Причудливые контуры АЭС "Руппур" (Бангладеш)
АЭС "Руппур" с октября 2023 года - официально ядерный объект. На него было завезено свежее ядерное топливо.
(c) rooppur_tube
АЭС "Руппур" с октября 2023 года - официально ядерный объект. На него было завезено свежее ядерное топливо.
(c) rooppur_tube
Как мы уже неоднократно писали, внебиржевой рынок богат на выбор как отдельных эмитентов, так и целых отраслей. Одним из негативных аспектов торгов на Московской бирже является тот факт, что выбор доступных эмитентов в каждой отрасли крайне скуден, за исключением добычи сырья.
Некоторые отрасли вообще не представлены на Московской бирже, например, оборонная промышленность или атомная энергетика. Внебиржевой рынок позволяет исправить этот недочет и дать шанс инвестору приобрести активы практически из любой отрасли. Как раз сегодня мы расскажем вам об одном из таких предприятий, представителе отрасли атомной энергетики и мирового лидера в этом секторе, о котором вы ранее не слышали и акции которого можете купить уже сейчас!
Публичное акционерное общество Новосибирский завод химконцентратов (далее ПАО НЗХК) является дочерней структурой Топливной компании Росатома ТВЭЛ, которой принадлежит 67,91% Уставного капитала компании. Основными видами деятельности ПАО НЗХК являются производство ядерного топлива для АЭС, исследовательских реакторов России и зарубежных стран, а также производство металлического лития и его солей.
ПАО НЗХК представляет интерес как надежная компания роста и один из мировых лидеров по производству ядерного топлива. В настоящее время ~ 6% от общей установленной мощности энергетических ядерных реакторов мира работают на топливе, производимом на НЗХК. Стоит отметить, что компания является единственным производителем высокообогащенного топлива различных композиций с алюминиевой оболочкой.
Благодаря своему исключительному статусу и положению на рынке, ПАО НЗХК не только сохраняет спрос на свою продукцию, но и ежегодно увеличивает поставки. Привилегированный статус и стабильный спрос ПАО НЗХК конвертируются в стабильные финансовые результаты из года в год. Так CAGR по выручке производителя ядерного топлива за последние 6 лет составил 5%, а CAGR чистой прибыли ПАО НЗХК – 8%. Опираясь на востребованность атомной энергетики во всем мире и растущую роль ESG стратегий, ПАО НЗХК продолжит демонстрировать ежегодный рост финансовых показателей.
📌 Производство новых видов продукции
Помимо основной деятельности, связанной с производством ядерной продукции, последние годы на НЗХК активно осваиваются новые виды продукции, связанные с исследовательской тематикой. Подчеркнем, что наличие химико-металлургического производства позволяет ПАО НЗХК оказывать заказчикам услуги по переработке различных соединений урана и осуществлять поставки не только твэлов и ТВС, но и различных соединений урана в виде диоксида, закиси-окиси, металлического урана.
Также стоит выделить тот факт, что компания является одним из самых крупных в России производителей металлического лития высокой чистоты и соединений на его основе и одним из двух мировых производителей продуктов на основе Лития-7. Учитывая мировые тенденции по развитию технологий, связанных с производством литиевых источников тока, продукция литиевого комплекса ПАО НЗХК продолжает надежно удерживать занимаемую долю рынка в Российской Федерации. На наш взгляд, расширение продуктовой линейки, даст возможность предприятию сохранить и упрочить свои позиции в Российской Федерации и на зарубежных рынках. Мы считаем, что в текущей ситуации ключевыми точками роста в сфере неядерной продукции будут являться формирование в Российской Федерации базы литиевого сырья, увеличение мощности литиевого производства и новые продукты на основе лития, над разработкой которых работает ПАО НЗХК при поддержке АО ТВЭЛ и Госкорпорации Росатом.
📌 Высокая оценка акций предприятия
Помимо операционных факторов переоценки компании, стоит выделить дополнительную эмиссию акций, которую сейчас проводит Общество. Проспект эмиссии содержит информацию о размещении 500 000 обыкновенных акций по цене 1000 руб. по закрытой подписке, что существенно выше рыночной цены.
Такая высокая оценка говорит о том, что государство в лице Госкорпорации Росатом и Федерального агентства по управлению государственным имуществом, представляющего интересы Российской Федерации, приобретает акции существенно дороже миноритариев. Более того, полученные от размещения средства компания направит на развитие новых проектов, что улучшит финансовые показатели в абсолютном выражении и повысит рентабельность производства. Поэтому, несмотря на то, что дополнительная эмиссия акций размывает долю владения физических лиц, она повышает рыночную стоимость акций, за счет того, что в компанию поступают денежные средства после размещения по высокой оценке.
📌 Переход на распределение 50% чистой прибыли
Более того, так как корпорация Росатом является государственной компанией, мы предполагаем, что ко всем дочерним структурам холдинга может быть применена более жесткая форма соблюдения норматива выплаты дивидендов в размере 50% чистой прибыли, в том числе и к ПАО НЗХК. Отметим, что сейчас компания выплачивает только дивиденды на привилегированные акции в размере 2 руб. согласно Уставу Общества. На наш взгляд, данная инициатива также будет выгодна самому Росатому, который может «поднимать» денежные средства с дочерних компаний через дивиденды. При реализации данного сценария, ежегодный дивиденд на обыкновенные и привилегированные акции может составить 22,07 руб., исходя из средневзвешенного значения чистой прибыли по РСБУ Общества за последние 6 лет.
