ОАО НПО ЦКТИ
1977г. Орден Октябрьской Революции.
проектно-конструкторская деятельность опытно экспериментальные работы поставка энергооборудования расчетные работы разработка технологий сертификационные испытания. ицэо опытно-экспериментальная тэц. поставка электроэнергии. поставка теплоэнергии сервис энергетического оборудования

«    Январь 2021    »
ПнВтСрЧтПтСбВс
 
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
11-11-2010, 16:20
Areva и CEA начали разработку реактора на быстрых нейтронах Astrid
10.11.2010 16:39  |   РИА "Новости"

Французская ядерная корпорация Areva и Комиссариат по альтернативным энергоисточникам и атомной энергии Франции (CEA) подписали соглашение о начале исследований и разработке реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения с натриевым теплоносителем (проект Astrid), говорится в сообщении атомного концерна в среду.

Реализация соглашения позволит французскому правительству в 2017 году принять решение о целесообразности строительства этого демонстрационного образца.

"Совместная реализация соглашения принесет уникальные навыки и опыт в области проектирования ядерных реакторов. Areva будет отвечать за разработку ядерной паропроизводящей установки, вспомогательное оборудование и системы управления. CEA в свою очередь займется разработкой общего проекта и устройства активной зоны реактора и топлива", - отмечается в сообщении.

Также в настоящее время завершаются переговоры по основным инженерным работам, в частности, по гражданскому строительству и производству турбин. Как ожидается, в работе на первом этапе примут участие более 250 человек (к концу 2010 года), к концу 2012 года их число планируется увеличить до 350 человек.

Завершение первого этапа предварительного проектирования реактора Astrid планируется завершить в 2012 году (стадия AVP1), завершение второго этапа намечено на 2014 год (AVP2). Общие инвестиции в проект разработки до 2017 года составят 652 миллиона евро. Планируемая установленная мощность реактора - 600 МВт.

Современные реакторы на тепловых, или медленных, нейтронах работают на обогащенном уране-235, доля которого в природном уране составляет 0,7 %. "Быстрые" реакторы могут работать на уране-238 (его в уране почти 99,3 %), что позволяет использовать идущий в отвалы уран-238 и нарабатывать плутоний. В настоящее время единственный работающий "быстрый" реактор - БН-600, установленный на Белоярской АЭС. Там же ведется строительство более мощного реактора - БН-800, который, как ожидается, станет полноценным коммерческим быстрым реактором.