На информационном ресурсе применяются рекомендательные технологии (информационные технологии предоставления информации на основе сбора, систематизации и анализа сведений, относящихся к предпочтениям пользователей сети "Интернет", находящихся на территории Российской Федерации)

Космос

8 383 подписчика

Свежие комментарии

  • Сергей Бороздин
    Мой алгоритм - в статье на Самиздат и дзен "Библия как научный источник истории Мира"Единый алгоритм э...
  • дмитрий Антонов
    прошу прощения, меня тут небыло давно. А где Юрий В Радюшин? с Новым 2023 годомБыл запущен первы...
  • дмитрий Антонов
    жаль, что тема постепенно потерялась. а ведь тут было так шумно и столько интересного можно было узнать, помимо самих...Запущен CAPSTONE ...

Новости науки и техники (17.08.16)

GS Group выпустит первые российские SSD-накопители для корпоративных систем
Холдинг GS Group первым в России начал разработку и подготовку к массовому производству российских SSD-накопителей для корпоративного сегмента. Полный цикл производства будет осуществляться в инновационном кластере «Технополис GS» (г. Гусев Калининградской области). Производственные мощности позволяют производить более 1 млн твердотельных накопителей в год. GS Group планирует также поставлять российские SSD на международный рынок. Технологическим партнером холдинга стала компания «Рэйдикс», российский разработчик программного обеспечения для SAN- и NAS-систем хранения данных. Первый заказчик SSD-накопителей — компания «Аквариус», российский разработчик, производитель и поставщик компьютерной техники и ИТ-решений.
 
Холдинг GS Group приступил к реализации первого в России проекта по разработке и массовому производству SSD-накопителей (solid-state drive, твердотельные накопители) для корпоративного сегмента — немеханических запоминающих устройств на основе микросхем памяти с управляющим контроллером. Прототип SSD-накопителя емкостью 256 Гб в форм-факторе 2,5" будет представлен потенциальным отечественным и зарубежным заказчикам в начале 2017 года. В устройствах будет использован интерфейс SATA 3.0 с максимальной скоростью передачи данных до 6 Гбит/с, накопитель обеспечит максимальную скорость последовательного чтения до 550 Мб/с и последовательной записи до 450 Мб/с. Среди преимуществ SSD от GS Group: полный цикл производства в России, что обеспечивает максимальную безопасность данных (отсутствие «закладок», скрытых интерфейсов и бэкдоров), и кастомизация под потребности заказчика на аппаратном (любой форм-фактор) и программном (российские и международные технологии защиты данных) уровнях. Производственные мощности холдинга позволяют выпускать более 1 млн устройств в год.
 
К твердотельным накопителям корпоративного класса предъявляются существенно более жесткие требования, чем к клиентским SSD: высокая надежность и долговечность, быстродействие, защита данных от несанкционированного доступа, энергоэффективность и малое тепловыделение. Области применения SSD-накопителей включают серверы, рабочие станции, флэш-хранилища, многоуровневые системы хранения данных (СХД), требующие хранения больших объемов информации одновременно с повышением производительности, системы кэширования трафика.
 
Многие отечественные компании сегодня переносят корпоративные данные в российские дата-центры и создают собственные серверные хранилища с целью обеспечить максимальную безопасность хранения информации. В числе потенциальных заказчиков SSD-накопителей — дата-центры, банки, телекоммуникационные компании, компании с разветвленной ИТ-инфраструктурой, большим количеством пользователей и распределенных филиалов, государственные учреждения. Один из потенциальных покупателей SSD-накопителей — российский разработчик, производитель и поставщик компьютерной техники и ИТ-решений «Аквариус». Компания планирует использовать устройства в поставляемых клиентам серверных системах.
 
Производство полного цикла и тестирование SSD-накопителей будет осуществляться на мощностях кластера «Технополис GS». Центр разработки и производства микроэлектроники GS Nanotech на базе собственного R&D-центра осуществляет проектирование устройства, в том числе разработку аппаратного и программного обеспечения контроллера, проектирование и корпусирование модулей памяти. Монтажом компонентов на плате и финальной сборкой устройства займется завод «Цифровые телевизионные системы». Корпуса накопителей изготовят на предприятии «Пранкор». Компания «Рэйдикс», технологический партнер GS Group, разработает программное обеспечение для СХД.
 
«Спрос на услугу хранения данных в России в ближайшее время будет только расти. GS Group первым в нашей стране предлагает рынку SSD-накопитель, разработанный и массово выпускаемый в России, не уступающий по своим характеристикам зарубежным аналогам и конкурентоспособный на мировом рынке. Благодаря сотрудничеству с "Рэйдикс” мы обеспечим твердотельным накопителям интеграцию с любыми системами хранения данных», — комментирует директор по стратегическому маркетингу GS Group Андрей Безруков.
 