📌 Консолидация компании Росатомом
Также мы допускаем полную консолидацию ПАО НЗХК, так как компания является стратегическим предприятием, а также одной из последних публичных компаний из сектора атомной энергетики. В этой связи, после превышения порога в 75% у основного акционера, он должен будет сделать предложение о выкупе бумаг у миноритариев, а в последствии прибегнуть к принудительному выкупу, после консолидации 95% акций. Мы считаем, что при проведении процедуры выкупа у миноритариев оценка акций может быть приближена к стоимости чистых активов компании или к оценке акций по дополнительной эмиссии. Опираясь на отчетность компании по итогам 2022 года, чистые активы ПАО НЗХК составляют 796,8 рублей на акцию. Исходя из приведенной информации и ситуации с консолидацией Росатомом другого производственного предприятия в секторе ядерной энергетики – АО Машиностроительный завод г. Электросталь с 20% дисконтом к чистым активам предприятия, предлагаемая цена приобретения обыкновенных и привилегированных акций компании может составить 750 руб. и 375 руб., соответственно, что в два раза выше текущей рыночной цены. Однако, мы не исключаем выкупа с премией к справедливой оценке компании.
Мы считаем ПАО НЗХК одной из самых перспективных бумаг на внебиржевом рынке на ближайшие несколько лет благодаря увеличению востребованности атомной энергетики в мире и развитию сегмента неядерной продукции.
Индикативная цена акций НЗХК на данный момент составляет 400 руб. - обыкновенных акций, 200 руб. - привилегированных акций. При условии увеличения дивидендных выплат, энергетическая компания имеет 100% потенциал роста до нашей целевой цены 800 руб. и 400 руб., соответственно. Текущие мультипликаторы: EV/EBIDA = 2.83, P/E = 4.42, Net Debt/EBITDA = -0.29.
© OTC Factory 2023-2023. Все материалы данного канала/сайта/блога являются объектами авторского права (в том числе дизайн). Запрещается копирование, распространение (в том числе путем копирования на другие сайты и ресурсы в Интернете) или любое иное использование информации и объектов без предварительного письменного согласия правообладателя. Вся информация предназначена исключительно для информационных целей. Автор OTC Factory не осуществляет деятельность по инвестиционному консультированию и не является инвестиционным советником.
Также подписывайтесь на наш Телеграмм-канал!
Топливные элементы для АЭС состоят из оксида урана, обогащенного примерно до 5% по изотопу уран-235.
Два года и более топливные сборки с этими таблетками варятся в реакторе, отдавая энергию ядерного распада на благо человеков.
При этом в конце своей деятельности они расходуют едва ли 3% от того количества изотопа 235 который был в начале.
В итоге ядерное горючее отправляемое на хранение в специальные заведения имеет в своем составе около 97% от первоначального запаса энергии (не считая другие изотопы)
Пусть специалисты меня поправят если я где-то ошибся.
Их есть у нас! Красивая карта, целых три уровня и много жителей, которых надо осчастливить быстрым интернетом. Для этого придется немножко подумать, но оно того стоит: ведь тем, кто дойдет до конца, выдадим красивую награду в профиль!
ЕС удалось быстро сократить поставки российского угля, газа и нефти, но, похоже, он не может сделать то же самое в отношении атомной энергетики.
Поскольку после холодной войны конкуренция в глобальном ядерном секторе атрофировалась, реакторы советской постройки в ЕС по-прежнему были привязаны к изготовленному на заказ топливу из России, в результате чего Москва стала играть огромную роль.
В 2021 году российский государственный атомный гигант «Росатом» поставил реакторам блока 20 процентов природного урана, осуществил четверть их услуг по конверсии и предоставил треть их услуг по обогащению.
«Вопрос о санкциях в отношении атомной отрасли… был фактически снят еще до того, как началось осмысленное обсуждение», — сказал дипломат из одной страны ЕС, пожелавший остаться анонимным.
Как показывает практика, ядерное топливо можно многократно использовать, а самые опасные долгоживущие продукты деления — безопасно «сжигать». Все, что нужно — уникальные технологии и правильно организованный «жизненный цикл» топлива. Что такое ОЯТЦ, ЗЯТЦ и СЯТЦ и как именно Росатом собирается полностью перевести российскую ядерную энергетику на реакторы на быстрых нейтронах.
Реактор БН-800. Реакторы на быстрых нейтронах могут работать на инновационном топливе, для производства которого используются материалы из отработавшего топлива / ©Белоярская атомная электростанция, Росатом
Главный тренд современности — экологически безопасное долгосрочное развитие во всех сферах: от повседневной жизни до тяжелой промышленности. Главная цель — сократить загрязнение планеты и впредь поддерживать баланс, грамотно используя ее ресурсы. В зарубежной литературе этот переход проходит под лозунгом «трех R»: Reduce. Reuse. Recycle — сокращение отходов, многократное использование и переработка. Ошибочно думать, что это касается только обывателей вроде нас с вами. Крупные компании тоже стараются следовать этим принципам, но совсем в другом масштабе.
Стоит кого-нибудь спросить, какие отходы самые опасные, и собеседник, скорее всего, ответит, что радиоактивные. Несомненно, при неправильном обращении и хранении радиоактивные отходы опасны. Но при правильном подходе ядерная энергетика — это чистая энергетика, а «отходы» — подходящий ресурс для производства нового топлива. Именно о такой «переработке» в атомной отрасли, или «рециклинге» и пойдет речь.
Рециклинг — обращение с с регенерированными ядерными материалами, при котором они очищаются и используются повторно, либо возвращаются в производственный цикл. Стеклянные бутылки и банки отмываются, а пластик и бумага измельчаются для производства нового пластика и бумаги. Рециклинг — разновидность переработки.
С помощью специалистов топливной компании «ТВЭЛ» разбираемся в реализуемых сегодня жизненных циклах ядерного топлива: открытом цикле, французской модели, двухкомпонентной энергетике, закрытом ядерном топливном цикле, утилизации радиоактивных отходов и использовании «урановых хвостов».
