроектную аварию.

С чего все начиналось?

Белоярская АЭС (Свердловская обл.) возводилась в три очереди. Первая очередь — возведенные в 1960-х гг. блоки №1 и №2 остановлены, находятся в режиме неэнергетической эксплуатации. До тех пор, пока отработанное ядерное топливо хранится в пристанционных бассейнах выдержки, мы не можем приступить к полномасштабным работам по выводу блоков из эксплуатации. Планируется, что в 2016 г. начнется отправка топлива на ПО «Маяк» (Челябинская обл.) для переработки, сейчас на этом предприятии ведется необходимая подготовка.

В этом году мы начали вывозить радиоактивные отходы первого и второго энергоблоков в специализированные организации. Сейчас ведется демонтаж оборудования: в ближайшем будущем турбогенератор № 1 будет утилизирован. Также ведется демонтаж технологических зданий, которые участвовали в выработке электроэнергии на этих блоках. Все работы производятся в соответствии с Федеральной целевой программой.
 

Коммерческий блок

На сегодня основной блок Белоярской АЭС — БН-600. Этот блок с реактором на быстрых нейтронах был включен в энергосистему в 1980 г., и в 2010 г., спустя тридцать лет, должен был закончиться расчетный срок его эксплуатации, однако этот срок удалось продлить еще на 10 лет. Получению продления предшествовал пятилетний подготовительный период, когда на БАЭС был проведен колоссальный объем работ с целью привести блок, спроектированный более 35 лет назад, к современным требованиям. Это было однозначным требованием нашего регулятора — Ростехнадзора.

И нам удалось получить лицензию на эксплуатацию БН-600 до 2020 г. Уже подготовлено обоснование возможности продолжения эксплуатации до 2025 г. Ведутся работы по обоснованию продления срока эксплуатации и сверх 15-летнего периода — для этого есть все предпосылки с точки зрения состояния оборудования и металла незаменяемых внутренних конструкций.
 
Проектные решения

На БН-600 применен ряд проектных решений, за счет которых обеспечивается высокий уровень безопасности. Во-первых, это интегральная компоновка. Все оборудование первого контура заключено в одном баке — корпусе реактора. Более того, бак имеет страховочный равнопрочный корпус: в случае разгерметизации основного корпуса, второй обеспечит требуемую безопасность. При этом ведется постоянный контроль герметичности, который позволяет быть уверенным, что за пределы бака радиоактивные вещества не выходят.

Во-вторых, это компактная активная зона. Она имеет диаметр всего два метра и высоту — один метр. Эта «таблеточка» дает 600 МВт. Ее преимущество в том, что в отличие от реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), где диаметр и высота активной зоны в несколько раз больше, в реакторе на быстрых нейтронах переходные физические процессы минимальны. То есть реактор физически очень устойчив и удобен в управлении.


В-третьих, БН-600 имеет несколько физических барьеров безопасности, которые стоят на пути распространения радиоактивности в окружающую среду. «Таблетка» с топливом — уже сама по себе барьер, поскольку спрессована и не рассыпается. «Таблетка» помещается в оболочку, похожую на металлический карандаш — ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент), — это следующий барьер. Еще один барьер — корпус реактора и т.д.

Четвертый фактор безопасности — низкое удельное давление в реакторной установке, менее 0,5 кгс/см. Если взять реактор ВВЭР (водо-водяной), то там давление — 160 кгс/см, и требуется более мощное конструктивное исполнение корпуса реактора. При низком давлении корпус реактора не нагружен, отсутствует вероятность появления быстроразвивающихся дефектов — это большое преимущество.

Еще один фактор — высокая теплоемкость теплоносителя и наличие естественной циркуляции. Сам по себе натрий — уникальный теплоноситель. Единственный его минус — высокая химическая активность при взаимодействии с водой и воздухом. Чтобы избежать такого взаимодействия, натрий находится в баке, а сверху имеется прослойка из инертного газа — аргона. От пароводяного контура, в котором работает турбина, реакторный натрий отделен промежуточным вторым контуром с чистым нерадиоактивным натрием. Еще один плюс в том, что даже если остановить насосы, через активную зону будет идти естественная циркуляция натрия, за счет чего будет обеспечиваться охлаждение.

Еще одно серьезное преимущество с точки зрения безопасности — большой запас до кипения натрия — почти 350°С: рабочая температура в блоке на быстрых нейтронах порядка 550°С, а натрий кипит при 890°С. Для сравнения в водо-водяных реакторах, чтобы вода не кипела, надо держать давление 160 кгс/см.
 
Для радиационной безопасности

Можно выделить несколько основных технических решений, обеспечивающих высокий уровень радиационной безопасности энергоблоков с реакторами БН. В первую очередь это эффективная биологическая защита от ионизирующего излучения и наличие промежуточного нерадиоактивного теплоотводящего контура.

