Российские учёные разработали автоматизированную систему безопасности для ядерных реакторов, которая проверяет оболочки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) для ядерных реакторов. В Конструкторско-технологическом институте научного приборостроения СО РАН сообщили, что новая система успешно прошла испытания. Она предназначена для обнаружения дефектов на циркониевых оболочках, ключевых компонентах ядерного топлива.
В разработке использовано четыре оптико-электронные системы, которые контролируют геометрию и состояние поверхности ТВЭЛ. В случае обнаружения дефектов элемент направляется на дополнительный конвейер, где установлен микроскоп, измеряющий глубину повреждений с точностью до одного микрона. Эта система использует алгоритмы, основанные на искусственных нейронных сетях. Для обучения нейросети была создана большая база данных изображений, включающая различные виды дефектов.
В Физико-энергетическом институте им. Лейпунского (ФЭИ) собрали модель активной зоны перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН‑1200М.
Специалисты Научно-исследовательского института электрофизической аппаратуры (НИИЭФА им. Д. В. Ефремова) успешно завершили многолетний цикл изготовления и испытаний полномасштабного прототипа высоконагруженной панели первой стенки вакуумной камеры международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР.
Представители Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» и других предприятий Госкорпорации приняли участие в Международной научно-технической конференция TopFuel-2023, которая завершилась 21 июля в городе Сиань (Китай).
Проектный центр ИТЭР, Москва (5 июля 2023 года) — В Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова (АО «НИИЭФА», предприятие Росатома) успешно завершился цикл тепловых испытаний иностранного оборудования для Международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР.
Специалисты АО «НИИЭФА» с апреля 2023 года проводили серию тепловых испытаний элементов полномасштабного прототипа внешней вертикальной мишени дивертора ИТЭР, обращённых к плазме.
Учёные сразу трёх институтов разработали проект ториевого гибридного реактора, в котором для получения дополнительных нейтронов применена высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке.
«На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма, количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода — дейтерия. Инжекция в такую плазму нейтральных пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития, а также поддержание необходимой температуры. Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, и поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжёлых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии», — отметил главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН, доктор физико-математических наук, профессор Андрей Аржанников.
Российская атомная отрасль по праву может считать 2018 год в целом успешным: по всем направлениям ее работы получены знаковые, а зачастую и уникальные результаты. Перечень больших событий в той или иной области по итогам каждого года принято представлять в виде десятки наиболее значимых фактов. Но по доброй неписаной традиции в копилке Росатома всегда набирается столько достижений, что они не укладываются в прокрустово ложе топ-10.
В этом году Электрохимическому заводу (г. Зеленогорск, Красноярский край) исполнилось 55 лет! В этом видео вы можете увидеть результаты работы крупнейшего мирового производителя стабильных изотопов различных химических элементов.
Больше недели прошло с момента завершения выставки Атомэкспо
2016, а интересных обзоров на просторах интернета… ровно один!
Который я постараюсь ниже пересказать.
Делегация железногорского Горно-химического комбината
(Красноярский край, входит в структуру Росатома) приняла участие
в VIII международном форуме «АТОМЭКСПО 2016». Работа на форуме и общение с российскими и зарубежными коллегами показали: именно на ГХК сегодня создаются ключевые тренды мировой атомной отрасли.
В частности, на комбинате сейчас идет внедрение технологии по производству МОКС-топлива для замыкания ядерного топливного
цикла. Помимо ее высочайшей эффективности, такая технология (в частности, построенные с ее использованием так называемые быстрые
ядерные реакторы) еще и практически абсолютно безопасна.
Стоит отметить, что эта технология была разработана и стала
масштабно внедряться именно на ГХК, долгое время аналогов ей не было в мире.
Новосибирский завод химконцентратов (НЗХК) и нидерландская
Nuclear Research and consultancy Group Petten (NRG Petten)
подписали контракт на поставку в ближайшие годы низкообогащённого
ядерного топлива российского производства для исследовательского
реактора HFR (Петтен).
«Подписание данного контракта знаменует выход госкорпорации
„Росатом“ на ранее закрытый для России зарубежный рынок топлива и позволяет ТК „ТВЭЛ“ участвовать в международных тендерах на поставки низкообогащённого пластинчатого топлива для
исследовательских реакторов западного дизайна», —
Каковы перспективы термоядерной энергетики и насколько
нуждается в ней человечество? Когда будет построен термоядерный
реактор и появится ли наконец у человечества неиссякаемый
источник энергии? Об этом и многом другом рассказывает доктор
физико- математических наук Виктор Игоревич Ильгисонис, начальник
лаборатории физики неравновесной плазмы Института физики
токамаков НИЦ «Курчатовский институт»
Интересное видео о том, почему гордость Российской
промышленности, имеющий пакет заказов на 70 миллиардов долларов,
а именно Росатом, является мировым лидером по строительству самых
безопасных атомных станций в мире.