Производство топлива
«Жизнь» топлива для атомных электростанций начинается с добычи урана. Уран — самый тяжелый химический элемент из тех, что встречаются на Земле в природе. Конечно, не в чистом виде, а в составе руд и минералов. В результате переработки получают чистый уран, который все же не подходит для производства топлива — он слишком «бедный».
Самый распространенный в природе изотоп урана — уран-238. На него приходится 99,3% всего урана. Для энергетики же ценны оставшиеся 0,7% — уран-235. Именно он является основным делящимся материалом в ядерном топливе для «обычных» тепловых АЭС. Проблема в том, что для работы АЭС содержание «полезного» урана-235 в топливе должно составлять до 5%, а не 0,73%, как в среднем в естественных условиях. Нужное процентное содержание получают на этапе обогащения.
Добытый природный уран отправляют на конверсию: из твердого состояния в газообразное. На выходе получают газообразный гексафторид урана. В газообразном состоянии его отправляют в центрифугу и раскручивают: более легкий уран-235 «прилипает» к оси, а тяжелый уран-238 оказывается на периферии. В результате выделяют немного обогащенного до 5% гексафторида урана, из которого и делают топливо. Все остальное — «хвосты», обедненный гексафторид урана (ОГФУ) с содержанием урана-235 около 0,25%.
Возможности Росатома по обогащению урана держатся в тайне. Граница в 5% — принятая для энергетических реакторов. Для АЭС обычно обогащают до 4,7-4,9%, все зависит от стоимости урана и услуг по обогащению, а также конкретного топливного цикла АЭС. И тут стоит упомянуть, что Россия — лидер в центрифужном обогащении. Так называемые «хвосты», ОГФУ, получаются бедными на уран-235, но и им нашли применение. Но об этом позже, пока вернемся к производству топлива.
На следующем этапе — этапе фабрикации — из газа делают порошок и спекают в урановые таблетки. Таблетки запаиваются в циркониевые трубки с необходимыми заглушками и крепежными элементами — получаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Из ТВЭЛов собираются тепловыделяющие сборки (ТВС). Материалы и конструкция элементов и финальной сборки зависит от типа реактора.
Операция спекания таблеток в печах BTU / ©НЗХК
Готовые ТВС отправляются на атомные станции, где работают около пяти лет. С момента, как они покинули реактор, их уже называют отработавшим, или облученным ядерным топливом (ОЯТ). Еще пять лет отработавшее топливо остывает в бассейне выдержки на станции. Его дальнейший путь — главная тема этого материала.
Отработавшее ядерное топливо может отправиться на захоронение, а может продолжить приносить пользу. Это зависит от выбранного топливного цикла.
Открытый ядерный топливный цикл
Самый простой вариант, активно использовавшийся в прошлом, — загрузка отработавшего топлива в контейнеры и отправка на хранение: либо до момента, как придумают, что с ним делать дальше, либо вообще навсегда.
Один из видов «вечного» хранения — геологическое захоронение. Такие хранилища сейчас строятся в Швеции и Финляндии. Пока что отработавшее ядерное топливо копится в контейнерах, а когда строительство закончится, их перенесут в хранилища. Переработать другие страны его не могут — необходимые для этого технологии на сегодняшний день остались только у России и Франции (раньше еще были у Великобритании).
Французская модель
Во Франции отработавшее ядерное топливо отправляют на переработку: элементы и циркониевые оболочки распиливают, таблетки растворяют.
Состав отработавшего ядерного топлива выглядит примерно так: уран (96%), плутоний (1,2%) и радиоактивные отходы. Основные составляющие отходов: «короткоживущая» цезий-стронциевая фракция (2%), минорные актиниды (0,5%) и прочие продукты деления (0,3%). Главное — остается много урана.
Облученный уран называется регенератом. В нем, помимо «бесполезного» урана-238 и «полезного» урана-235 (2%) появляется еще и много других изотопов (232, 234, 236), которые будут мешать реакции.
Для производства топлива уран очищают от четных изотопов и радиоактивных отходов, и дообогащают до необходимых 5%. Плутоний оставляют, поэтому топливо уже называется уран-плутониевым (у французов принято название МОКС-топливо). Такое топливо можно один раз отправить в реактор, правда, загрузив лишь на 30-50% активную зону реактора в добавление к обычному топливу. И всё — дальше только захоронение, потому что соотношение изотопов урана становится совсем неподходящим для переработки, а плутоний начинает слишком сильно фонить.
Сборка каркаса тепловыделяющей сборки / ©НЗХК
Главная проблема такой переработки — она не избавляет от объема опасных радиоактивных отходов: «короткоживущей» цезий-стронциевой фракции и минорных актинидов (америций, нептуний, кюрий и другие). Последние представляют наибольшую опасность, потому что период их полураспада — тысячи лет. Однако в России умеют от них избавляться — с помощью реакторов на быстрых нейтронах.
Двухкомпонентная модель и радиоактивные отходы
Реакторы на быстрых нейтронах — наследие огромной работы, проделанной советскими учеными. В экспериментальном масштабе их разработкой занимались многие страны мира: Франция, США, Япония, Великобритания. Но лишь в России удалось выйти на промышленный масштаб. По сей день работает запущенный в 1980 году на Белоярской АЭС реактор БН-600. В 2015 году на той же Белоярской запустили БН-800. И развитие продолжается: в Северске строится экспериментальный реактор БРЕСТ-ОД-300 (на СНУП-топливе) и для Белоярской проектируется мощный БН-1200. В разделе планов на будущее мы вернемся к этой теме.
