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.

Это самая большая критическая сборка в истории ядерных исследований: в ней 4,7 тыс. топливных стержней.

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.

Последним этапом стали измерения геометрических параметров прототипа после проведенных испытаний.

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).

Мероприятие было посвящено вопросам разработки и эксплуатации ядерного топлива для легководных реакторов PWR, BWR, ВВЭР.

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.

©Видео с youtube.com/ https://www.youtube.com/embed/q2UjMx_8yh8

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.

Российские физики улучшили ядерно-термоядерный реактор © images11.popmeh.ru

• 
•  © www.rosatom.ru

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.

Поздравляем с юбилеем!

Ссылка на видео

Больше недели прошло с момента завершения выставки Атомэкспо 2016, а интересных обзоров на просторах интернета… ровно один! Который я постараюсь ниже пересказать.

• 
• Эпично...

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», —

28 июня в 00⁰⁰ была достигнута мощность (по данным АКНП) 0,1% от номинала. После чего на этой мощности реактор удерживался длительное время.

График мощности На графике отложено местное время (плюс два часа к московскому).

• 
• График мощности

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»

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.

 Источник фото: i-russia.ru

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.