Все атомные станции, энергетические установки, как правило, имеют два контура: первый, где находится активная зона, и второй, где турбина и генератор. В блоках БН есть еще промежуточный контур. Это ставит нас в менее выгодную ситуацию с точки зрения себестоимости сооружения блока, зато дает существенное преимущество в плане радиационной безопасности. Радиоактивный натрий из бака не выходит, а натрий, вращающийся в парогенераторах, уже чистый. При этом давление среды направлено от пароводяного (нерадиоактивного) контура к реактору, что исключает утечку радиоактивного теплоносителя.

Особенность натриевого теплоносителя еще и в том, что он эффективно удерживает радионуклиды йода. В случае аварийной ситуации радиоактивный йод не выйдет в атмосферу.

Для очистки натрия используются холодные фильтр-ловушки, удерживающие до 90% трития — изотопа, с которым в иных случаях тяжело бороться.
 


Системы безопасности

При нормальной эксплуатации АЭС опасность для персонала, населения и окружающей среды отсутствует. На безопасность АЭС могут влиять только аварийные ситуации и аварии. Поэтому основная задача обеспечения безопасности — наличие технических мер, направленных на предотвращение аварий или ограничение их последствий.

Для этих целей используются инженерно-технические системы безопасности, которые включаются в работу при нарушении нормальной эксплуатации.

Понятно, что в отличие от традиционной электроэнергетики атомная энергетика обязана нести на себе дополнительный груз наличия систем безопасности, ненужных для нормальной эксплуатации. К примеру, если на тепловой электростанции необходим один насос, то на атомной их должно быть три. Все системы должны быть резервированы, причем не только количественно. Они должны работать на разных принципах, чтобы одна причина не повлекла их общий выход из строя. Кроме того, системы должны быть физически разнесены, чтобы не допустить выход из строя по общей причине. Требования к ним — жестко регламентированы.

Системы безопасности нужны для аварийного останова реактора и его удержания в подкритическом состоянии. Вторая функция — аварийный отвод тепла от активной зоны, потому что мгновенно ядерные реакции не затухают и остаточное тепловыделение продолжается длительный период. И третья — удержание продуктов в установленных границах (в защитных оболочках).

Выделяют четыре типа систем безопасности:

• защитные — например, система аварийной защиты: в случае необходимости стержни мгновенно падают в активную зону и останавливают реактор;

• локализующие, служащие для удержания радиоактивных веществ — все емкости, трубопроводы с радиоактивным натрием имеют страховочные кожухи; если возникнет течь в основной трубе, то локализующая труба принимает на себя ее объем. Причем требования к страховочным кожухам такие же, как к основным;

• обеспечивающие системы — это электроэнергия, вода, пар, т.е. системы снабжающие другие системы безопасности;

• управляющие системы — отдают команду другим системам в экстренной ситуации.
 
АЭС после «Фукусимы»

Все знают, что в 2011 г. в Японии произошли трагические события, и российская атомная энергетика на них мгновенно отреагировала. В концерне «Росэнергоатом» было изучено все, что произошло на АЭС «Фукусима», по всем действующим станциям были проведены стресс-тесты, позволяющие проверить устойчивость к внешним воздействиям самого неординарного характера.

В частности, для третьего блока БАЭС мы рассматривали понижение температуры до -61°С. Также мы подготовились к землетрясению силой 6 баллов (БН-600 был изначально спроектирован на 5 баллов). Такое явление, согласно расчетам, может быть на площадке раз в 10000 лет. Более того, для реактора и для второго контура, который участвует в отводе тепла, мы подтвердили устойчивость до 7 баллов. На сегодняшний день это стало стандартом для российских АЭС: все новые блоки, в частности БН-800, строятся в расчете на 7 баллов не зависимо от сейсмичности площадки.


Прежде у нас не было резервного пункта управления энергоблоком. Сегодня он создан, хотя такие преобразования было сложно выполнить на действующем блоке.

На БАЭС были приобретены передвижные дизель-генераторные установки мощностью 2 МВт, установки для питания силового оборудования, в дополнение к имеющимся стационарным 22 дизель-генераторам. Также купили маленькие передвижные ДГУ — для питания управляющих систем.

Приобрели передвижные насосные установки. Хотя, в отличие от реактора ВВЭР на БН вода не нужна, вода может пригодиться для обеспечения бассейна выдержки, где перед вывозом на переработку хранится отработавшее топливо, на случай аварийной подпитки извне, к примеру, от пожарных машин или баков чистого конденсата.

Была рассмотрена авария, которую только можно вообразить: полное обесточивание, и в дополнение к этому отказ срабатывания стержней аварийной защиты. Мы проанализировали, что произойдет в этом случае с реактором и топливом, и выявили, что даже в этом случае эвакуация населения г. Заречный, расположенного в 3 км от БАЭС, не требуется.