Главное отличие и первая особенность быстрых реакторов от «обычных» тепловых в том, что в них нет замедлителей, и поэтому энергия нейтронов достигает больших значений. Для запуска реакции им необходим плутоний в составе топлива, поэтому для его производства можно использовать отработанное топливо из «обычных» тепловых реакторов. Последовательная отработка топлива сперва в тепловых, а затем в быстрых реакторах называется двухкомпонентной моделью ядерной энергетики.
Вторая важная особенность быстрых реакторов: способность «выжигать» опасные минорные актиниды — кюрий, нептуний и америций. С кюрием можно ничего не делать, потому что со временем он распадается в плутоний. Но сам плутоний со временем распадается на америций. В общем, они дают много продуктов полураспада, причем периоды полураспада исчисляются тысячами лет.
Захоронить такие отходы возможно, но сложно. Требуется глубинное хранение, например, в закрытой шахте в глубине горы с подходящей породой гранита, которая не будет ничего пропускать. Сверху хранилище бетонируется, но за его состоянием все равно нужен мониторинг. Лучше от актинидов совсем избавиться — с помощью быстрых реакторов.
Быстрые реакторы работают на уран-плутониевом топливе, «выжигают» минорные актиниды и, что еще не упоминалось, в процессе работы нарабатывают себе новый плутоний (на котором могут сами работать). Именно за счет этого можно всю энергетику построить на быстрых реакторах — фактически создать замкнутый цикл.
Замкнутый цикл
В замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ) уран-плутониевое топливо после отработки в реакторе быстрых нейтронов перерабатывается, формируется в новые сборки и отправляется обратно в тот же реактор.
Фабрикацией и переработкой сейчас занимаются удаленные от АЭС предприятия. Чтобы увезти туда отработавшее топливо, ему сперва нужно дать остыть, и на переработке его снова разогреют. Это большие затраты времени и ресурсов, поэтому сейчас Росатом строит в Северске экспериментальную станцию, на которой фабрикация и переработка будут вестись прямо рядом с быстрым реактором (БРЕСТ-ОД-300). Так будет реализован пристанционный ядерный топливный цикл (ПЯТЦ), ответвление замкнутого, хотя некоторые специалисты считают как раз такой формат «истинным» замкнутым циклом.
На одной площадке в Северске будут находиться сам реактор, модуль фабрикации-рефабрикации и модуль переработки. Последние два – буквально через стенку друг от друга. И большинство операций роботизированы, чтобы снизить воздействие на персонал. Ядерные материалы будут нужны лишь для того, чтобы запустить реактор, дальше — лишь минимальная подпитка. И все основные радиоактивные отходы быстрый реактор будет сжигать. Планируется, что модуль фабрикации запустят в ближайшие годы, чтобы произвести топливо к запланированному пуску блока в 2026 году.
Загрузка топлива на 4 блоке Ростовской АЭС / ©Ростовская АЭС, Росатом
Аварийность БРЕСТа минимальна – внутри у него свинцовый теплоноситель, который никуда не денется при аварии. Самое опасное для АЭС — потеря теплоносителя. Именно это произошло на Фукусиме: вода ушла, а топливо расплавилось. В БРЕСТе при отключении свинец просто застынет. Впрочем там и само нитридное топливо (СНУП-топливо) не сможет расплавиться.
Даже в самом аварийном сценарии вся опасность останется в периметре АЭС. Свинец к тому же поглотитель нейтронов, поэтому реактор можно будет просто законсервировать на площадке. Безопасность — одна из главных задач современной ядерной энергетики. Современные новые реакторы максимально защищены от аварий.
Получается, быстрые реакторы есть в России и скоро будут в Китае, где их помогает строить Росатом. Во всем остальном мире реакторы «обычные» тепловые, способные работать лишь на чистом урановом топливе или на однократно переработанном (французская модель). Для вовлечения их в цепочку рециклинга Росатом разработал РЕМИКС-топливо.
Сбалансированный цикл и «короткоживущая» фракция
Опыт обращения с ураном, отработанным ядерным топливом и МОКС-топливом позволил создать специальное топливо, которое можно многократно на полную загрузку использовать в тепловых реакторах, перерабатывая и рефабрикуя на российских заводах.
Предположим, у страны вообще пока нет ни одной АЭС, но она хочет использовать ядерную энергетику. АЭС возводят всего за четыре года. Первые десять лет она будет работать на традиционном урановом топливе, выгружая его в бассейн выдержки на охлаждение.
В конце 2019 года в «Росатоме» начали проектировать первый в России исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР) для отработки технологии дожигания долгоживущих компонентов облученного топлива — минорных актинидов / ©ВНИИНМ, Газета «Страна Росатом»
Постепенно Росатом будет забирать отработанное топливо и на своих предприятиях перерабатывать его в уран-плутониевое РЕМИКС-топливо (уран-плутониевое топливо для тепловых легководных реакторов), возвращая на станцию. С одиннадцатого года и до конца эксплуатации через 50 лет станция сможет работать на таком регенерированном топливе. В отличие от французского МОКС-топлива, которое можно загружать лишь на треть, РЕМИКС-топливом можно загружать 100 процентов активной зоны реактора. После каждого цикла облучения топлива плутоний становится «хуже», но специалисты Росатома нашли способ улучшать состав и перерабатывать топливо до семи раз, сжигая по пути минорные актиниды.
Такой подход позволяет существенно экономить на изготовлении ядерного топлива, ведь примерно 80% стоимости сборки приходится на уран и обогащение, около 15% — фабрикация, 3% — конверсия. Главное преимущество такого подхода — отсутствие опасных ядерных отходов. Все минорные актиниды будут «сжигаться» в России в быстрых реакторах. Останется лишь «короткоживущая» фракция с периодом полураспада около 80 лет, её можно залить в боросиликатное стекло (или в керамику – зависит от технологий будущего) и поместить в приповерхностное хранилище, где спустя несколько сотен лет эти отходы станут абсолютно безопасными. Не так уж много, по сравнению с минорными актинидами, которые требуют тысячелетий.