«Совместный проект "Рэйдикс” и GS Group станет одним из ярких примеров коллаборации российских лидеров отрасли специализированного программного обеспечения и электроники, осуществляемой на базе собственных технологий и компетенций. SSD-накопители уже в ближайшее время вытеснят вращающиеся диски со всех задач, характеризующихся "транзакционным” типом доступа к данным, и наше сотрудничество — своевременный выход отечественных компаний на международную арену производителей накопителей такого типа», — комментирует директор по развитию «Рэйдикс» Сергей Платонов.
 
Глобальный рынок твердотельных накопителей стабильно растет последние десять лет, на 14-16% ежегодно, вытесняя традиционные накопители (hard disk drive, HDD). Рост рынка SSD в корпоративном сегменте составляет около 20% в год. SSD корпоративного класса составляют более 10% от годовой емкости российского рынка, который насчитывает более 1 млн устройств. По оценкам IDC, в 2016 году объем продаж SSD-решений для корпоративного сегмента в мире составит 13 млн изделий, рост превысит 30% в год. Россия, между тем, занимает только 1% мирового объема используемых SSD-накопителей корпоративного уровня.
 
 
 
Росатом и «Курчатовский институт» подготовят предложения по использованию тория

Президент Владимир Путин поручил правительству совместно с госкорпорацией «Росатом» и Национальным исследовательским центром «Курчатовский институт» подготовить предложения о перспективах применения тория - химического элемента, рассматриваемого в качестве перспективного сырья для ядерного топлива.
Срок исполнения поручения - 1 марта 2017 года. Само поручение дано по итогам состоявшегося ранее совещания по вопросу развития производства и потребления редкоземельных металлов, говорится в сообщении на сайтеКремля.
Изотоп торий-232 считается перспективным сырьем для ядерного топлива реакторов АЭС, работающих в так называемом уран-ториевом ядерном топливном цикле, передает РИА «Новости».

Привлекательность тория как сырья для ядерного топлива диктуется несколькими причинами. Во-первых, его запасы на Земле превосходят запасы урана в четыре-пять раз. Во-вторых, ториевые месторождения более доступны, чем урановые.

Также Росатому поручено до 1 октября нынешнего года совместно с заинтересованными организациями выработать согласованную позицию в отношении порядка обращения тория, образующегося при производстве редкоземельных металлов.
 
Источник: vz.ru
 
P.S.
История реализации ториевого режима в советском Атомном проекте 
Г. В. Киселев, В. Н. Конев 
Государственный научный центр Российской Федерации "Институт теоретической и экспериментальной физики им. А. И. Алиханова" 

Аннотация: Представлены результаты изучения архивных документов, относящихся к истории реализации ториевого режима в промышленном тяжеловодном реакторе OК-180, осуществленный впервые в мире в нашей стране. Кратко изложены результаты расчетного и экспериментального изучения особенностей ториевого режима для различных вариантов тяжеловодных ядерных реакторов, включая гомогенный реактор и реактор с газовым (гелиевым) охлаждением. Приводится информация об основных правительственных решениях и этапах разработок и создания реактора OК-180 для работы его в ториевом режиме. Ранее материалы о peaлизации ториевого режима тяжеловодного ядерного реактора OК-180 не публиковались. 

DOI: 10.3367/UFNr.0177.200712i.1361
Полный текст: PDF файл (5338 kB) 
 