Для повышения противаоаварийной готовности выполнена поставка и монтаж оборудования цифровой связи стандарта TETRA. В случае стихийных бедствий оно обеспечит устойчивую связь с кризисными центрами. Станция оснащена подвижным узлом связи, разработан проект резервирования линий связи между АЭС и кризисным центром «Росэнергоатома» в Москве.

По результатам поставки нового оборудования, наши работники прошли необходимые тренировки, разработаны карты действия персонала, выполнена корректировка отчета по углубленной безопасности. Внесены изменения в эксплуатационные документы по управлению авариями.
 
Эволюция систем

Сейчас на Белоярской АЭС заканчивается подготовка к пуску БН-800, далее планируется строительство серийного блока БН-1200. Все блоки с реакторами на быстрых нейтронах имеют общие решения, тем не менее постепенно происходит эволюция систем безопасности.

Промежуточный контур, окожуховывание трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества, активная аварийная защита есть у всех. Пассивная же — только у БН-800 и БН-1200. Защита на основе температурного принципа действия будет только на БН-1200. 
Система аварийного отвода тепла на БН-600 изначально была только в третьем контуре, сейчас добавлена и во второй. На БН-800 воздушный теплообменник штатно установлен на втором контуре. У БН-1200 воздушный теплообменник будет в первом контуре. В чем плюс? Если у БН-800 теплообменники стоят на каждой петле, но не охлаждают непосредственно бак, то у теплообменников БН-1200 будет хорошо развита естественная циркуляция — в случае обесточивания они на естественной тяге будут охлаждать натрий первого контура.

Система удержания расплавленного топлива («ловушка») есть на БН-800 и БН-1200.

Система локализации выбросов появится только на БН-1200. Она необходима в основном во время перегрузки топлива из реактора в бассейн выдержки. С новой системой даже малейшая утечка радиоактивного аргона будет невозможна.

Делая выводы, подчеркну, что системы безопасности энергоблоков Белоярской АЭС уже сегодня обеспечивают управление блоками в любых нештатных ситуациях, а персонал станции готов к безопасной надежной эксплуатации. При этом уровень безопасности атомной энергетики постоянно растет.
 
Записала Екатерина Зубкова
Фото автора

Цитата: slavae от 09.11.2014 12:44:53Интересная статья про участие России в ИТЭР
http://aftershock.su/?q=node/267977

 В итоге, участие в ИТЭР превращается в прекрасную возможность создавать и развивать в стране новые высокотехнологические предприятия. Или поддержать и загрузить имеющиеся мощности.

 О производстве сверхпроводящего кабеля для ИТЭР на этой ветке и на "Тикает" было и намного подробнее, можно начать с

http://glav.su/forum…age1552863

Росатом

Третья пошла: На ЛАЭС-2 началось возведение испарительной градирни

На площадке Ленинградской АЭС-2 уже красуются две градирни первого энергоблока, началось строительство третьей, для второго блока. Она же будет единственной. Возведение одной градирни вместо двух существенно снизит капитальные затраты, уменьшит площадь промплощадки АЭС при сохранении всех требований технологии и безопасности. Кстати, третья градирня будет на 20 м выше своих соседок – 170 м.

Специалисты строительно-монтажного управления «Метрострой» уже выполнили работы по устройству свайного основания под будущее гидротехническое сооружение: в свайное поле они установили 1684 буронабивные сваи. В октябре на площадке возведения градирни также начались работы по устройству кольцевого фундамента – ростверка. В его основание уложили 2000 м3 бетона, всего для бетонирования конструкции понадобится 4000 м3. Затем строители приступят к устройству фундаментной плиты водосбросного бассейна, а после начнётся монтаж коллонады.



https://vk.com/rosatomru?w=wall-37706009_46548%2Fall

Россия построит в Иране восемь энергоблоков АЭС

 

 

 
 
 

Крупнейший в мире научный ядерный реактор МБИР обрёл генподрядчика

Управляющая компания «Уралэнергострой» по конкурсу выбрана генеральным подрядчиком строительства на базе Научно-исследовательского института атомных реакторов в Димитровграде крупнейшего в мире многоцелевого научно-исследовательского реактора на быстрых нейтронах. Уралэнергострой и НИИАР уже подписали договор генподряда.

Исследовательский реактор будет введён в эксплуатацию в 2019 году и станет самым крупным в мире. Мощность МБИР составит 150 МВт. На базе нового реактора планируется создать Международный центр исследований, где будут изучаться новые виды ядерного топлива, конструкционные материалы и теплоносители, а также производиться радиоизотопы для медицинских целей и терапии тяжелых заболеваний.