Ближе к концу срока эксплуатации станции, отработавшей на РЕМИКС-топливе, достаточно будет построить небольшое здание для контейнеров со «стеклом». Сегодня РЕМИКС-топливо успешно проходит опытно-промышленную эксплуатацию на Балаковской АЭС.
Взаимодействие тепловых станций с российскими быстрыми реакторами — это сбалансированный ядерный топливный цикл (СЯТЦ), на основе которого можно построить глобальную взаимосвязанную атомную систему, предоставляя другим странам услуги по выжиганию минорных актинидов. В перспективе у России останутся только быстрые реакторы. Впрочем, даже без притока урана с плутонием от тепловых реакторов у нас есть все необходимое для их работы — в частности, огромные запасы ОГФУ.
Урановые хвосты и коэффициент воспроизводства
Обедненный гексафторид урана (ОГФУ) остается в огромных количествах после получения обогащенного урана из природного. В основном, он состоит из урана-238 с небольшим количеством «полезного» урана-235.
Хранилище ОГФУ / ©УЭХК
За почти век работы отечественной атомной промышленности в России накопились огромные запасы ОГФУ — больше миллиона тонн. С целью сокращения этих запасов Росатом постепенно освобождает площадки с захоронениями. Планируется к 2038 году вдвое сократить их количество, а к 2057 году ликвидировать все запасы за счет переработки.
Сперва обедненный гексафторид урана очищают от фтора. Полученную плавиковую кислоту и безводный фтористый водород продают на рынке химической продукции. Обедненный уран тоже используется в промышленности: из него делают контейнеры для перевозки изотопов, экраны для медицинской аппаратуры, а также используют в противовесах и гироскопах в самолетах, судовом балласте и других целях. Но основная масса, конечно, идет на производство нового ядерного топлива.
В значительной части этих запасов процент урана-235 довольно высокий (до 0,4%), потому что в первые десятилетия обогащение проводили менее эффективным диффузным методом. Сегодня эти хвосты можно использовать в производстве топлива для тепловых реакторов. Вторичные хвосты уже точно бесполезны для всего остального мира, а вот для нас — отличное сырье для быстрых реакторов.
Быстрым реакторам «бесполезный» уран-238 не мешает, им главное, чтобы был плутоний. В процессе они могут сами себе наработать еще больше плутония. И это третья особенность быстрых реакторов.
Возможности конкретного реактора на быстрых нейтронах зависят от его изначальной конструкции. Если предусмотрено, реактор сможет работать в разных режимах — с разным коэффициентом воспроизводства.
Реактор БН-800 / ©Белоярская АЭС, Газета «Страна Росатом»
При равном единице коэффициенте воспроизводства в отработанном топливе будет столько же плутония, сколько и было в изначальной загрузке. В этом случае подходящий состав понадобится лишь для первой загрузки. Дальше быстрый реактор будет его поддерживать.
При коэффициенте воспроизводства меньше единицы быстрый реактор будет «выжигать» лишний плутоний. Такой режим необходим для утилизации накопившихся запасов отработанного топлива от тепловых реакторов. Можно сказать, что это забота о будущих поколениях — им не придется разбираться с фонящими запасами плутония.
Самый интересный вариант — при коэффициенте больше единицы. Процент прибавления плутония небольшой, но эффективный — до 1,2%. Позволяет со временем восполнить недостаток плутония для запуска нового быстрого реактора. Такую возможность обеспечивают быстрые нейтроны — на большой энергии они могут расщепить «бесполезный» уран-238 до плутония.
Основываясь на этой уникальной технологии, Росатом планирует в будущем все российские АЭС строить с реакторами на быстрых нейтронах.
Будущее российской атомной энергетики
На сегодняшний день тепловые реакторы —более продвинутая и отработаннаях технология, чем реакторы на быстрых нейтронах. Огромный опыт позволяет строить новые станции всего за четыре года. Тем не менее без быстрых реакторов тепловые будут значительными темпами использовать запасы урана и производить слишком много опасных отходов. С быстрыми реакторами бывшие отходы становятся почти неисчерпаемым источником топлива — их хватит на десятки тысяч лет.
У России есть преимущество — огромные вложения в изучение и разработку реакторов на быстрых нейтронах, сделанные в прошлом веке, позволяют и сегодня развивать это направление. Росатом планирует после 2035 года строить только быстрые реакторы. И к 2045 году перевести на атомную энергию четверть стремительно растущего энергобаланса России.
Старые реакторы будут постепенно выводиться из строя и заменяться новыми — быстрыми. На сегодняшний день в России работают 35 реакторов на 11 АЭС. Для замены их на быстрые нужно сперва подтвердить экономическую состоятельность проекта. Быстрый реактор гораздо сложнее теплового и поэтому стоит существенно дороже. Отчасти причина в том, что технология еще не до конца отточена, и потому себестоимость, видимо, будет постепенно снижаться.
Монтаж оборудования шахты научно-исследовательского реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения в Димитровграде / ©ГНЦ НИИАР, Росатом
Строящийся в Северске реактор со свинцовым теплоносителем и с модулями переработки и рефабрикации — уникальный экспериментальный дорогостоящий проект, который позволит испытать многие новые технологии, но мощность у него будет небольшая. Главный быстрый реактор России — БН-800 на Белоярской АЭС — тоже по мощности не дотягивает до показателей тепловых реакторов (1000-1200 МВт). Зато на нем проверили сложную контурную систему и систему защиты.
