Москва:

(495) 648-42-86

Санкт-Петербург:

(812)  648-42-86

solvemultiphysics.ru

корпус реактора АЭС

Специалисты Центра инженерно-физических расчетов и анализа завершили выполнение составной части научно-исследовательской и опытно-конструкторской работы «Разработка технического проекта корпуса реактора «БРЕСТ-ОД-300» и его экспериментальное обоснование» по теме «Разработка расчетной сетки для проведения расчета теплового режима корпуса реактора «БРЕСТ-ОД-300» в режиме разогрева».

В рамках выполненных работ по заказу АО «Конструкторское бюро специального машиностроения» разработана трехмерная расчетная сетка для проведения в ПО FLUENT расчета теплового режима корпуса реакторной установки БРЕСТ в режиме разогрева. Расчетная сетка, протестированная на работоспособность в ПО FLUENT на тестовой задаче, позволит выполнять расчеты тепловых режимов корпуса реакторной установки БРЕСТ с учетом сопряжения ПО FLUENT c программным кодом заказчика и специфики задания граничных условий. Также в рамках выполненных работ проведены консультации специалистов заказчика по подготовке геометрии, выработке подходов к построению расчетной сетки для рассматриваемой модели и по использованному расчетно-инструментальному обеспечению.

 

Реакторная установка БРЕСТ 

Реактор БРЕСТ (ядерный реактор четвертого поколения) разрабатывается для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности и фактически является прообразом ядерной энергетики будущего. БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Достоинствами реактора, в частности, являются естественная радиационная безопасность при любых авариях, долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами, а также нераспространение ядерного оружия ввиду отсутствия наработки оружейного плутония.

reaktor-Brest-300 

Опытный демонстрационный реактор БРЕСТ-ОД-300 станет первым в мире опытным реактором на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Данный реактор войдет в состав опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), создаваемого в рамках проекта «Прорыв». В данном проекте будут отработаны технологии замыкания ядерного топливного цикла на базе реактора на быстрых нейтронах, необходимые для развития атомной энергетики. Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) позволит избавиться от ядерных отходов, в том числе и производимых обычными АЭС, а также решить проблему воспроизводства ядерного топлива.

Наличие большого количества отработанного ядерного топлива, хранение которого создает большие риски для экологии и требует огромных финансовых затрат, является одним из главных недостатков современных ядерных реакторов. В настоящее время в мире накоплено около 450 тыс. тонн ядерных отходов. Проект «Прорыв» позволит перерабатывать ядерные отходы в новое топливо.

Подготовка к строительству опытного демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300 была начата в 2014 году в рамках строительства модуля фабрикации новейшего топлива. Предполагается, что модуль фабрикации будет запущен в 2017 году, сам реактор — в 2020 году, в 2022 году должен быть запущен модуль переработки топлива.

 

При подготовке материала использованы источники: www.roseltorg.ru, http://atomproekt.com, http://www.sarov.net,  http://www.nikiet.ru, www.techcult.ru.

Поделитесь в социальных сетях