Как известно, одной из отличительных особенностей Проекта ИТЭР
является его многонациональность и, как следствие, широкое
распределение обязанностей среди всех его участников. В начале
февраля 2013 года итальянская компания CRYOTEC завершила
изготовление первого медного макета проводника для катушки
полоидального поля PF1 на основе изготовленного ранее в России
кабеля. Эти работы выполняются фирмой из Чивассо в рамках
двустороннего соглашения между Агентствами ИТЭР Европейского
Союза и России.
Изготовленный из сверхпроводящих ниобий-титановых стрендов
(стренды производятся на Чепецком механическом заводе
в г. Глазов, Удмуртия) кабель прошел в Италии стадии
джекетирования, то есть затягивания в стальную оболочку, и
компактирования – механического обжатия для лучшего прилегания
кабеля к оболочке. После этого макет был намотан в виде
однослойного соленоида. Изготовленный макет пройдет всесторонние
испытания, а затем будет поставлен в санкт-петербургский
Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры
(ФГУП «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова») для производства макета галеты
катушки PF1.
В конце октября 2012 г. с санкт-петербургском Научно-исследовательском институте электрoфизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова (ФГУП «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова») начаты первые испытания уникального оборудования для международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР).
Проверяются обращенные к плазме компоненты полномасштабного прототипа наружной диверторной мишени установки ИТЭР. Эти компоненты являются важнейшими теплосъемными элементами токамака, непосредственно граничащими с плазмой в ИТЭР. Это своего рода первый барьер, принимающий на себя основной тепловой поток из плазмы в процессе эксплуатации установки. Поскольку температура плазмы будет достигать 100-150 млн градусов, а ожидаемые тепловые нагрузки на поверхность дивертора до 20 МВт/м2, к испытуемым компонентам предъявляются соответствующие строжайшие требования.
Состоялось общее годовое собрание учредителей некоммерческого партнерства по научной и инновационной деятельности «Томский атомный центр», на котором были подведены итоги работы в 2011 году.
Как сообщили НИА Томск в пресс-службе администрации региона, в течение года Томским атомным центром выполнялись работы по целому ряду научных направлений: «Новые источники энергии», «Водородная энергетика», «Нанотехнологии», «Совершенствование технологий атомной промышленности», «Медико-генетические и экологические аспекты использования атомной энергии», «Производство и использование радиофармпрепаратов» и многим другим. Работу по этим направлениям планируется продолжить и в текущем году.
Проект ученых НИ ИрГТУ по разработке плазмооптического масс-сепаратора, который можно будет использовать для фракционного разделения отработанного ядерного топлива, вошел в перечень научно-исследовательских работ вуза, проводимых в рамках государственного задания Министерства образования и науки РФ в 2012–2014 гг.
Руководитель проекта, профессор кафедры радиоэлектроники и телекоммуникационных систем Николай Строкин сообщил, что в течение предыдущих трех лет (2009-2011) ученые работали над данным проектом в рамках программы Министерства образования и науки «Развитие научного потенциала высшей школы» с общим финансированием около 7,5 млн. рублей. «Государственное финансирование на последующие три года предусматривается в размере 9 млн. рублей. Когда будет создан экспериментальный макет плазмооптического масс-сепаратора, он станет первой в мировой практике установкой такого типа для разделения веществ сложного состава», - сказал Н. Строкин.
Для реализации плазмооптического метода было найдено решение, позволяющее впервые осуществить в одном цикле работы установки разделение ионов трех и более масс или трех групп ионов, имеющих различные энергии, что присуще ионам любой плазмы.
В Государственном научном центре Российской Федерации – Физико-энергетическом институте имени А.И. Лейпунского (ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ») запущен крупный жидкометаллический стенд «СПРУТ». На сегодняшний день это единственный стенд в мире, позволяющий отрабатывать полномасштабные узлы парогенераторов.
Парогенераторы в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем – одна из самых важных деталей с точки зрения безопасности и надежности установки. Стенд моделирует два элемента парогенераторов, которые будут в свинцовом реакторе «БРЕСТ». Сложность стенда в том, что он работает на сверхкритических параметрах воды, т.е. теплоноситель свинец с температурой 500-600 градусов и вода с теми же параметрами, что и в «БРЕСТе», даже выше, т.е. до сверхкритических значений по давлению – свыше 250 Атм.
У стенда «СПРУТ» мощность более 1 МВт, он не изотермический, и те данные, которые сегодня получаются, позволят обосновать не только замыкающие отношения теплоотдачи, но и посмотреть устойчивость работы, как отдельных трубок парогенератора, так и возможные неустойчивости, и определить в работе двух-трех работающих парогенераторов. Получаемые данные дадут возможность конструкторам спроектировать надежную установку.