Глава 2. Физические особенности ториевого режима в ядерном реакторе
 
Целесообразно напомнить некоторые физические особенности использования тория в ядерном реакторе по сравнению с режимами эксплуатации современных энергетических реакторов с урановым топливом. Основное отличие заключается в том, что торий (Th-232) является фертильным элементом, при облучении которого в потоке нейтронов ядерного реактора образуется новый делящийся элемент — уран-233. Использование этого урана-233 в качестве ядерного топлива позволяет обеспечить расширенное воспроизводство, чего нельзя осуществить в случае урана-235. Лишь применение плутония в качестве топлива реакторов на быстрых нейтронах позволит обеспечить расширенное воспроизводство с коэффициентом выше единицы.
 Воспроизводство урана-233 в реакторах на тепловых нейтронах основано на его нейтронно-физических характеристиках. При поглощении теплового нейтрона ядром урана-233 относительная вероятность его деления много больше вероятности радиационного захвата этого нейтрона. По этой причине уран-233 является наиболее перспективным материалом для расширенного воспроизводства топлива в реакторах на тепловых нейтронах и нейтронах промежуточных энергий, использующих в качестве исходного продукта относительно распространенный элемент торий. Образующийся из тория уран-233 имеет благоприятные ядерные характеристики: выгодное соотношение сечений деления и захвата, самый высокий выход нейтронов ц на акт поглощения (по сравнению с ураном-235 и плутонием). Выше для него и значение v, т.е. выхода нейтронов на акт деления, по сравнению с ураном-235. Уран-233 имеет больший потенциал по нейтронам и позволяет более эффективно их использовать.
Отсюда вытекают следующие возможности:
1) снижение критической массы, т.е. уменьшение топливной загрузки;
2) увеличение коэффициента конверсии и осуществление расширенного воспроизводства;
3) удлинение срока службы топлива;
4) уменьшение количества долгоживущих младших актинидов по сравнению с уран-235-уран-238 топливным циклом.
 Системы на тепловых нейтронах с использованием ториевого топливного цикла дают возможность увеличить удельную мощность до 1 МВт(эл.) кг - 1 делящегося вещества, что в два-четыре раза превышает удельную мощность реакторов на быстрых нейтронах.
 Даже частичное применение тория в существующих энергетических реакторах позволяет усовершенствовать их характеристики. Известно, что торий-232 несколько сильнее, чем уран-238, поглощает тепловые нейтроны. Поэтому торий может служить добавкой, поглощающей избыточные нейтроны в начале кампании и обеспечивающей выравнивание нейтронного потока в активной зоне. В отличие от применяемых для этих целей "выгорающих добавок" (редкоземельных элементов, включаемых в топливные композиции тепловыделяющих сборок (TBC)), неблагоприятно сказывающихся на балансе нейтронов, ториевая добавка, поглощающая нейтроны, обладает так называемой фертильной способностью, т.е. способностью порождать новый делящийся материал (сам торий-232 практически не делится под действием тепловых нейтронов). Постепенно, по мере накопления в реакторе урана-233, ториевая добавка из поглощающей становится активно действующей. Ядра урана-233 включаются в общий процесс, внося дополнительный вклад в тепловую энергию, выделяемую в активной зоне. Конечно, для каждого значения нейтронного потока в данном месте активной зоны и для каждого спектрального распределения нейтронов (по энергиям) имеется свое равновесное значение концентрации образующегося и затем делящегося урана-233.
 Почему нельзя этот принцип регулирования реактивности реактора в начале кампании применить к уран- плутониевым системам? Для образующегося плутония слишком велико значение а, т.е. отношение сечения паразитного радиационного захвата к сечению деления. Большая величина а для плутония приводит к тому, что в таком реакторе довольно быстро падает реактивность. Малая величина а для урана-233 поддерживает реактивность на оптимальном уровне гораздо более длительное время.
Указанные выше ядерно-физические свойства урана-233 позволяют разработать новые типы энергетических реакторов, а именно:
1) конвертеры с выгоранием образующегося урана- 233 в процессе эксплуатации и исключительно длительной кампанией (около 10 лет между перегрузками топлива);
2) конвертеры с вторичным использованием образующегося урана-233 с очень высоким коэффициентом конверсии и воспроизводством на обычной воде.
 Учитывая сказанное, а также ограниченность запасов уранового топлива, следует отметить, что ториевый режим является перспективным топливным циклом для атомной энергетики.
 
 
 
Росатом хочет к 2030 году научиться обезвреживать опасные радионуклиды
 
 Госкорпорация Росатом намерена к 2030 выполнить основные работы по овладению технологиями обезвреживания опасных радиоактивных отходов, следует из паспорта программы инновационного развития и технологической модернизации Росатома на период до 2030 года.
В работающем в ядерных реакторах топливе накапливаются так называемые минорные актиниды — долгоживущие радиоактивные изотопы америция, кюрия, нептуния. Они вносят главный вклад в высокую радиоактивность отходов переработки отработавшего ядерного топлива, поэтому, как считают специалисты, надо создавать промышленные технологии их обезвреживания.
Эффективно перерабатывать минорные актиниды можно с помощью так называемой трансмутации — "пережигания" наиболее опасных радионуклидов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Для этого, в частности, необходимо отработать технологии переработки отработавшего ядерного топлива с целью создания новых топливных элементов, содержащих минорные актиниды, и предназначенных для трансмутации.

Росатом уже приступил к освоению технологий обезвреживания минорных актинидов. Так, в 2015 году предприятием Росатома "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (НИИАР, Димитровград, Ульяновская область) была изготовлена первая топливная таблетка из смеси нитридов урана, плутония, нептуния, америция и кюрия. Из топливных таблеток будут формироваться тепловыделяющие элементы, из которых, в свою очередь, будут собираться экспериментальные тепловыделяющие сборки для реакторных испытаний процессов "сжигания" минорных актинидов. В 2016 году российским атомщикам предстоит впервые изготовить экспериментальную топливную сборку, содержащую минорные актиниды.
Согласно паспорту программы, в 2020 году должны быть предложены основные способы трансмутации минорных актинидов, их расчетно-экспериментальное обоснование на таких установках, как большой физический стенд (БФС, работает на предприятии Росатома "Физико-энергетический институт имени Лейпунского" в Обнинске) и БОР-60 (работает в НИИАР).
В 2023 году должна быть создана технология переработки так называемого смешанного оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива с включением в него минорных актинидов. В 2027 и 2029 года должны быть получены обоснования для создания ядерного топлива, содержащего, соответственно, нептуний и америций, которые будут "пережигаться" в составе такого топлива. Наконец, в 2030 году должна быть создана и актуализирована база данных по свойствам ядерного топлива с минорными актинидами.

РИА Новости
 
 

Картина дня

наверх