Поэтому перед Росатомом стоит сразу несколько задач на ближайшие годы: оптимизировать конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, увеличить единичную мощность и добиться оптимальной цены. Первым примером такого «серийного» быстрого реактора станет БН-1200 с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС. Его планируется построить и запустить к 2030 году.
Единственная страна, которая тоже собирается вводить в эксплуатацию быстрые реакторы — это Китай. К 2040 году страна планирует добиться целевой суммарной мощности 100 ГВт, то есть поддерживать в работе примерно сто реакторов. После 2040 года они будут строить лишь реакторы на быстрых нейтронах. В марте 2022 года в Китае работали 54 реактора общей мощностью 55 ГВт, с тех пор уже успели запустить еще два. Известно, что к 2025 году Китай стремится добиться показателя в 70 ГВт. С помощью Росатома они строят свой первый реактор на быстрых нейтронах.
Международное стремление к чистой возобновляемой энергетике с долгосрочным развитием уже сегодня становится реальностью в нашей атомной отрасли. Введение в масштабную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах позволяет перерабатывать накопившиеся урановые хвосты, сокращает количество самых опасных радиоактивных отходов — как нашей страны, так и других стран — и экономно расходует ограниченные запасы урана, обеспечивая «обычные» реакторы подходящим топливом.
Источник: Naked Science совместно с Homo Science
На Балаковской АЭС завершились эксплуатационные испытания твэлов с РЕМИКС-топливом.
Тепловыделяющие сборки (ТВС) ВВЭР-1000, имеющие в составе экспериментальные тепловыделяющие элементы с РЕМИКС-топливом, эксплуатировались в реакторе энергоблока № 3 Балаковской АЭС в течение трех топливных кампаний - около 5 календарных лет. Выгрузка из реактора состоялась в рамках планово-предупредительного ремонта энергоблока, который в эти дни ведется на атомной станции.
РЕМИКС-топливо призвано снизить потребление природного урана в атомной энергетике и повторно использовать компоненты уже облученного топлива. Основное преимущество замкнутого ядерного топливного цикла - возможность использовать плутоний, образующийся при облучении урана-238.
«Опытно-промышленная эксплуатация инновационного топлива на Балаковской АЭС прошла успешно. Всего в реактор энергоблока № 3 наряду со стандартными тепловыделяющими сборками были загружены три топливные сборки, в каждой из которых наряду со стандартными тепловыделяющими элементами были размещены по шесть тепловыделящих элементов с РЕМИКС-топливом. Все пять лет испытаний наши специалисты контролировали нейтронно-физические и ресурсные характеристики экспериментальных ТВС - каких-либо отклонений от нормальной эксплуатации не было, что подтверждает проектные свойства нового ядерного топлива», - отметил заместитель главного инженера по безопасности и надежности Юрий Рыжков.
После выгрузки из реактора тепловыделяющие сборки с инновационным топливом переместили в бассейн выдержки для снятия активности и остаточных тепловыделений от топлива до допустимых значений для его транспортирования.
В 2023 году они будут отправлены в научно-исследовательский институт атомных реакторов в Димитровграде для проведения послереакторных исследований.
В 2021 году в Росатоме было создано опытное производство полномасштабных ТВС с РЕМИКС-топливом в кооперации между ФГУП «ГХК», где ведется изготовление РЕМИКС-таблеток, и Сибирского химического комбината (АО «СХК», предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»), на площадке которого изготавливаются твэлы и собираются РЕМИКС-ТВС.
«Экспериментальные ТВС с РЕМИКС-топливом на СХК производятся в дизайне ТВС-2М - именно эта конструкция используется в реакторах ВВЭР-1000 на Балаковской АЭС. Мы рассчитываем, что следующим шагом в реализации программы разработки и коммерциализации российского уран-плутониевого топлива для ВВЭР должна стать опытно-промышленная эксплуатация нескольких топливных кассет, имеющих все твэлы с РЕМИКС-топливом», - отметил вице-президент по научно-технической деятельности и качеству АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
Давеча слышали вот такой довольно интересный вопрос, указанный в заголовке.
Просто и на пальцах объясняем, что это, для чего и стоит ли овчинка выделки.
"Слышал такое: обычные реакторы (реакторы на тепловых или медленных нейтронах) используют базовое ядерное топливо (Уран-235), в результате чего образуется отработанное ядерное топливо (ОЯТ), в частности Уран-238, который, в свою очередь, загружается в реакторы на быстрых нейтронах (РБН), которые, в свою очередь, производят базовое ЯТ (Уран-235) - и далее по кругу.
Некоторые вопросы, на которые интересно было бы узнать ответы.
Насколько вышеописанное правда? Если правда (хотя бы по большей части), то понятно, что по закону сохранения энергии в прямом виде (без участия других материалов) вышеописанное невозможно. Поэтому интересно было бы узнать подробнее весь (возможный) цикл ЯТ. Если принципы работы обычных реакторов известны, то принципы работы РБН освещены мало, поэтому здесь (о работе РБН) также хотелось бы больше подробностей. Почему все говорят о проблеме ОЯТ как о достаточно острой проблеме? Нет ли каких-то подводных камней в таком (возможном) замкнутом цикле, которые, при вроде как замечательном решении, снижают его реальную эффективность? Правда ли, что Россия - лидер в вопросе переработки ОЯТ (как говорит российский раздел Википедии)? Если да, то в чем это выражается?
Если есть еще какая-то интересная информация по данной теме, не подпадающая под вышезаданные вопросы, то ее также было бы интересно услышать от Вас."
Ответ на вопрос от нашего автора Николая Вододохова:
Ох, погнали. Берите ручку, тетрадку и записывайте.
1) Да, замкнутый цикл возможен в наши дни, но проблема в цене урана. Сейчас гораздо выгоднее добывать уран из руды и каждый раз делать новое топливо, а отработавшее складывать и хранить где-нибудь. Технология переработки отработавшего топлива ещё очень слабо развивается, поэтому она дорогая. Когда руды с ураном станет меньше, то и технология переработки ОЯТ будет всё дешевле и выгоднее.
2) Никакой реактор не производит уран-235, происходит наработка плутония-239 в случае поглощения ураном-238 нейтрона, плутоний-239 является делящимся нуклидом и у него своя специфика, меньший процент запаздывающих нейтронов и всё такое, короче, работать с ним сложнее. Специфика быстрых реакторов в том, что они нарабатывают больше плутония, чем какие-либо другие. Эта "наработка" измеряется коэффициентом воспроизводства, то есть отношением количества наработанного плутония к количеству разделившегося урана-235. То есть, если у топлива обогащение по урану-235 составляет 12% (допустим, это гипотетический пример), соответственно по урану-238 обогащение составляет 88%. В быстром реакторе коэффициент воспроизводства может достигать 1.5 (у медленного реактора около 0.5), то есть на два ядра ПОДЕЛИВШЕГОСЯ урана-235 получим 3 ядра плутония-239. Уран-235 не может полностью выгореть, выгорает около половины за кампанию топлива, получаем следующее:
— после работы урана-235 стало 6% в топливе
— появилось 9% плутония-239
— осталось около 80% урана-238, ведь ещё есть различные продукты распада, которые только усложняют процесс деления и снижают реактивность.
После этого плутоний и уран-235 необходимо выделить из топлива и создать новое MOX топливо. Это сложный и дорогой процесс, но реальный. Пока только одна партия такого топлива работает на БН-600 или БН-800 (не помню, какой именно реактор).
3) Да, Россия лидер в вопросе переработки ОЯТ, около 20% ядерного топлива в РФ производится из ОЯТ, такого нет нигде в мире. Ко всему прочему Россия владеет (конкретно Uranium One) большей частью ядерных рудников в мире и половиной обогатительных мощностей в мире. Остальная половина делится между Францией, США, Канадой, Кореей и ещё некоторыми странами.
Автор: Николай Вододохов.
Оригинал: https://vk.com/wall-171205282_3784
Подпишись, чтобы не пропустить новые интересные посты!
Привет, Пикабу! С вами Семецкий.
Для вас - еженедельный выпуск "Атомного дайджеста" - подборки интересных атомных новостей России и стран зарубежья за прошедшую неделю.
Начнем с новостей атомной энергетики России.
Росэнергоатом продолжает устанавливать новые рекорды:
АЭС России в феврале увеличили выработку электроэнергии на 7,7 % - до 17,6 млрд кВтч
Атомные электростанции России (филиалы Концерна «Росэнергоатом», входят в Электроэнергетический дивизион «Росатома») в феврале 2021 года на 7,7 % увеличили выработку электроэнергии по сравнению с февралем прошлого года, выработав 17,6 млрд кВтч.
Выполнение плана ФАС России с начала года составило 102,55 %. По оценкам специалистов, такое превышение позволило сдержать рост свободных рыночных цен электроэнергии для потребителей примерно на 1,5 %.
Плановый ремонт на энергоблоке № 3 Белоярской АЭС (БН-600) выполнен в полном объёме
13 марта 2021 года энергоблок № 3 с реактором БН-600 Белоярской АЭС включён в сеть и возобновил производство электроэнергии по завершении очередного планово-предупредительного ремонта.
Калининская АЭС: в работе три энергоблока
На КАЭС в работе энергоблоки №2, 3 и 4, общая мощность составляет 3206 МВт.
Первый энергоблок отключили 18 марта для проведения ремонтных работ на вспомогательном оборудовании реакторного отделения. Реакторную установку разгрузили в соответствии с технологическим регламентом. Выработка электроэнергии на энергоблоке №1 возобновится после завершения ремонтных работ.
Ссылка на новость в телеграм-канале Росэнергоатома.Теперь новости со строек Росатома:
Курская АЭС-2: досрочно завершено бетонирование фундаментной плиты насосной станции блока № 2
Cтроители Курской АЭС-2 на 2 недели раньше намеченного срока выполнили второе государственное задание – завершили бетонирование фундаментной плиты блочной насосной станции второго энергоблока.
Блочная насосная станция (БНС) расположена между зданием турбины и башенной испарительной градирней. БНС предназначена для обеспечения циркуляции воды между конденсатором турбины и градирней для охлаждения отработавшего в турбине пара, а также для отвода тепла от вспомогательного оборудования здания турбины.
Курская АЭС-2: в здании реактора энергоблока №1 смонтированы четыре корпуса главных циркуляционных насосов
В здании реактора первого энергоблока Курской АЭС-2 в проектное положение установлены все четыре сферических корпуса главных циркуляционных насосов (ГЦН). Агрегаты смонтированы на отметке 14,5 метра над уровнем земли.
ГЦН относится к основному технологическому оборудованию реакторной установки и обеспечивает циркуляцию теплоносителя, нагретого до температуры 300°C.
Ссылка на полную новость.На машиностроительных производствах Росатома тоже усердно работали всю неделю:
Волгодонский филиал АО «АЭМ-технологии» приступил к изготовлению корпуса реактора для третьего энергоблока АЭС «Аккую» (Турция)
Заготовки прошли входной контроль, в том числе измерения 3D-сканером. На обрабатывающих центрах выполняется механическая обработка обечаек зоны патрубков и фланца для первой защитной наплавки. Также специалисты изготавливают патрубки системы аварийного охлаждения активной зоны. Далее состоятся контрольные мероприятия, наплавка и сварка патрубков.
Ссылка на полную новость.Петрозаводский филиал компании «АЭМ-технологии» приступил к изготовлению насосов для АЭС «Тяньвань» (Китай)
Петрозаводский филиал компании «АЭМ-технологии» приступил к изготовлению направляющих аппаратов для главных циркуляционных насосных агрегатов (ГЦНА), которые будут установлены на энергоблоке № 7 АЭС «Тяньвань» (Китайская Народная Республика).
Работники «Петрозаводскмаша» собрали под сварку первые направляющие аппараты для корпусов ГЦНА. Направляющие лопатки установили в соответствии с требованиями конструкторской документации (правильное расположение данных деталей обеспечивает ровную, без вибраций, работу насосного агрегата в период эксплуатации).
Ссылка на полную новость.Российская катушка полоидального поля для ИТЭР прошла решающую стадию производства
В Санкт-Петербурге на территории Средне-Невского судостроительного завода (АО «СНСЗ») специалисты завода и АО «НИИЭФА» (входит в Госкорпорацию «Росатом») успешно завершили вакуумно-нагнетательную пропитку обмотки сверхпроводящей катушки магнитной системы реактора ИТЭР (International Thermonuclear Experimental Reactor).
Вакуумно-нагнетательная пропитка – одна из наиболее сложных и ответственных стадий изготовления катушки, которой предшествовал целый ряд технологических этапов, завершенных в прошлом году. Катушка PF1 (диаметр – 9 метров, масса - 200 тонн) является одной из шести катушек полоидального поля в магнитной системе, которая служит для удержания плазмы в реакторе ИТЭР. Катушка – сложное изделие, основой которого являются восемь сверхпроводниковых двухслойных двухзаходных галет. Для каждого из 16 кабелей катушки PF1 использовался изготовленный ранее в России (АО «ТВЭЛ», АО «ЧМЗ», АО «ВНИИНМ», АО «ВНИИКП») ниобий-титановый сверхпроводник, обладающий сверхпроводящими свойствами при сверхнизких температурах около 4 Кельвина.
Ссылка на полную новость.ПАО «НЗХК» и египетский заказчик законтрактовали поставки компонентов ядерного топлива для исследовательского реактора
ПАО «НЗХК» (Новосибирский завод химконцентратов, предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ») и Организация по атомной энергии Египта (EAEA) подписали контрактные документы на поставку в Египет в 2021 году очередной партии компонентов низкообогащенного ядерного топлива.
Поставки выполняются в рамках долгосрочного рамочного контракта на экспорт в Египет компонентов ядерного топлива для реактора ETRR-2, заключенного в 2020 году между ПАО «НЗХК» и EAEA при координации АО «ТВЭЛ». Номенклатура продукции включает урановые компоненты, а также изделия из алюминиевого сплава и порошка алюминия.
Ссылка на полную новость.И новости из-за рубежа:
Первый энергоблок Белорусской АЭС включен в сеть
После успешного завершения исследований ксеноновых переходных процессов в реакторной установке первый энергоблок БелАЭС 14 марта включен в сеть.
Реакторная установка выведена на номинальный уровень мощности.
В соответствии с программой этапа опытно-промышленной эксплуатации, до 5 апреля на первом энергоблоке планируется провести испытания реакторной установки как в стационарном режиме, так и динамические испытания на различных уровнях мощности с разгрузкой энергоблока, в том числе до нулевого уровня мощности.
Ссылка на новость.На втором энергоблоке БелАЭС завершена загрузка в реактор имитаторов тепловыделяющих сборок
Всего в активную зону реактора их загружено 163.
Имитаторы ТВС являются точной копией тепловыделяющих сборок, полностью повторяя их конструкцию. Они используются вместо штатных ТВС в период пусконаладочных работ для проверки реакторной установки на соответствие проектным характеристикам и требованиям безопасности.
В настоящее время на втором энергоблоке продолжаются работы по сборке реактора для последующей его подготовки к гидравлическим испытаниям и циркуляционной промывке систем первого контура.
Ссылка на новость.Гендиректор МАГАТЭ: мы не видим причин, по которым Белорусская АЭС не должна работать
Об этом заявил генеральный директор МАГАТЭ Рафаэль Мариано Гросси во время выступления в видеоформате в Европарламенте, сообщает БЕЛТА.
"Мы обнаружили и хорошие практики, и то, что требует улучшения. Но я хочу сказать очень важную вещь. Мы не нашли какой-либо причины, из-за которой эта станция не должна работать", - сказал Рафаэль Мариано Гросси, отвечая на вопрос депутата Европарламента от Литвы Пятраса Ауштрявичюса.
И под конец новость от наших атомных конкурентов друзей:
Первый международный китайский реактор Hualong One на втором блоке АЭС “Карачи” подключен к электросети Пакистана
18 марта второй энергоблок АЭС “Карачи” в Пакистане был синхронизирован с электросетью. Спроектированный китайской корпорацией CNNC реактор Hualong One - первый из двух, которые будут построены на площадке - планируется ввести в промышленную эксплуатацию в конце этого года. Второй и третий энергоблоки АЭС “Карачи” – это первые экспортные модели китайского реактора Hualong One, продвигаемые на международном рынке как HPR1000.
Омар Аюб Хан, федеральный министр энергетики, нефти и природных ресурсов Пакистана, заявил в Твиттере, что реактор был подключен к сети 18 марта в 21:37.
Выспаться, провести генеральную уборку, посмотреть все новые сериалы и позаниматься спортом. Потом расстроиться, что время прошло зря. Есть альтернатива: сесть за руль и махнуть в путешествие. Как минимум, его вы всегда будете вспоминать с улыбкой. Собрали несколько нестандартных маршрутов.