Итцп «прорыв» принял участие в v школе-конференции молодых атомщиков сибири. прорыв итцп
Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.
Ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ - более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это - обычные реакторы так называемого разомкнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.
Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.
Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.
Но главное - безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», - говорит доктор физматнаук А. Крюков.
«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.
Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.
Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».
Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700-1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.
Достоинства реактора:
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:
Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.
Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.
Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.
Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, - очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.
Атомный проект «Прорыв» August 21st, 2014
Вот такая новость появилась вчера на сайтах информагенств:
Крупнейшее проектное предприятие атомной отрасли России ОАО «Атомпроект» (Санкт-Петербург) объявило конкурс на изучение сейсмических условий площадки под опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) российского проекта «Прорыв» по созданию ядерных энергетических технологий нового поколения, начальная цена работ - 5 миллионов рублей, они должны быть выполнены к середине 2015 года.
Как следует из материалов, размещенных в среду на сайте закупок госкорпорации «Росатом», должна быть проведена оценка геодинамических и сейсмотектонических условий, сейсмичности пункта и площадки, параметры проектного землетрясения и максимального расчетного землетрясения для площадки размещения ОДЭК.
«Подведение итогов конкурса запланировано на 2 октября нынешнего года. Все работы в рамках контракта должны быть выполнены до середины следующего года», - сказал РИА Новости представитель «Атомпроекта».
Давайте узнаем подробнее про этот проект:
Мировая ядерная энергетика (ЯЭ) в последние 30 лет находится в кризисном состоянии. Максимальная доля АЭС в выработке глобальной электроэнергии в 17% была достигнута в начале 90-х. На сегодня она снизилась до 13 %. Прогнозируется дальнейшее падение.
Основным барьером на пути развития современной ЯЭ, является проблема конкурентоспособности, которая упирается в проблему безопасности АЭС «старого образца». Действующие АЭС производят большой объем ОЯТ (отработанное ядерное топливо), сроки дезактивации которого могут достигать 200 тысяч лет. Человечество не в состоянии проектировать хранилища с таким сроком работы. На уровне международной безопасности действующие АЭС могут быть использованы для производства ядерного оружия. Насколько это злободневно, можно судить по новостям из Ирана.
Может сложится впечатление, что дни ядерной энергетики сочтены. Однако «Росатом» считает, что обладает достаточным человеческим и научным потенциалом для того, чтобы добиться технологического прорыва и сделать атомную энергетику более экологичной, экономичной и безопасной и надежной, чем существующие альтернативные способы получения энергии. Проект «Прорыв» призван решить все обозначенные проблемы и обеспечить непрерывно растущие потребности цивилизации в энергетике.
Проект «Прорыв», предусматривающий создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, планируется выполнить на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.
Реализация «Прорыва» включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом и модуля по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Для реактора «БРЕСТ-ОД-300″ в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец.
«Атомпроект» выполняет комплексное проектирование объектов атомной отрасли, научные исследования, разработку ядерных энерготехнологий нового поколения. «Атомпроект» также проектирует новые разделительные и радиохимические производства и атомные электростанции со всеми типами реакторов, осуществляет проектное сопровождение объектов использования атомной энергии на всех этапах жизненного цикла, является одним из участников проекта «Прорыв».
Суть «Прорыва»
Основные положения проекта
1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения
2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья
3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что захораниваться будут отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье)
4. Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия (новые реакторы не могут использоваться для его производства)
5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторая, по крайней мере, до уровня АЭС старого образца
6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации
7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).
8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы (в России только 2% ОЯТ пускаются в переработку, отходы от старых реакторов непрерывно накапливаются, а расходы на их хранение постоянно растут, растет и экологическая угроза от них. Сжигание плутония и других радиоактивных элементов в реакторах нового типа дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов и создает условия для более безопасной жизни)
Технология новых АЭС будет предусматривать так называемое радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле, что в частности означает, что в течение примерно 150-300 лет переработанное топливо будет хранится в специальных хранилищах. За это время биологическая опасность будет снижена в 100 раз.
Технологические, конструктивные и физические характеристики разрабатываемых реакторов
1. характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах
2. конструктивно исключена потеря теплоносителя
3. нет материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР
4. при любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения.
В рамках проекта прорыв разрабатываются реакторы типа «БРЕСТ» с с электрической мощностью 300 и 1200 МВт. Первый БРЕСТ (на 300 МВт) планируется построить в Северске (Томская область), он носит название БРЕСТ-300. А так выглядит схема реактора БРЕСТ-1200:
Вот цитата из интервью члена технического комитета проекта «Прорыв», главного конструктора реакторов на быстрых нейтронах ОАО «ОКБМ Африкантов» Б. А. Васильева.
Борис Александрович, позвольте начать с вопроса несколько провокационного: проект «Прорыв» — это новая энергетика или все-таки нет? Можно ли говорить о том, что в результате его реализации будет принципиально решен вопрос энергообеспечения человечества на длительное время.
Это было бы неточно «Прорыв» определять как проект, относящийся к новому виду энергии. По большому счету, это все-таки развитие уже освоенной атомной энергетики. Но то, что замыкание топливного цикла позволит превратить атомную энергетику в глобальную, такую, которая может удовлетворять потребности человечества в энергии в течение тысячелетий, это действительно так.
Вопрос о замыкании ядерного топливного цикла был поставлен уже в начальный период развития атомной энергетики. А сейчас тем более стало ясно, что без замыкания топливного цикла, запасов урана хватит не более чем на 100 лет. Такая атомная энергетика не имеет принципиальных преимуществ перед традиционной, поскольку запасы нефти и газа хотя тоже не безграничны, но и не меньше по энергоресурсу.
Замыкание ядерного топливного цикла позволяет вовлечь в работу дополнительный делящийся материал – плутоний, который получается из «балластного» изотопа урана-238 (99,3% в природном уране), что позволяет эффективно использовать весь природный уран, тогда как в освоенной атомной энергетике используется лишь природный делящийся материал – изотоп уран-235 (~0,7% в природном уране). Но замкнутый топливный цикл сложнее, чем открытый. Он требует переработки отработавшего ядерного топлива, выделения из него плутония (а это радиоактивный и токсичный элемент), изготовления свежего топлива на основе плутония; этот процесс должен быть непрерывным, что не так просто осуществить. Впрочем, во Франции, например, эта идея уже частично реализована, правда, на традиционных реакторах, которые не обеспечивают многократное повышение эффективности использования делящегося материала. Чтобы перейти к решению задачи полного использования потенциального ресурса урана, нужен новый тип реактора – реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор).
Реакторы на быстрых нейтронах довольно давно разрабатываются во многих странах, но широкого внедрения пока не получили. Единственный в мире быстрый реактор действует сегодня в России, на Белоярской АЭС. Это реактор БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 мегаватт. Один он, естественно, ничего не решает, да и сооружен БН-600 еще в 1980-е годы, то есть имеет достаточно солидный возраст для технического объекта. Кроме того, нужно улучшить показатели реакторов БН: технико-экономические характеристики, показатели безопасности. Это в определенной мере сделано в проекте БН-800, который сейчас сооружается на Белоярской атомной станции и через год-два должен быть пущен в эксплуатацию.
В полной мере возможности улучшения конструкции быстрого натриевого реактора могут быть реализованы на базе всего накопленного опыта, и мы сейчас воплощаем эту идею в проекте реактора БН-1200, разрабатываемого в рамках проекта «Прорыв».
Кроме натрия в быстром реакторе возможно использование других видов теплоносителя, не замедляющего нейтроны – в отличие от воды в традиционных реакторах. Специалистами НИКИЭТ (Москва) в 90-х годах было предложено использовать свинцовый теплоноситель, соответствующая конструкция реактора также разрабатывается в рамках проекта «Прорыв». Считается, что он может быть более эффективным по технико-экономическим показателям и безопасности. Мы, разработчики быстрого натриевого реактора, не уверены в этом. Окончательную оценку эффективности применения свинцового теплоносителя можно будет сделать только после получения опыта работы разрабатываемого опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300.
Но для того, чтобы замкнуть ядерный цикл, мало иметь только реакторы, нужен целый набор технологий: переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), изготовления свежего топлива, обращения с радиоактивными отходами от ОЯТ, которые являются самым опасным элементом в этой цепочке, да и в атомной энергетике в целом. Существует два варианта обращения с ОЯТ: прямое захоронение ОЯТ в недра земли, что делает атомную энергетику малоэффективной и экологически наиболее проблемной; и переработка ОЯТ. Переработка и выделение из отработавшего ядерного топлива полезных продуктов для дальнейшего использования в реакторах как раз и решают обозначенную задачу эффективного использования природного урана. При этом одновременно сводится к минимуму количество радиоактивных отходов атомной энергетики. Решение комплексной задачаи замыкания ядерного топливного цикла с использованием новых технологий – это и есть проект «Прорыв».
ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -Проект Прорыв – один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.
В ближайшие пять лет на площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.
Система управления проектом «Прорыв» в 2014 году победила во Всероссийском конкурсе «Проектный Олимп», проводимом Аналитическим центром при Правительстве Российской Федерации, в номинации «Системы управления проектами с совокупным бюджетом более 500 млн руб. в госкорпорациях, институтах развития, государственных компаниях».
Научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Олегович Адамов:
«Проект «Прорыв» сегодня выполняется с опережением сроков по отношению к другим проектам ядерной энергетики мирового уровня примерно на 10 лет, более половины НИОКР по проекту завершены. Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020-2030-х гг. даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».
Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях ГК «Росатом» были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.
Основные положения проекта
1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения.
2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья.
3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что на хранение будут отправлены отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье).
4. Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия (новые реакторы не могут использоваться для его производства).
5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторами, по крайней мере, до уровня АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.
6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами электрогенерации.
7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу текущего столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).
8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы.
9. Разработка и утверждение стратегии коммерциализации.
Центры ответственности
Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов «Прорыва».
Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «Прорыв»» (ИТЦП) является системным интегратором проекта по техническому заданию, утвержденному ГК «Росатом», выдающим технические задания на частные проекты, осуществляющие ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва». Частное учреждение «ИТЦП «Прорыв»» создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.
На базе Частного учреждения «ИТЦП «Прорыв» функционирует три Центра ответственности:
1. ЦО объединённый проект «Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО»
Основной целью ЦО является создание базовых технологий и экспериментального оборудования для переработки ОЯТ и обращения с РАО для МП ОДЭК в рамках формирования в России крупномасштабной ядерной энергетики с естественной безопасностью на основе ЗЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
2. ЦО «Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий (ОПТЛ) ПЯТЦ»
Ключевая цель деятельности ЦО – надзор за эффективностью и соответствием техническим требованиям при разработке, изготовлении и передаче в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), включая модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), модуль переработки отработавшего ядерного топлива ректоров на быстрых нейтронах (МП).
3. ЦО «Интегрирующие проекты»
Данный центр ответственности занимается создание единого упорядоченного массива актуальной информации проектного направления «Прорыв», содержащего оптимизированную проектно-сметную, конструкторскую, технологическую документацию об объектах и моделях. Такой подход позволяет в виртуальном пространстве получить 3D представление объекта, характеризующее глубину и детализацию его проработки и обоснования, а также имитировать все стадии его жизненного цикла для опережающего анализа характеристик объекта и технологического процесса и своевременной оптимизации технических решений, в том числе по выводу объекта из эксплуатации и реабилитации территории.
4. ЦО объединённый проект «Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства (Плотное топливо и КМ)»
Расположен на базе АО «ВНИИНМ». Основными задачами ЦО являются разработка твэлов и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства, разработка технологии для фабрикации твэлов и ТВС, а также конструкционных материалов твэлов и ТВС.
5. ЦО «БРЕСТ»
Функционирует на базе АО «НИКИЭТ» и отвечает за реализацию частного проекта БРЕСТ-ОД-300. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 предназначена для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.
6. ЦО «БН-1200»
Функционирует на базе АО «ОКБМ Африкантов», основная цель - разработка материалов проекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200.
7. ЦО «Коды нового поколения»
Сформирован в 2013 г. на базе ИБРАЭ РАН. Основной задачей центра ответственности является разработка универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями и объектов замкнутого ядерного топливного цикла, а также воздействия этих объектов на человека и окружающую среду.
8. ЦО «Проектные коды»
Расположен на базовом предприятии АО «ГНЦ РФ-ФЭИ». Данный ЦО отвечает за разработку проектных кодов.
9. ЦО «Проектирование ОДЭК и ПЭК»
ЦО отвечает за проектирование опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и создание на его основе промышленного энергокомплекса (ПЭК).
Информационный обмен между участниками проекта «Прорыв» осуществляется в рамках Единого информационного пространства (ЕИП) проекта.
ЕИП – совокупность каналов передачи данных, аппаратно-программного обеспечения и методологий, обеспечивающая совместную работу участников проекта, создание, наполнение и использование информационной модели проекта «Прорыв», общие информационные сервисы для частных проектов, интеграцию с ИТ-системами частных проектов (ИТЧП).
Основными компонентами ЕИП являются защищенная сеть передачи данных и информационные ресурсы ЕИП.
МОСКВА, 20 янв — РИА Новости. Госкорпорация "Росатом" не исключает возможности начала в 2018 году строительства ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300 в рамках своего проекта "Прорыв", сообщил в интервью РИА Новости заместитель генерального директора — директор блока по управлению инновациями Росатома Вячеслав Першуков.
Ранее Росатом предложил внести изменения в федеральную целевую программу "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года". В частности, речь идет о переносе сроков начала строительства реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.
В связи с этим сдвигаются и сроки строительства еще одного объекта проекта "Прорыв" — модуля переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Соответствующие изменения в распределении инвестиций на 2016-2019 годы уже согласованы Минэкономразвития России. При этом Росатом подчеркнул, что корректировка ФЦП не означает отказ от реализации проекта "Прорыв".
Проект "Прорыв", выполняемый на площадке предприятия топливной компании Росатома ТВЭЛ "Сибирский химический комбинат" (СХК, ЗАТО Северск Томской области), направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.
В ходе проекта "Прорыв" планируется создать опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Ранее сообщалось, что первая очередь энергокомплекса должна была начать работу в 2020-х годах.
Ситуация по проекту
По словам Першукова, к настоящему времени полностью сформирована проектная документация для того, чтобы начать строительство реактора, получено разрешение Главгосэкспертизы.
"В прошлом году нам удалось изменить некоторые технические решения, которые позволили снизить стоимость капитальных вложений на 5 миллиардов рублей. Поэтому первое, что надо было сделать, привести проектно-сметную документацию в соответствие с новыми техническими решениями", — сказал Першуков.
Помимо этого, отметил он, надо выполнить научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР) по основным элементам реакторной установки. "Их надо завершить, прежде чем заказывать производство оборудования, на это нужно время. Иначе может получиться, что мы начнем строить реакторную установку, но придется изменить что-то в ее конструкции", — пояснил Першуков.
По его словам, было принято решение притормозить начало строительство реактора, чтобы завершить опережающие НИОКР по ключевым узлам реакторной установки, которые, в том числе, определяют сроки строительно-монтажных работ. "Поэтому мы в 2016 году не давали задания на старт строительства", — добавил замглавы Росатома.
Кроме того, еще одной причиной откладывания начала строительства реактора стала необходимость в рамках ФЦП "Ядерные энерготехнологии" закончить уже идущие, выполняющиеся на бюджетные деньги стройки, и при этом находящиеся в высокой степени готовности стройки.
По словам Першукова, Росатом с 2017 года начинает трехлетнюю программу по завершению НИОКР, касающихся реактора БРЕСТ-ОД-300.
"Но это не значит, что мы не начнем строить реактор раньше. Сейчас мы рассматриваем вопрос, чтобы, может быть, начать строительство с 2018 года. Начало или конец 2018 года - будет зависеть от того, когда мы полностью закончим корректировку проектно-сметной документации", — сказал Першуков. Поэтому раньше не будет строиться и еще один компонент опытно-демонстрационного энергокомплекса, а именно модуль переработки отработавшего ядерного топлива, добавил он.
"А вот третий элемент этого комплекса, модуль фабрикации-рефабрикации нитридного топлива (МФР), как строился, так и строится, оборудование для него изготавливается. Ведь нитридное топливо может использоваться и в "быстрых" реакторах типа БН с натриевым теплоносителем. Если говорить о проекте МФР, то он вышел на завершающий этап строительства зданий", — отметил замглавы Росатома.
В 2016 году правительство РФ утвердило проект «Прорыв». Программа, рассчитанная до 2030 года, предусматривает строительство новых атомных станций и внедрение технологии замыкания ядерного топливного цикла* (ЗЯТЦ) на основе быстрых реакторов. Однако принятие столь грандиозной программы, несомненно, ограничит возможности финансирования других энергетических проектов. Более того, в проекте видятся несколько серьёзных ошибок, которые могут завести атомную отрасль в тупик.
Словно заядлый игрок на ипподроме, «Росатом» вновь и вновь ставит на лошадь по кличке Быстрый Реактор. Хотя прогрессивные атомные страны мира давно закрыли свои проекты с ними. В первую очередь из-за их аварийности. Одновременно идёт мощная рекламная кампания по пропаганде использования замкнутого ядерного топливного цикла как основы стратегии РФ в развитии атомной энергетики и обращении с облучённым ядерным топливом. Но ясности как не было, так и нет: что будет делать Россия с этим изжёванным ядерным топливом? И есть ли хотя бы надежда заиметь замкнутый топливный цикл? «Росатом» клянётся – есть! Вот только атомное ведомство почему-то забыло предупредить всех нас: ждать этого «прорыва» нужно полвека. И не факт, что этот прорыв действительно удастся. Почему же «Росатом» делает ставку на быстрые реакторы*?
Вот мнение доктора технических наук профессора Игоря Острецова, в своё время являвшегося членом рабочей группы № 7 Комиссии по модернизации при президенте РФ:
– Я не первый день говорю о полной абсурдности предложений «Росатома» по замкнутому топливному циклу как основы ядерной стратегии страны. «Росатом» идёт по неверному пути. Сегодня даже студентам-первокурсникам понятно, что основным фактором, ограничивающим масштабное развитие мировой ядерной энергетики, является дефицит доступных запасов урана-235*. Коммерческие запасы урана-235 не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему. Поэтому «Росатом» активно работает с реакторами-размножителями, по-видимому, забыв предупредить руководство страны, что эта программа не может быть реализована даже к 2030 году, поскольку время удвоения по производству искусственного ядерного топлива плутония-239*, которым сегодня занят «Росатом», составляет не менее 50 лет. И то верно – зачем? За эти 50 лет можно израсходовать ещё много бюджетных миллионов.
Лезем в бридерную петлю
Но самое главное – «Росатом» ничего не говорит про аварийность быстрых реакторов. К слову, в мире за последние десятилетия было построено 12 промышленных реакторов на быстрых нейтронах* – три в Германии, по два – во Франции, в России и в Японии и по одному – в Казахстане, Великобритании и США. Однако один такой реактор так и не был запущен, а девять других остановлены из-за аварийности. Работающих в итоге осталось два. И оба – в России на Белоярской АЭС. Кстати, про ