Атомную отрасль России ждет «Прорыв» – интервью Евгения Адамова. Проект прорыв


Организации-участники - Проект Прорыв

Частное учреждение «ИТЦП «ПРОРЫВ»Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «Прорыв»» является системным интегратором, выдающим технические задания частным проектам, выполняющим ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва». ЧУ «ИТЦП «Прорыв»» создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.

АО «ВНИИНМ»Государственный научный центр Российской Федерации АО «ВНИИНМ» является головной организацией Росатома по вопросам материаловедения и технологий ядерного топливного цикла, технологий обращения с делящимися и ядерными материалами, остающимися в оборонной области.

АО «ВНИИХТ»Акционерное общество «ВНИИХТ» — Ведущий Научно-Исследовательский Институт Химической Технологии. Осуществляет полный цикл научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию рентабельных высокоэффективных и экологически безопасных технологий получения и производств урана, ядерно-чистых и редких металлов (лития, бериллия, циркония, гафния, тантала, ниобия и др.) от переработки сырья до получения конечной товарной продукции.

АО «ГНЦ НИИАР»Основной деятельностью института является выполнение научно-исследовательских, опытно-конструкторских и технологических работ в области атомной энергетики с использованием экспериментальной реакторной и внереакторной базы института. Также институт является поставщиком широкой номенклатуры радиоизотопной продукции.

АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ») – многопрофильная научная организация, ведущая комплексные исследования физико-технических проблем атомной науки и техники. Стал первым в стране институтом, созданным для разработки атомных реакторов.

АО «Инжиниринговая компания «ЗИОМАР»»Одна из ведущих инжиниринговых компаний России, занимающаяся разработками в области энергетического машиностроения. Основные виды деятельности осуществляются на базе специализации ПАО «ЗиО-Подольск». В состав ИК «ЗИОМАР» входят Специальное конструкторское бюро котлостроения, Специальное конструкторское бюро атомного машиностроения, газнефтехимии и общей техники, Расчетно-инженерный центр и Экспериментальный отдел. ИК «ЗИОМАР» проводит комплексные проектно-конструкторские работы для объектов тепловой и атомной энергетики, газнефтехимии; стендовые и промышленные испытания проектируемого и изготавливаемого оборудования; выполняет теплогидравлические и прочностные расчеты; осуществлет наладку оборудования и обследование действующих объектов на предмет их реконструкции и модернизации.

АО «КБСМ»Акционерное общество «Конструкторское бюро специального машиностроения» многопрофильное предприятие, обладающее всеми видами технологий и оборудования для проектирования и создания высокотехнологичных и наукоемких изделий для гражданской и военной промышленности. КБСМ решает многие задачи машиностроительного направления, где необходима работа машин и механизмов с гидро-, пневмо- или электроприводом при одновременном сочетании большой мощности, надежности и точности, а также создает сложные металлоконструкции различного назначения.

АО «МЗП»Акционерное общество «Московский завод полиметаллов» входит в состав Топливной Компании «ТВЭЛ» — одного из мировых лидеров по производству ядерного топлива. До 2013 года АО «МЗП» производило продукцию атомного машиностроения — поглощающие стержни для систем управления и защиты ядерных реакторов.

АО «Наука и инновации»Управляющая организация АО «Наука и инновации» создана для координации активов и научно-исследовательской деятельности институтов, входящих в периметр Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом».

АО «НЗХК-Инжиниринг»Занимается опытно-конструкторскими работами, изготовлением оборудования и внедрением в производство автоматизированных систем контроля и управления технологическими процессами, средств неразрушающего контроля. Оказывает услуги по металлообработке и изготавлению транспортных упаковочных комплектов. Проводит техническую диагностику оборудования, экспертизу объектов промышленной безопасности, аттестацию методик неразрушающего контроля продукции и технической диагностики оборудования, обучение и квалификационные экзамены специалистов по неразрушающему контролю.

АО «НИКИЭТ»Акционерное общество «Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (АО «НИКИЭТ») — один из крупнейших в России ядерных научно-исследовательских и конструкторских центров, специализирующийся на реакторных технологиях. Предприятие основано в 1952 г.АО «НИКИЭТ» работает на рынке оказания услуг, включающих все стадии жизненного цикла объектов ядерной техники: разработку проекта, проведение НИР в его обоснование, испытания, сопровождение эксплуатации, модернизацию, вывод из эксплуатации, разработка технологий по обращению с радиоактивными отходами. Разрабатывает ядерные установки для флота и космоса, для атомных станций различного типа и назначения, исследовательские и изотопные ядерные реакторы, ядерно-физические системы термоядерного реактора ИТЭР. Осуществляет разработку, изготовление и поставку автоматизированных систем управления ядерными энергетическими реакторными установками, средств контроля и диагностики металла оборудования и трубопроводов АЭС. Выполняет НИОКР в области конструкционных материалов, ядерной и радиационной безопасности, расчетное обоснование прочности реакторных установок.В настоящее время АО «НИКИЭТ» разрабатывает ряд инновационных проектов. Одним из важнейших является создание реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, входящей в состав опытно-демонстрационного энергокомплекса с пристанционным топливным циклом (проект «Прорыв»).

АО «ОКБМ Африкантов»Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова» основано в 1945 году. Предприятие имеет развитую инфраструктуру с полным производственно-технологическим циклом: от проектирования, изготовления и испытания до комплектной поставки заказчику и обеспечения сервисного сопровождения в течение всего периода эксплуатации реакторных установок высокой надежности. ОКБМ участвует в работах по обращению с отработанным ядерным топливом судовых реакторов и разработке средств для его хранения и транспортировки. Наряду с решением проблем атомной энергетики ОКБМ в рамках конверсии разработало ряд установок и оборудование для химических и нефтеперерабатывающих производств.

АО «Сибирский химический комбинат»Основная деятельность «Сибирского химического комбината» – производство целого спектра ядерной и неядерной продукции на уровне мировых стандартов. На площадке предприятия в ЗАТО Северск (Томская область) реализуется проект «Прорыв».

АО «ТВЭЛ»Акционерное общество «ТВЭЛ» создано в целях достижения оптимальной структуры управления предприятиями ядерно-топливного цикла российской атомной отрасли, повышения эффективности их работы и конкурентоспособности на глобальном рынке. Компания включает в себя предприятия по фабрикации ядерного топлива, конверсии и обогащению урана, производству газовых центрифуг, а также научно-исследовательские и конструкторские организации.Основной деятельностью ТК «ТВЭЛ» является производство и поставки ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов. Топливная компания обеспечивает ядерным топливом 74 энергетических реактора в России и пятнадцати государствах Европы и Азии, 30 исследовательских реакторов в мире, а также все транспортные реакторы российского атомного флота. Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе, изготовленном ТК «ТВЭЛ». ТК «ТВЭЛ» поставляет на российский и мировой рынок широкий спектр неядерной продукции: цирконий, литий, кальций, магниты, тонкостенные трубы, полирующие порошки, трайб-аппараты, цеолитные катализаторы, сверхпроводниковые материалы и другую продукцию. На предприятиях ТК «ТВЭЛ» при поддержке собственных проектно-конструкторских и научно-исследовательских подразделений успешно функционируют гидрометаллургические, металлообрабатывающие, машиностроительные и прокатные производства.

АО «ЦКБМ»Акционерное общество «Центральное конструкторское бюро машиностроения» специализируется на разработке и производстве  главных циркуляционных насосов (ГЦН), герметичных насосов, центробежных электронасосов для АЭС, турбомолекулярных насосов и дистанционно-управляемого оборудования для атомной промышленности. ЦКБМ является единственным в стране разработчиком и изготовителем главных циркуляционных насосов для всех типов российских реакторов.

АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»Акционерное общество опытно-конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС» осуществляет сложный комплекс конструкторских, расчетно-теоретических, экспериментально-исследовательских и производственных работ по созданию реакторных установок для АЭС различного назначения, обладающих свойствами повышенной безопасности, надежности и экономичности, конкурентоспособных в Российской Федерации и за рубежом.

ГНЦ ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей»» Государственный научный центр Российской Федерации Федеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей»» крупнейший межотраслевой материаловедческий центр страны, признанный лидер в области разработки принципиально новых, имеющих общегосударственное значение перспективных материалов и технологий, обеспечивающих решение задач научно-технического развития промышленности и сохранение обороноспособности государства. Институт начал свою деятельность в 1939 году, c создания и освоения производства танковой брони, в первую очередь для легендарного танка Т-34, усовершенствования бронекорпусов танков и самоходных артиллерийских установок. Из материалов, разработанных ЦНИИ «КМ «Прометей», построен практически весь отечественный Военно-Морской Флот — подводный и надводный, множество гражданских судов различного назначения, а также атомные электростанции, ледостойкие буровые платформы и другие конструкции, способные эксплуатироваться под высокими нагрузками в агрессивной среде. Разработки ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей» направлены на развитие ключевых отраслей промышленности: судостроения, атомной, тепловой и гидроэнергетики, газодобывающей и нефтеперерабатывающей промышленности, машиностроения и военной техники, где изделия, конструкции и оборудование работают в экстремальных условиях эксплуатации.

ИБРАЭ РАНИнститут проблем безопасного развития атомной энергетики Российской Академии наук является одним из ведущих мировых научных центров по проведению фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной и радиационной безопасности. ИБРАЭ создан Распоряжением Совета Министров СССР от 3 ноября 1988 г. № 2198р для проведения фундаментальных исследований и независимого анализа ядерной и радиационной безопасности и за долгие годы своей деятельности накопил уникальные знания и опыт в этой области.

АО «Концерн Росэнергоатом»АО «Концерн Росэнергоатом» является одним из крупнейших предприятий электроэнергетической отрасли России и единственной в России компанией, выполняющей функции эксплуатирующей организации (оператора) атомных станций. Основным видом деятельности АО «Концерн Росэнергоатом» является производство электрической и тепловой энергии атомными станциями и выполнение функций эксплуатирующей организации ядерных установок (атомных станций), радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.

АО «СвердНИИхиммаш»Развивающийся инжиниринговый центр ядерного комплекса России, выполняющий функции ведущей организации отрасли по созданию оборудования и сложных технологических комплексов для радиохимического производства, ядерно-топливного цикла, переработки и захоронения радиоактивных отходов.

ООО НПФ «Сосны»Общество с ограниченной ответственностью научно-производственная фирма «Сосны» осуществляет исследования и разработки в области атомной энергетики. Фирма специализируется на решении нестандартных задач по обращению с ОЯТ энергетических, исследовательских, транспортных реакторов России и зарубежья.

ООО «ЯВА Строй»Осуществляет строительство газо- и нефтепроводов, гражданских и промышленных объектов капительного строительстваа, а также АЭС, ГРЭС, ТЭЦ

ПАО «МСЗ»Публичное акционерное общество «Машиностроительный завод» – одно из крупнейших промышленных предприятий страны. ПАО «МСЗ» входит в структуру Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом» и является одним из ведущих мировых производителей и поставщиков ядерного топлива для атомных электростанций. Кроме того, предприятие выпускает топливо для исследовательских реакторов и реакторных установок судов морского флота.

РФЯЦ–ВНИИТФ«Российский федеральный ядерный центр — Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика Е. И. Забабахина» занимается разработкой целого ряда технологий в области ядерной энергетики, суперкомпьютеров, оптических и лазерных систем, а также систем контроля и управления.

РФЯЦ-ВНИИЭФРоссийский федеральный ядерный центр — Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики РФЯЦ-ВНИИЭФ в ЗАТО Саров. В состав РФЯЦ-ВНИИЭФ входят несколько институтов: теоретической и математической физики, экспериментальной газодинамики и физики взрыва, ядерной и радиационной физики, лазерно-физических исследований, научно-технический центр высоких плотностей энергии, а также конструкторские бюро и тематические центры, объединенные общим научным и административным руководством. ВНИИЭФ положил начало реализации масштабной программы Советского Союза по проведению ядерных взрывов в мирных целях. ВНИИЭФ В 1962 году была решена уникальная задача зажигания и горения термоядерного горючего при отсутствии делящихся материалов при использованию термоядерных взрывов максимально малой мощности. Высокий научно-технический потенциал позволяет РФЯЦ-ВНИИЭФ расширять сферу исследований и разработок и быстро осваивать новые области высоких технологий, получать научные результаты мирового уровня, проводить уникальные фундаментальные и прикладные исследования.

ФГАОУ ВО НИ ТПУФедеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет» — уникальный научный центр по исследованиям в различных областях науки и техники. Обладает большим опытом моделирования, разработки и внедрения АСУ технологических процессов переработки ЯТЦ. В проекте Прорыв занимается разработкой кода моделирования модулей фабрикации/рефабрикации и модуля переработки ОДЭК.

ФГУП ЦНИИмашФедеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт машиностроения» — головной институт Федерального космического агентства. Является передовым научно-исследовательским институтом с историей, восходящей к 1946 г., располагает крупнейшей экспериментальной базой ракетно-космической отрасли, осуществляет комплексные научные исследования и экспериментальную отработку изделий с применением системного подхода к решению стоящих перед институтом задач, укомплектован высококвалифицированными научными кадрами, обладает учебно-методической базой для подготовки научных кадров высшей квалификации.

proryv2020.ru

Проект «Прорыв» или гибель «зеленой энергетики» | Блог АнтиКох

     Новости энергетики от крупных информационных ресурсов, скрывающие массу не важной информации, не дают возможность в полной мере оценить события в атомной отрасли. Роль России, которая с полным на то правом претендует на титул энергетической сверхдержавы, в которой атомная энергетика – вершина ее развития, освещается плохо.

     А ведь многим и многим конкурентам добраться до уровня России в этой отрасли очень тяжело. На этапе строительства новой атомной станции БН-800 в Свердловской области довелось залезть в строящийся реактор атомной станции и оценить уровень высочайший компетенции строительно-монтажной организации, которая ее строила. Высочайшая мера ответственности и качества работ, современные технологии сварки, контроль ее качества – все на высочайшем мировом уровне. Это производит неизгладимое впечатление. Эти слова – обращение к руководству страны, Росатома с просьбой сохранить и умножить потенциал производственных, строительно-монтажных предприятий, способных возводить эти уникальные объекты. Отсутствие текущих заказов на сооружение атомных станций в течение 3-5 лет может привести к утрате Российской Федерацией возможности их сооружения. Монополизация проектирования, строительства и монтажа атомных станций, характерная для Росатома, Газпрома, Роснефти опасна и может привести к необратимым последствиям. О высокой доле монополизма и отсутствия конкуренции свидетельствуют итоги закупок по ФЗ-223, доля закупок в которых у единого поставщика (понятно какого) составляет 95% от общей массы конкурсных закупок. Данные факты упрямо указывают на высочайшей уровень коррупционной составляющей в сфере энергетики и госмонополий.

     Технология производства МОХ-топлива, формирование замкнутого ядерного цикла способно обеспечить весь мир дешевой электроэнергией на сотни и тысячи лет вперед. Оставляя нефти, газу, углю и торфу роль важнейшего сырья для химической промышленности.

     Мировой экономический кризис, который серьезно подорвал экономику Европу, которая жировала и жирует за счет займов у России и стран Юго-Восточной Азии, и экономически ставит крест на проектах европейской «зеленой энергетики» - солнечных батареях, тепловых насосах, и т.п., финансируемых за счет бюджета. Президент США Трамп прямо заявил на встрече в Белом Доме с госпожой Меркель – Европа должна США за свою безопасность огромные деньги и пора ей раскошеливаться.

     Можно вспомнить ответ Владимира Путина немецким журналистам про атомную энергетику России: «Почему-то немецкой общественности не нравится атомная энергетика. Я хочу на это ответить комментарием. Я вообще не понимаю, а чем вы будете топить? Газа не хотите, атомную энергетику вы не развиваете. А чем вы будете… дровами топить? Но за дровами тоже в Сибирь надо ехать».

     На эту тему замкнутого ядерного цикла хочу привести статьи двух авторов. Хоть я не совсем согласен с авторами, но их точка зрения представляет, на мой взгляд, определенный интерес, т.к. российские СМИ очевидно сознательно замалчивают мировые приоритеты России в этой отрасли.

     В «Комсомольской Правде» опубликована статья Ольги Ганжур под заголовком: «Замыкая цикл: мечты и реальности».http://www.kompravda.eu/daily/...

     «В XXI веке люди летают на ракетах и самолетах, пользуются компьютерами и смартфонами, а основной объем электроэнергии все еще получают от банального сжигания угля, нефти и газа. Что будет, когда истощатся запасы углеводородов?

     Представляется самое худшее. Еще больше войн и конфликтов. Перманентный глобальный экономический кризис. Ученые убеждают нас, что в середине ХХI века начнут управлять термоядерной энергетикой, и верят в возможности использования внутренней энергии вещества на кварк-глюонном уровне. А как стать менее зависимыми от ископаемых ресурсов в перспективе 10 - 20 ближайших лет? Возможно, будущее энергетики за замкнутым ядерным топливным циклом.

     Современная атомная энергетика - бесконечное яблоко раздора для властей, политиков, общественников. Безусловно, атомная генерация высокотехнологичная и наукоемкая. Само наличие атомной отрасли подталкивает страны-обладатели к развитию самых прорывных технологий в десятке других отраслей: космос, медицина, IT, химия, материаловедение... АЭС - экологически чистая электрогенерация без выбросов вредных веществ, а новое поколение реакторов с пассивными системами защиты способны автоматически исправлять даже человеческий фактор. Но есть и обратная сторона медали. Природная радиофобия людей, страхи, неприятие, как правило, малообразованной части населения. Это сродни аэрофобии. Риск отравиться паленой водкой или погибнуть на дороге в десятки тысяч раз выше, чем попасть в авиакатастрофу. А ведь все равно страшно.

     Одна урановая топливная таблетка дает столько же энергии, сколько и при сжигании железнодорожного состава с углем. Но и атомная энергетика (хотя и несравнимо меньшие, чем у нефте-газодобычи) имеет ресурсные ограничения. Современные водо-водяные энергетические реакторы на тепловых нейтронах (ВВЭР) работают на уране-235, а его в природном уране всего 0,7 процента. 99,3 процента - другой изотоп, уран-238. До сегодняшнего дня он был абсолютно бесполезен, и его накопленные запасы огромны. Если научить реакторы «питаться» ураном-238, топливной базы для атомной энергетики хватит на тысячелетие!

     «Но вот беда – в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 не делится (т.е. не вырабатывает энергию), а, поглощая нейтрон, превращается в другой изотоп – плутоний-239». Простите, вот весь уран-238 р-р-раз, и превратился в плутоний-239, причем только в плутоний-239, а не в плутоний-238, не в плутоний-240? Да это ж мечта всех генералов и министров обороны! Стоишь себе возле реактора АЭС и лопатой выгребаешь оружейный плутоний, штампуя тут же все новые ядерные и термоядерные бомбы. Зачем вот так-то, спрашивается? Чтобы у читателя появилось впечатление, что любая АЭС – великолепный источник ядерного и термоядерного оружия, что ли? Ни слова о том, что превращение урана-238 в плутоний-239 весьма редкое событие в реакторе тепловой АЭС, ни слова о том, что с равной вероятностью появляются изотопы плутония-240 и плутония-241. В ОЯТ (отработанном ядерном топливе) их по 33%, и именно такая смесь делает ОЯТ безопасным в смысле возможности создать из него ядерное оружие. Уж очень вредны для боеголовок эти вот плутоний-240 и плутоний-241.

     И именно эти свойства урана-238 дают возможность строить реакторы на быстрых нейтронах, не нарушая условия Договора о нераспространении ядерного оружия. Небольшая, вроде бы, неточность, но сами видите, что упущено».

     Комментируя эту статью Борис Марцинкевич, представляющий электронный журнал «Геоэнергетика», высказывает на эту тему свою точку зрения: «Уважаемая Ольга Ганжур считает, что реакторы-бридеры работают только и исключительно на уран-плутониевом топливе, даже не вспоминая о том, что реакторам БН-350 и БН-600 вполне хватало топлива чисто уранового, да и БН-800 пока только готовят к приему уран-плутониевого, пока чистый уран горит.

     В 2010 г. «Росатом» инициировал работы по созданию новой технологической платформы атомной отрасли на основе быстрых реакторов и ЗЯТЦ. Идею поддержало правительство, была принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года». Годом позже многие работы объединили в росатомовском проекте «Прорыв».

     «В рамках проекта «Прорыв» предполагается, во-первых, создание проектов двух типов реакторных установок: коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 1200 МВт (БН-1200*) и опытно-демонстрационного со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Во-вторых, предстоит создать совершенно новое топливо для них: СНУП (смешанное нитридное уран-плутониевое)».

     Интересно сказано, да вот только проект «Прорыв» это не только два указанных пункта, но и еще один, едва ни главный – решение проблемы ОЯТ. Да, мы умеем хранить в пристанционных бассейнах и построили нечто совершенно новое – центральное хранилище ОЯТ. Да, мы умеем делать из него МОКС-топливо, Ремикс-топливо, мы уверены, что сможем использовать его в реакторах БН. БН-реактор, напомним, можно расшифровать по разному: реактор на быстрых нейтронах и реактор быстрый натриевый – по типу используемого теплоносителя. Зачем, для чего нам еще и БРЕСТ, реактор, в котором в качестве теплоносителя используется расплавленный свинец, если и так «все в порядке»? И зачем нам еще какое-то СНУП? МОКС-топливо уже есть, зачем городьбу городить? И каким образом СНУП-топливо будет использоваться на БН-реакторах, если сама их технология «заточена» под МОКС-топливо?

     Нитридное топливо – это путь решения проблемы ОЯТ, поскольку в его составе не только нитриды плутония и урана, а еще и минорные актиниды – так красиво атомщики называют все те вредные составляющие ОЯТ. Это все трансурановые высокоактивные элементы с названиями красивыми – нептуний, америций, кюрий» и т.п., которые содержаться в ОЯТ.

     Изготавливать СНУП будут на специальном заводе, который является неотъемлемой частью БРЕСТа. Грубо: вытаскиваем ТВЭЛы из БРЕСТа, потрошим, щедро досыпаем те самые «минорные актиниды», снова формируем ТВЭЛы, снова ставим в БРЕСТ. Если все расчеты верны, БРЕСТ будет «сжигать» до 30% радиоактивных отходов (именно отходов – вредных радиоактивных элементов), которые мы получаем в составе ОЯТ обычных реакторов.

     Интересна скорость производства новых ТВС: после выгрузки из реактора БРЕСТ, использованные ТВС охлаждаются в пристанционном хранилище всего 1 год, после чего поступают в переработку. Почему так быстро, ведь ОЯТ с тепловых реакторов охлаждается до 20 лет? Да вот по той самой причине: высокоактивные радиационные материалы реактором БРЕСТа уничтожаются в куда большей степени, чем в реакторах обычных АЭС. А вот те минорные актиниды, которые не сумеет переработать даже БРЕСТ¸ будут поступать в опять же пристанционное хранилище длительной выдержки, и тут слово «длительный» уж точно на своем месте, поскольку в этом случае это от 150 до 200 лет. Вот только, если все расчеты окажутся верны, появляется очень приятная, очень милая сердцу и уму любого нормального человека деталь: количество радиоактивности, которую мы вернем Земле будет ровно такой же, какую мы использовали на замкнутый топливный ядерный цикл. При этом СНУП-топливо не рассчитывается под «размножение» плутония: коэффициент его воспроизводства в БРЕСТе будет не выше единицы. Вот почему завод по фабрикации топлива будет неотъемлемой частью БРЕСТа, не менее важной и нужной, чем сам реактор.

     Почему для сжигания минорных актинидов требуется именно нитридное топливо? Ведь что в обычном топливе, что в МОКСе используются оксиды урана и оксиды плутония? Зачем возня с напичкиванием в топливо азота? Да все как бы «простенько».С точки зрения физики нитридное топливо лучше оксидного: оксидное жёсткое, но хрупкое, трескается, распухает под действием нейтронов, а нитридное – более крепкое, поэтому и называется плотным, оно более устойчиво к механическим дефектам, не распухает, не лопается, не давит на оболочку твэла (топливо выделяющего элемента, основного элемента ядерного реактора, в котором находится ядерное топливо, ядерное горючее и генерируется тепло за счёт деления ядер). Другими словами, нитридное топливо намного безопасней.

     За счёт лучшей теплопроводности нитридное топливо легче переносит температурные режимы, это даёт возможность повысить ресурс эксплуатации таких сборок, а значит, делает их более выгодными с точки зрения экономики. Что тут делает слово «экономика»? Да намекает на стоимость производства топлива, разумеется. Дорогое оно в производстве-то – что оксидное, что нитридное. Углеводороды нынче подешевели, урановая руда после всех фукусим и планов той же Германии позакрывать все свои АЭС тоже стала недорогой, так что вопрос экономики вовсе не случаен: при всем своем новаторстве реакторы на быстрых нейтронах должны генерировать электричество по конкурентным ценам.

     Иначе никак, иначе дорога в пропасть, подобную той же, в которой вскоре может оказаться та же Германия, многие годы субсидировавшая «зеленую энергетику» за счет государственного бюджета. Собрать деньги со всей страны, со всех налогоплательщиков и поощрять ими новаторов – это, простите за резкость - просто новый вид европейского коррупционного вид распила, не более того. Поскольку коррупция в России и так ой-ой-ой, приумножать ее за счет атомного проекта совершенно не стоит.

     Экономика того или иного вида атомного топлива «завязана» на такой показатель, как степень выгорания этого топлива. Что это такое? Да ничего хитрого – это просто доля выгоревшего основного топлива от начального его количества. Если мы говорим об обычных, тепловых, атомных реакторах, то основное топливо – привычный нам уран-235. Для реакторов РБМК (того самого, «чернобыльского» типа) степень выгорания урана-235 составляет от 0,35 до 0,37%, для реакторов типа ВВЭР степень выгорания – от 0,30 до 0,33%. С этим показателем, в свою очередь, связана глубина выгорания топлива – это и есть то, что уже можно считать в денежных единицах. Глубина выгорания – количество выработанной электроэнергии за топливную компанию (от момента погружения ТВЭЛов в реактор до момента их выемки) на единицу массы первоначально загруженного топлива. В этом случае речь идет обо всем топливе – и о том, которое «горит» и о том, которое выполняет практически роль некоего балласта. Для тепловых реакторов учитывают все количество урана – и «балластового» урана-238 и «горящего» урана-235. Измеряют глубину выгорания в МВт сутки на 1 тонну топлива. Чем это удобно? Да вот как-то затруднительно непосредственно измерить в граммах массу продуктов деления внутри реактора – уж очень много измеряльщиков придется израсходовать, знаете ли.

     Зато количество энергии, выделившейся в активной зоне реактора – величина измеряемая с хорошей точностью. А теоретическая атомная физика помогает понять все остальное. 1 грамм урана при своем делении за сутки выделяет 1 МВт тепловой энергии и 1 грамм продуктов деления. Полную массу загруженного в реактор урана мы тоже знаем – стало быть, глубина выгорания является величиной, легко и точно измеряемой.

     Разумеется, разные соединения урана характеризуются разной глубиной его выгорания. Например, 1 тонна чистого, металлического урана за сутки выделяет от 3’000 до 3’500 МВт тепловой энергии, а вот соединения урана – куда больше. Горящий в «классических», тепловых реакторах диоксид урана – вещество пористое, поэтому способен накопить внутри себе куда больше продуктов деления без изменения формы ТВС, без деформации трубок. Потому глубина выгорания топлива в реакторах типов РБМК и ВВЭР – от 20 000 до 100 000 МВт на тонну оксида урана за сутки. Логически совершенно очевидно: чем больше глубина выгорания топлива, тем больше мы получаем энергии с каждой тонны этого топлива. 100 000 – это пока теория, а практика дает среднюю цифру для ВВЭР-реакторов в 50 000 МВт на тонну оксида урана за сутки. Чем больше глубина выгорания – тем экономичнее топливо, тем меньше цена генерируемой электроэнергии. Чтобы экономика МОКС-топлива не проигрывала экономике обычного ядерного топлива (диоксида урана), глубина его выгорания должна составлять не менее 70 000 МВт в сутки на тонну топлива. Еще выше требуется глубина выгорания для СНУП-топлива – его производство дороже не только производства «классического» топлива, но и дороже производства МОКС-топлива.

     Но тут, если вы заметили, мы даем просто определения характеристик, а подробности того, как идет борьба за увеличение глубины выгорания ядерного топлива требует, разумеется, отдельной статьи и, возможно, даже не одной. Нефть и газ дешевеют – значит, Росатом обязан увеличивать глубину выгорания и «классического» ядерного топлива, предназначенного для ВВЭР.

     «Однако свинцовый реактор имеет потенциальные преимущества перед натриевым. Свойства основных компонентов БРЕСТ (свинцовый теплоноситель и плотное нитридное топливо) естественным образом исключают два класса наиболее тяжелых аварий – с неконтролируемым ростом мощности и потерей отвода тепла. За счет упрощения систем безопасности (по сравнению с ВВЭР) может быть достигнута экономическая конкурентоспособность».

     Нет, это просто прекрасно: написать в скобочках «свинцовый теплоноситель» и устремиться дальше. А что такое несколько сотен тонн расплавленного свинца, циркулирующего по трубам – вы вообще представляете? Ну, вот на пальцах: что за материал для этих труб, какой такой насос рассчитан прокачку свинца, где и как разогреть тот свинец, как поддерживать его в жидком состоянии? Главный циркуляционный насос ВВЭР – уже произведение инженерного искусства, так он ведь воду гоняет, а тут речь совсем о другой жидкости. Вот хоть что делайте, но БРЕСТ требует еще одной статьи и снова есть подозрение, что в одну уложиться невозможно будет. Уж слишком много действительно прорывных технологий требуется для такого реактора – Росатом подобрал очень точное название.

     «БН-1200» обладает коэффициентом воспроизводства 1,2. Это значит, что каждый загруженный в БН-1200 килограмм плутония на выходе превратится в кило двести грамм, вот и все. Исходный состав топлива в реакторе – уран, в комплекте с плутонием, на выходе дает совсем другой состав, чем в случае с урановым топливом.

     Если мы ничего не упустили – это первая такого рода попытка в федеральных СМИ. И это – просто здорово: значит, все больше людей интересуются этой замечательной темой, все больше людей хотят понимать, что такое наш атомный проект. В создании технологии реакторов на быстрых нейтронах Россия пошла настолько далеко вперед, что конкурентов найти просто не удается.

Борис Марцинкевич,http://geoenergetics.ru/2016/1...

×

cont.ws

Архив Экспертное мнение - Проект Прорыв

  • Переработать и замкнуть

    Проекты реакторов будущего и с натриевым, и со свинцовым теплоносителем почти готовы, но готов ли «Росатом» замкнуть на них ядерный…

  • Атомную отрасль России ждет «Прорыв» – интервью Евгения Адамова

    О том, как реализуется проект «Прорыв» и какие результаты в ходе него уже получены российскими атомщиками, рассказал в интервью журналу…

  • Вячеслав Першуков: Росатом в 2016 году целиком выполнил планы по инновациям

    Госкорпорация «Росатом»в 2016 году приняла новую программу своего инновационного развития. О том, для чего она нужна атомной отрасли и что…

  • Евгений Адамов: проект «Прорыв» поможет лидерству России на атомном рынке

    Одним из крупнейших проектов современной мировой атомной энергетики стал российский проект «Прорыв», направленный на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла…

  • Замглавы Росатома В. Першуков: «Мы создаем ведущий мировой центр по быстрым реакторам»

    Одной из главных особенностей российской атомной отрасли, по мнению экспертов, является ее высочайший научно-технический потенциал, позволяющий выполнять самые сложные проекты…

  • Борис Васильев: только Россия способна внедрять реакторы для АЭС будущего

    — Борис Александрович, что вы можете сказать о первых результатах работы четвертого блока Белоярской АЭС с реактором БН-800? Оправдались ли…

  • «Главное — исключить аварии, требующие эвакуации населения» — интервью Евгения Олеговича Адамова

    Накануне сессии Петербургского международного экономического форума «Атомная энергетика как неотъемлемая часть эффективного энергобаланса» журналист „Ъ“ ОКСАНА ЗОТИКОВА встретилась с экс-министром…

  • Актуальные экологические проблемы ядерной энергетики

    При анализе факторов, определяющих развитие ядерной энергетики, — экономических, социально-демографических, медицинских, политических и др. в последние 10—15 лет формируется точка…

  • Вячеслав Александрович Першуков о новой платформе ядерной энергетики

    Член Правления Госкорпорации Росатом, Заместитель генерального директора – директор Блока по управлению инновациями, доктор технических наук, профессор Вячеслав Александрович Першуков о…

  • «Дело на ближайшее тысячелетие» – интервью Евгения Олеговича Адамова

    О перспективах развития атомной энергетики и путях решения актуальных задач в этой области рассказывает научный руководитель научно-исследовательского и конструкторского института…

  • proryv2020.ru

    Проект "Прорыв" - первое знакомство

    Геоэнергетика - Аналитический онлайн-журнал

    Аналитический онлайн-журнал

    Геоэнергетика - Аналитический онлайн-журнал

    geoenergetics.ru

    проект «Прорыв» поможет лидерству России

    Одним из крупнейших проектов современной мировой атомной энергетики стал российский проект «Прорыв», направленный на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, эти технологии необходимы для развития атомной энергетики будущего, решения ее сырьевых и экологических задач.

    В рамках «Прорыва» в России планируется построить быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также разрабатывается проект энергоблока нового поколения с быстрым реактором с натриевым теплоносителем БН-1200. О том, как реализуется «Прорыв» и какие результаты в ходе него уже получены российскими атомщиками, рассказал в интервью специальному корреспонденту РИА Новости Владимиру Сычеву научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов, бывший в 1998-2001 годах министром атомной энергии РФ.

    Евгений Адамов Прорыв Росатом

    — Евгений Олегович, каковы основные тенденции в мировой атомной энергетике, требующие разработки и создания новых энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах?

    — Одна из таких тенденций – увеличение затрат при сооружении АЭС, старт которых связан с аварией на американской станции «Три Майл Айленд» в 1979 году. Произошло более чем трехкратное увеличение объема капитальных вложений, связанное с дополнительными барьерами безопасности. Последствия аварий в Чернобыле и на Фукусиме только увеличили масштаб этих затрат. В результате конкурентоспособность АЭС оказалась под вопросом.

    Вторая – нарастание количества ОЯТ (облученного или как его чаще называют отработавшего ядерного топлива), по отношению к которому с подачи американцев уже второе столетие рассматривается так называемое отложенное решение, а конечное так и не появилось.

    Эти тенденции просматривались еще в 2000 году, когда на правительстве рассматривалась и была одобрена представленная Минатомом стратегия развития атомной энергетики на первую половину ХХI века. Именно тогда проблемы безопасности мы предложили решать не за счет наращивания инженерных мер и повышения требований к персоналу, а за счет более полного использования природных законов, почему этот подход и получил название «естественной безопасности».

    Именно быстрые реакторы, в которых есть избыток нейтронов, позволяют одновременно и реализацию гарантированного исключения тяжелых аварий, и окончательное решение проблемы отработавшего топлива (ОЯТ) путем сжигания минорных актинидов. Это еще одна особенность рассматриваемого нами замыкания ядерного топливного цикла: радиационно-эквивалентное обращение с делящимися материалами и радиоактивными отходами – в землю через относительно непродолжительный временной интервал возвращается радиоактивность и радиотоксичность не большая, чем из нее добыты при извлечении уранового сырья.

    — Весной нынешнего года тематические научно-технические советы Росатома обсуждали перспективы развития российской атомной энергетики на базе двухкомпонентной системы из энергоблоков с реакторами на тепловых нейтронах (они сейчас составляют основу атомной генерации) и быстрыми реакторами. Каковы основные выводы, сделанные на основе обсуждений?

    — Наличие более 450 действующих в мире энергоблоков автоматически определяет длительный период двухкомпонентности: ресурс работоспособности современных блоков составляет 60 лет, и они продолжают строиться.

    — Можно ли говорить о существовании конкуренции между быстрыми реакторами со свинцовым и натриевым жидкометаллическими теплоносителями или же это домыслы?

    — Никакой конкуренции нет: большая часть задач будущей атомной энергетики решаются реакторами на быстрых нейтронах, независимо от типа теплоносителя. Начинали не с натрия и не со свинца, а с эвтектики натрий-калий, жидкой при комнатной температуре, а затем в стремлении увеличить удельную мощность и получить короткие времена удвоения перешли к натрию, обладающему лучшими, чем эвтектика, теплоаккумулирующими и теплопередающими свойствами.

    С натрием можно решить большую часть задач перспективной ядерной энергетики, но у него есть существенные недостатки: он активно взаимодействует с воздухом и водой (опасность пожаров и взрывов), а также имеет относительно низкую температуру кипения. Переход к свинцу снимает эти проблемы безопасности. Поэтому вполне понятно стремление использовать значительный потенциал разработок для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем и уж затем переходить к свинцу.

    — А каковы точки соприкосновения между «натриевыми» и «свинцовыми» быстрыми реакторами? Можно ли считать такой точкой планы по испытаниям в «натриевом» реакторе БН-800 четвертого блока Белоярской АЭС экспериментальных топливных сборок с предназначенным для «свинцового» реактора БРЕСТ-ОД-300 смешанным нитридным уран-плутониевым топливом для обоснования и опытно-промышленного освоения технологий замыкания ядерного топливного цикла?

    — Если внимательно посмотреть на состав проектов «Прорыва», то станет ясно, что в них присутствует и проект АЭС с БН-1200. Поэтому следует говорить об оптимальности этапов реализации замыкания топливного цикла (смотрите ответ на предшествующий вопрос), а не о противопоставлении реакторных установок с различными типами теплоносителей, которому так много уделяется внимания теми, кто либо слабо разбирается в теме, либо сознательно пытается столкнуть лбами разработчиков.

    Куда как важнее тип топлива, используемого в реакторах на быстрых нейтронах. Сегодня, как и все предшествующие десятилетия, это оксид. На нем работали французские «Феникс» и «Суперфеникс», наши БН-350, БН-600 и пока работает только что запущенный в эксплуатацию БН-800. Оксидное топливо досталось реакторам на быстрых нейтронах по наследству от действующих по всему миру АЭС.

    В то же время специалистам хорошо известно, что для таких реакторов оптимальными являются плотные топлива: металлическое (ему отдают предпочтение в США), карбидное (выбор индусов) или нитридное. В СССР на лабораторном уровне успели поработать со всеми видами плотных топлив и остановились на нитридном смешанном уран-плутониевом (СНУП). Сейчас состояние разработки такого топлива в РФ опережает все другие страны, и мы считаем, что к 2019 году будут завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать такое топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300.

    — Этот реактор, БРЕСТ-ОД-300, войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который планируется построить на площадке предприятия Росатома «Сибирский химический комбинат» в Северске. Как идет сейчас работа на площадке комплекса? Укладываются ли строители в график?

    — У меня нет на памяти примера, когда бы строители укладывались в график: разумеется, если не рассматривать график после самой последней корректировки. Но тем не менее темпы строительства, особенно учитывая непростые сибирские климатические условия, вполне приличные. Приоритетом для нас является не скорость сооружения объектов ОДЭК, а их качество, за которым организован неусыпный контроль.

    — Есть ли практические проблемы, возможно, затрудняющие реализацию проекта «Прорыв»?

    – Самое главное, что не появилось принципиальных научных проблем, которые меняли бы первичные представления и подходы при реализации проекта. Разумеется, строить реакторы и радиохимические производства в рамках первого атомного проекта было проще: ресурсов в послевоенной стране было неизмеримо меньше, однако в минимально необходимой мере они выделялись приоритетным образом: неважно, касалось ли дело кадров или ресурсов материальных. Сегодня многие процессы забюрокрачены, а организационные не всегда оперативно решаются. Только благодаря координационному совету проекта сохраняются приличные темпы реализации проекта.

    – Какие основные технологические задачи надо решить, чтобы быть уверенными в реализуемости проекта опытно-демонстрационного энергокомплекса?

    — Мы поставили амбициозную задачу сокращения внешнего топливного цикла до одного года. Переработка по существующей гидрометаллургической технологии топлива с такой короткой выдержкой после извлечения из реактора невозможна. Поэтому предусматривается использование пирохимической или плазмофизической технологий, к сожалению, продвинутых пока не слишком далеко как у нас, так и за рубежом. На первом этапе мы будем использовать гидрометаллургию, а параллельно будем вести работы по упомянутым другим вариантам.

    Надо практически показать умение работать с большими объемами свинцового теплоносителя: мне это кажется более простым, чем когда создаешь конструкции с малыми зазорами и объемами, как, например, нам пришлось при создании космических установок. Но тем не менее такая задача тоже стоит.

    Ключевым физическим параметром реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности является исключение такого запаса реактивности, при которым сохраняется пусть и теоретическая, но возможность разгона на мгновенных нейтронах (чернобыльская авария). Расчетным путем здесь все обосновано, однако на практике подтверждение равновесной зоны, в которой сгорание делящего вещества (уран-235 или плутоний) уравновешено образованием нового (плутония), будет сделано только на БРЕСТе-ОД-300.

    Эти и другие задачи являются обычными инженерными проблемами, которые приходилось и приходится сейчас решать на любом из реакторных объектов или радиохимических производствах.

    – Что можно сказать о реакторных испытаниях нитридного топлива для БРЕСТ-ОД-300? Каковы уже полученные результаты, насколько они оправдали ожидания разработчиков? Сколько еще надо создать экспериментальных топливных сборок, в какие сроки их планируется ставить на испытания?

    — В 2016 году мы заканчиваем постановку на испытания тепловыделяющих сборок в БН-600 по первичной программе, имеющей целью дать необходимую информацию для верификации расчетных кодов. Четыре сборки реакторные испытания прошли, ни один из сотен тепловыделяющих элементов при таких испытаниях не разгерметизировался, а затем послереакторные испытания тепловыделяющих элементов первой из извлеченных сборок, с выгоранием на том же уровне, который характерен для топлива реакторов на тепловых нейтронах, показали, что ресурс их не исчерпан. Полученная информация уже полезна при модернизации используемых для обоснования безопасности расчетных программ.

    Завершение первичной программы позволило поставить вопрос о ее развитии с целью получения статистически значимых результатов и увеличения выгорания топлива. Например, в работах по обоснованию (смешанного оксидного уран-плутониевого) МОКС-топлива (для реактора БН-800) были проведены испытания нескольких тысяч твэлов.

    – Возвращаясь к теме испытаний нитридного топлива в реакторе БН-800, когда планируется загрузить в него первую партию этих экспериментальных топливных сборок?

    — Существенной разницы в испытаниях СНУП в БН-600 и БН-800 нет. А вот с точки зрения замыкания топливного цикла, когда из ОЯТ БН изготавливается новое топливо и загружается в реактор, подходит только БН-800, так как транспортно-технологическая цепочка на БН-600 позволяет работать лишь с низкофоновым топливом.

    Загрузка СНУП в БН-800 была бы еще целесообразна и с той точки зрения, что, не дожидаясь начала эксплуатации БРЕСТа, можно было бы получить физические параметры для подтверждения расчетов равновесной активной зоны. Для этого понадобится несколько десятков ТВС со СНУП. Создание такой вставки возможно после завершения перевода (активной) зоны (реактора БН-800) на МОКС-топливо, которое планируется в 2019 году.

    – Каковы результаты работ по обоснованию изделий активной зоны реактора, его корпуса, парогенератора, главного циркуляционного насосного агрегата, а также конструкционных материалов?

    — Из перечисленных вами изделий наиболее сложные инженерные задачи возникают с железобетонным корпусом БРЕСТа. Мы привлекли к его созданию КБСМ — разработчика подземных шахт для запуска межконтинентальных баллистических ракет. Создан стенд, на котором проходят натурные испытания макетов корпуса и его наиболее напряженных элементов (в том числе днища), а также выполнены исследования по проникновению горячего свинца в жаростойкий бетон при нарушении герметичности металлической облицовки.

    Все результаты пока положительные, и основная задача стоит в создании необходимого для обоснования безопасности банка данных и расчетных кодов. Кстати, вероятность разрушения такого корпуса ниже десяти в минус девятой, что существенно выше требований современных нормативов. Парогенератором, главными циркуляционными насосами занимаются те же разработчики, что и для действующих сегодня АЭС. Накопленный ими опыт и квалификация специалистов позволяют рассчитывать на успешные результаты. Не следует забывать, что тяжелый теплоноситель (свинец-висмут) уже был использован при создании ряда реакторных установок для подводных лодок.

    – Ключевые этапы замкнутого ядерного топливного цикла – это переработка отработавшего ядерного топлива, выделение из него ценных делящихся материалов и изготовление с их использованием новых партий ядерного топлива. Поэтому хотелось бы узнать, как идут работы по обоснованию технологий комбинированной переработки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300? И как при этом решается задача выделения минорных актинидов, прежде всего америция, с целью их «сжигания» в реакторах и уменьшения тем самым объемов высокоактивных отходов? Когда планируется изготовить первый экспериментальный америций-содержащий элемент для постановки его на реакторные испытания?

    — Решение о комбинированной технологии принималось применительно к модулю переработки на ОДЭК в 2012 году в связи с тем, что позиции специалистов в оценке глубины очистки пирохимии разошлись на несколько порядков. Не уверен, что такое совмещение будет оптимальным для промышленных объектов с точки зрения экономики.

    Именно потому, что в предшествующие годы по ряду организационных и кадровых причин работы по пирохимии отстали от наших планов, замыкание на первом этапе на ОДЭК будет осуществлено на базе гидрометаллургии. Сейчас для укрепления кадрового потенциала привлечены специалисты Уральского института электрохимии РАН и актуализируется соответствующая программа НИОКР.

    Что качается вовлечения минорных актинидов, то мы рассматриваем и технологически более простую задачу использования небольшого количества отдельных от твэлов так называемых авэлов – америций-содержащих элементов. С физической точки зрения и по экономике организации переработки более привлекательно размещение актинидов непосредственно в тепловыделяющих элементах.

    С нептунием проблем не предполагается и более того, он способствует реализации равновесной активной зоны без избыточного запаса реактивности. А вот у америция повышенная летучесть и возможность его удержания в (топливной) матрице будет практически проверена в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) на реакторе БОР-60, для которого уже изготовлены соответствующие твэлы. Испытания начнутся или в конце этого, или в следующем году.

    – В целом, с учетом выполненных работ, насколько оптимистично вы, Евгений Олегович, смотрите на перспективу реализации «Прорыва»?

    — Проект в рамках ФЦП, нацеленной на решение задач НИОКР, находится в середине пути. Никаких непреодолимых проблем за прошедшие четыре года не появилось, а полученные результаты подтверждают реализуемость поставленной задачи. Все это позволяет уже в следующем году, не дожидаясь завершения работ по ФЦП, ставить задачу коммерциализации НИОКР и создания промышленных энергокомплексов, реализующих замыкание ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах.

    На этом этапе принципиальными становятся не столько технологические, сколько экономические задачи. Крупномасштабная ядерная энергетика должна быть конкурентоспособной с генерацией на органическом топливе, а в перспективах столетия и с возобновляемыми источниками энергии. Ощутимый прогресс в создании ветровых и солнечных электростанцией заставляет рассматривать их в качестве конкурентов, правда, только после того, как они перестанут использовать специально для них применяемые тарифы. Например, в цену киловатт-часа электроэнергии в Германии (около 29 евроцентов) включены специальные дотации (около 20%) на возобновляемую энергетику.

    Перспективы реализации проекта определяются не научными и инженерными проблемами, а стойкостью руководства: три раза мы уже чуть не потеряли половину нашей атомной энергетики. Первый – еще в 1986 году, когда готовилось постановление о прекращении эксплуатации всех блоков с реакторами, аналогичными чернобыльскому.

    Второй — в 1990-е годы, когда западные страны пытались использовать чернобыльскую аварию и заставить (президента) Ельцина закрыть все АЭС, построенные по советским проектам, или хотя бы те из них, которые используют реакторы РБМК. Тогда мы доказали в рамках международного проекта, что уровень безопасности всех блоков в мире определяется годами их постройки и в этом отношении советские АЭС не отличаются от западных.

    Третий раз — совсем недавно, когда ввиду формоизменения графитовой кладки (энергетических реакторов РБМК на ряде российских АЭС) восстановление ресурсных характеристик рассматривалось не только чиновниками, но и рядом весьма уважаемых специалистов, как задача нерешаемая. Тем не менее мы ее решили. Экономический эффект исчисляется сотнями миллиардов долларов.

    Сохранение приоритетности проекта «Прорыв» в условиях сложившейся экономической ситуации и суете повседневных забот позволит в следующем десятилетии не только решать внутренние проблемы оптимизации электропроизводства за счет атомной энергетики, но и упрочить позиции России как лидера на рынке атомных технологий.

    Источник: РИА Новости

    proryv2020.ru

    «Проект "Прорыв"» - Сделано у нас

    И даже в области балета…Строящийся под Томском ядерный реактор откроет новую страницу в энергетике Земли

    Сорок три гектара территории, серые монолитные стены, обильно торчащая в небо арматура, краны и 600 рабочих. Через три года на этом месте, в закрытом городе Северске, в 25 километрах от Томска, начнет работать первая в мире Perpetuum Mobile мощностью 300 мегаватт — атомная станция с замкнутым топливным циклом и расплавленным свинцом в качестве теплоносителя. Предприятие называется опытным, так как супертехнологии для него пока рассчитаны лишь на математических моделях. Однако, проверив их на действующем реакторе, наши атомщики получат референтную АЭС нового поколения, оторвавшись от конкурентов из Toshiba, Areva и прочих на десятилетия. Проект, который имеет говорящее название «Прорыв», обещает энергию без опасности и, главное, без добычи урана.

    Скептики и мирный атом

    Пара слов для тех, кто считает мирный атом пережитком. Потребность человечества в энергии удваивается каждые 20 лет. Сжигание нефти и угля приводит к ежегодному образованию порядка полумиллиарда тонн сернистого газа и окислов азота, то есть по 70 килограммов вредных веществ на каждого жителя земли. Использование АЭС эту проблему снимает. Мало того, запасы нефти ограничены, а энергоемкость одной тонны урана-235 примерно равна энергоемкости двух миллионов тонн бензина.

    Важна также себестоимость. На ГЭС киловатт-час электроэнергии обходится в 10-25 копеек, но гидропотенциал в развитом мире практически исчерпан. На угольных или мазутных станциях — 22-40 копеек, но встают экологические проблемы. На промышленных ветряных и солнечных электростанциях — 35-150 копеек, дороговато, да и кто гарантирует постоянный ветер и отсутствие облаков. Себестоимость атомной энергии — 20-50 копеек, она стабильна, создает куда меньше экологических проблем, чем сжигание нефти и угля, ее потенциал безграничен.

    Руководитель проекта по созданию БРЕСТ-ОД-300 Андрей Николаев

    Наконец, российский мирный атом оказался почти вне конкуренции. В 2010 году, когда после 24-летнего «похолодания» многие страны снова захотели строить АЭС, наши реакторы оказались дешевле и не хуже японских, французских и американских прототипов. Более того, мы, в отличие от конкурентов, все эти годы строили АЭС — «Росатому» было что показать потенциальному заказчику.

    Руководство госкорпорации грамотно распорядилось полученной форой. В итоге Westinghouse Electric в прошлом году обанкротилась. Toshiba, выкупившая ранее Westinghouse Electric, дышит на ладан. Финансовое состояние Areva тоже завидным не назовешь. Зато на «Атомэкспо-2016» приехали делегации 52 стран. У 20 из этих стран атомной энергетики до сих пор не было. Теперь они впервые появятся в Египте, Вьетнаме, Турции, Индонезии, Бангладеш — наши, российские АЭС.

    Глубокий ад

    Основная проблема атомной энергетики сегодня — топливо. Рентабельно извлекаемого урана на земле осталось 6,3 миллиона тонн. При учетах роста потребления хватит приблизительно на 50 лет. Стоимость — около 50 долларов за килограмм руды сегодня, но по мере вовлечения в добычу менее рентабельных месторождений она будет расти до 130 долларов за килограмм и выше. Есть, конечно, добытые запасы, и не маленькие, но и они не навсегда.

    Уран добывается тяжело или очень тяжело. В породе урановой руды бывает порядка 0,1-1 процента, плюс-минус. Залегают руды на глубине около километра. Температуры на разработках выше 60 градусов по Цельсию. Добытую породу необходимо растворить в кислоте, чаще серной, чтобы из раствора выделить урановую руду. На некоторых месторождениях под землю сразу закачивают серную кислоту, чтобы потом забрать ее вместе с растворенным ураном. Однако есть урановые породы, которые в серной кислоте не растворяются…

    Наконец, в очищенном уране только 0,72 процента необходимого изотопа — уран-235. Того самого, на котором работают атомные реакторы. Выделить его — отдельная головная боль. Уран превращают в газ (гексафторид урана) и пропускают через каскады центрифуг, вращающихся со скоростью порядка двух тысяч оборотов в секунду, где отделяют легкую фракцию от тяжелой. Отвал — уран-238, с остаточным содержанием урана-235 0,2-0,3 процента, в 50-е годы просто выбрасывали. Но потом стали хранить в виде твердого фторида урана в специальных контейнерах под открытым небом. За 60 лет на земле накопилось порядка двух миллионов тонн фторида урана-238. Зачем его хранят? Затем, что уран-238 может стать топливом для быстрых атомных реакторов, с которыми до сих пор у атомщиков были сложные отношения.

    Всего в мире было построено 11 промышленных реакторов на быстрых нейтронах: три в Германии, два во Франции, два в России, по одному в Казахстане, Японии, Великобритании и США. Один из них — SNR-300 в Германии так и не был запущен. Еще восемь остановлены. Работающих осталось два. Как вы думаете где? Правильно, на Белоярской АЭС.

    С одной стороны, реакторы на быстрых нейтронах безопаснее привычных, тепловых. В них нет высокого давления, нет риска пароциркониевой реакции и так далее. С другой — напряженность нейтронных полей и температура в рабочей зоне выше, сталь, которая бы сохраняла свои свойства при том и другом параметрах, изготовить сложнее и дороже. К тому же, в качестве теплоносителя в быстром реакторе нельзя использовать воду. Остаются: ртуть, натрий и свинец. Ртуть отпадает по причине высокой коррозионной активности. Свинец надо умудриться поддерживать в расплавленном состоянии — температура плавления 327 градусов. Температура плавления натрия — 98 градусов, поэтому все быстрые реакторы до сих пор делали с натриевым теплоносителем. Но натрий слишком бурно реагирует с водой. Случись повреждение контура… Как и вышло на японском реакторе «Мондзю» в 1995 году. В общем, с быстрыми оказалось слишком сложно.

    Схема энергоблока с реактором «Брест-300» Изображение: proryv2020.ru

    Не волнуйтесь, не застынет

    — Не волнуйтесь, свинец в нашем реакторе «Брест-300» не только никогда не застынет, но никогда не охладится ниже температуры в 350 градусов, — рассказывает «Ленте.ру» руководитель проекта по созданию БРЕСТ-ОД-300 Андрей Николаев. — За это отвечают специальные схемы и системы. Это совершенно новый проект, не имеющий отношения к свинцово-висмутовым реакторам, которые стояли на подводных лодках. Здесь все разрабатывалось с учетом последних разработок, технологий, достижений. Это будет первый в мире быстрый реактор со свинцовым охлаждением. Недаром же он называется «Прорыв». Перед вами предприятие будущего — АЭС четвертого поколения с замкнутым топливным циклом.

    По стройке полазить мне не дали — здесь гриф секретности. Фотографировать тоже не разрешили, поэтому снимки не мои. Их делал человек, которому заранее объяснили, с каких ракурсов можно запечатлевать объект, а с каких нельзя. Зато Андрей Николаев подробно объяснил, почему и в каком порядке строятся три завода «Прорыва» и как атомная станция может работать без урана.

    Предприятие будет состоять из трех заводов: завод по производству топлива, собственно реактор и завод по переработке топлива. Завод по производству топлива будет фабриковать абсолютно нового состава твэлы, не имевшие аналога в мире. Это смешанное нитридное уран-плутониевое топливо — СНУП. Делящимся материалом в новом реакторе будет плутоний. А уран-238, сам не делящийся, будет попадать под облучение тепловыми нейтронами и превращаться в плутоний-239. То есть реактор «Брест-300» будет выделять тепло, электричество, а кроме того, для самого себя готовить топливо.

    Двух зайцев одним выстрелом

    В мире сегодня работают 449 мирных промышленных атомных реакторов и еще 60 строятся. Во время эксплуатации этих реакторов, прошлых и будущих, возникает плановая проблема — отработанные тепловыделяющие сборки. Сначала их складывают в специальные ванны, где они несколько лет «остывают». Затем, «остывшие» твэлы складывают в «сухие» хранилища, где они накапливаются в больших количествах. Мощностей, способных перерабатывать отработанные сборки в разы меньше, чем необходимо. Почему? Потому что это очень сложно и дорого.

    В проекте «Прорыв» будет построен собственный завод по переработке топлива. Как вы уже догадываетесь, завод этот будет не только уничтожать отгоревшее топливо, но выдавать на выходе сырье для новых сборок. Старые твэлы будут растворять в кислоте, возможно серной, затем на заводе с помощью непростых химических технологий разделят раствор поэлементно. Ненужное кондиционируют и захоронят, нужное используют. Кроме сырья для нового топлива, предприятие будет добывать из старых сборок редчайшие изотопы тяжелых элементов, востребованные в медицине, науке и промышленности.

    Кстати, мощность реактора в 300 мегаватт выбрана не случайно. При этой мощности он будет производить столько же плутония, сколько потребляет. Такой же реактор с большей мощностью произведет больше топлива, чем потребит. Так что один раз загруженный реактор «Брест» будет работать как заурядный Perpetuum Mobile. Потребуется только небольшая подпитка предприятия обедненным ураном. Ну, а уран-238, как я уже упоминал, накоплен атомной промышленностью в таком количестве, что хватит на вечность.

    Макет будущей АЭС Изображение: proryv2020.ru ½

    Большая кастрюля

    — Чтобы вы представили себе реактор, — продолжает Андрей Николаев. — Это кастрюля высотой 17 метров и диаметром 26 метров. В нее будут опущены тепловыделяющие сборки. Через нее будет циркулировать теплообменник — расплавленный свинец. Все оборудование от и до только российского производства. Это будет совершенно безопасный реактор с запасом реактивности меньше единицы. То есть в соответствии с законами физики ему просто не хватит реактивности для разгона. Масштабные аварии на нем не-воз-мож-ны. Никогда не потребуется эвакуация населения. Любой сбой, если он случится, не выйдет за границы здания предприятия. Даже выбросов в атмосферу в результате гипотетической аварии не будет.

    В реакторе «Брест-300» будет внедрена автоматическая очистка теплоносителя. Теплоноситель нового реактора, то есть свинец, не потребует замены никогда. Таким образом исключается еще один проблемный отход традиционной ядерной энергетики — ЖРО.

    Проблемы решаются по ходу

    Авторы проекта «Брест-300» НИКИЭТ имени Доллежаля. Деньги выделяются в срок, строительство идет запланированными темпами, завод по фабрикации топлива начнет работать первым. Пуск реактора назначен на 2024 год. Затем будут достраивать модуль переработки топлива. Параллельно со строительством продолжаются работы по НИОКР. По результатам этих работ в строительство периодически вносятся изменения, поэтому окончательная финальная временная точка не называется.

    У проекта «Брест» в академических кругах есть недоброжелатели. Это понятно, проект победил на конкурсе, в котором участвовали еще несколько именитых институтов. Критики называют технологии, используемые в «Бресте», — недоработанными. В частности, ставят под вопрос использование расплава свинца в качестве теплоносителя и так далее и тому подобное. Мы не будем влезать в детали, они слишком сложны и неоднозначны. С другой стороны — почему мы должны не доверять нашим атомщикам? Все проекты, которые СССР, а вслед за ним Россия делали в атомной отрасли, оказывались на шаг впереди западных и восточных аналогов. Так какие у нас основания полагать, что на этот раз что-то пойдет иначе? Мне кажется, стоит просто порадоваться за «Росатом» и ТВЭЛ и в то же время за себя, ведь это же наша корпорация.

    sdelanounas.ru

    Атомную отрасль России ждет «Прорыв» – интервью Евгения Адамова

    О том, как реализуется проект «Прорыв» и какие результаты в ходе него уже получены российскими атомщиками, рассказал в интервью журналу научный руководитель проектного направления Евгений Адамов.

    – Уважаемый Евгений Олегович, расскажите об истории создания проекта «Прорыв»?– Ядерная энергетика (ЯЭ) во всем мире столкнулась с проблемами, которые сократили ее долю в производстве электроэнергии с максимальных 18% до нынешних 11%. Прежде всего немало стран принимали свои решения отказаться от развития ЯЭ под влиянием крупных аварий – сначала Чернобыльской, а затем Фукусимской. В то же время снижение цены на газ и нефть поставило АЭС, цена которых возрастала из-за дополнительных мер безопасности, на грань конкурентоспособности с генерацией на органических источниках, например, парогазовых станций. Кроме этого, у ядерной энергетики есть проблема так называемого отложенного решения в отношении использованного ядерного топлива и ограничения, связанные с проблемами нераспространения ядерных материалов и технологий. В настоящее время не ощущается дефицита уранового сырья, оно весьма доступно по цене. Однако, используя лишь 0,7 % от урановых запасов (изотоп 235U), ЯЭ неизбежно столкнется с его дефицитом с течением времени. Даже при современном суммарном мировом уровне мощности АЭС разведанных и относительно дешевых запасов урана достаточно лишь до конца этого столетия. Наметившийся в начале столетия ренессанс атомной энергетики немедленно вздул десятикратно стоимость урана. Все эти проблемы и решает проект под амбициозным названием «Прорыв». Руководитель отрасли Сергей Кириенко, в настоящее время глава Наблюдательного совета Росатома, назвал «Прорыв» вторым атомным проектом, и трудно с ним не согласиться, настолько значимым он является не только для страны, но и мировой энергетики.

    – Получит ли проект дальнейшее развитие и в каких масштабах?– В настоящее время экспортный портфель Росатома превышает 100 млрд долларов США и вместе с аналогичным экспортным потенциалом Рособоронэкспорта (около 50 млрд долларов) составляет основной несырьевой экспорт РФ. В то же время нельзя не учитывать, что на атомном рынке появляются такие сильные игроки, как Китай и Корея, в перспективе и Индия. Сохранение лидирующих позиций РФ возможно только при предложении нового технологического продукта. Проект «Прорыв» как раз и развивает новую технологическую платформу ЯЭ. Очевидны и политические преимущества: основные болевые точки в мире традиционно связаны с местами добычи органики. Вытеснение органики ядерной энергетикой снижает напряженность вокруг таких регионов.

    – Ни одно техническое нововведение не может проходить легко и гладко. Какие проблемы, возникшие в ходе реализации проекта, Вы считаете наиболее острыми?– Опытный демонстрационный комплекс (ОДЭК) уже сооружается на площадке Сибирского химического комбината (недалеко от Томска). Промышленная реализация результатов НИОКР возможна уже в следующем десятилетии. Никаких проблем принципиального характера, тупиков, за время выполнения проекта не обнаружилось. Идет последовательная реализация необходимого объема НИОКР, решаются инженерные и технологические задачи, для чего мы используем не только отраслевой потенциал, но и предприятия РАН, а также специалистов ведущих университетов, прежде всего МГУ, МФТИ и МИФИ. Самое главное, что не появилось принципиальных научных проблем, которые меняли бы первичные представления и подходы при реализации проекта. Разумеется, строить реакторы и радиохимические производства в рамках первого атомного проекта было проще: ресурсов в послевоенной стране было неизмеримо меньше, однако в минимально необходимой мере они выделялись приоритетным образом – не важно, касалось ли дело кадров или ресурсов материальных. Сегодня многие процессы забюрокрачены, а организационные не всегда оперативно решаются. Только благодаря координационному совету сохраняются приличные темпы реализации проекта. Сохранение приоритетности проекта «Прорыв» в условиях сложившейся экономической ситуации и суете повседневных забот позволит в следующем десятилетии не только решать внутренние проблемы оптимизации электропроизводства за счет атомной энергетики, но и упрочить позиции России как лидера на рынке атомных технологий.

    – Существует общее техническое задание на проект «Прорыв»?– Техническое задание (ТЗ) на проект первоначально было утверждено С.В. Кириенко в 2011 году. По мере того как становилось ясно, что проект продвигается быстрее, чем предполагалось, и возникает возможность коммерциализации его результатов, появилась необходимость актуализации технического задания, что и было сделано в 2015 году. Сейчас проект осуществляется именно по этому общему ТЗ, в то время как для отдельных направлений и задач разработаны десятки ТЗ и программ НИОКР.

    – Проект действительно впечатляет, невольно возникают ассоциации с научной фантастикой. В чем его уникальность?– Многое, что еще недавно казалось фантастикой, уже стало былью. Вспомните лазеры или оптические кабели, преобразовавшие мир связи или Всемирную паутину. Так же и с нашим проектом, уникальность которого в том, что он позволяет на тысячи лет забыть о проблемах нефтяного и газового сырья, высвободив их для внеэнергетического использования, избавить дороги от загрузки перевозками угля, кардинально решить проблемы экологии. Реализуемый Росатомом проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли России с замкнутым топливным циклом и решением проблемы отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО). Результатом реализации данного амбициозного проекта должно стать создание конкурентоспособного продукта, который позволит обеспечить российским технологиям лидерство в мировой атомной энергетике, да и в целом в глобальной энергосистеме на ближайшие 30–50 лет.– Назовите сроки и место реализации проекта?– В настоящее время поставлена задача актуализации Стратегии развития атомной энергетики, одобренной Правительством РФ в 2000 году. Как ни странно, многие ее положения оказались достаточно точно выполненными: например, по достигнутому уровню мощности АЭС, разработке и строительству более безопасных реакторов ВВЭР-1200 третьего поколения, строительству АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800. К сожалению, реализация проекта, теперь получившего название «Прорыв», задержалась на десять лет, и потребовалась смена команды в отрасли, когда под руководством Сергея Кириенко эти работы начали активно развиваться. У меня нет на памяти примера, когда бы строители укладывались в отведенное время, разумеется, если не рассматривать график после самой последней корректировки. Но тем не менее темпы строительства, особенно учитывая непростые сибирские климатические условия, вполне приличные. Приоритетом для нас является не скорость сооружения объектов ОДЭК, а их качество, за которым организован неусыпный контроль.

    – Сказываются ли санкции, введенные странами Евросоюза и США, на ходе реализации проекта?– На наших атомных электростанциях мало импортных изделий, поэтому ни действующая ядерная энергетика, ни проект «Прорыв» не пострадали от санкций. Мы используем зарубежный программный продукт, а в настоящее время активно переходим на коды отечественной разработки. Санкции в основном сказываются на тех странах, которые хотели бы принять участие в проекте, но вынуждены ждать, пока этот рудимент эпохи холодной войны отпадет.

    Источник: Журнал «ЭКОНОМИКА И ТЭК РОССИИ» № 34 2017

    proryv2020.ru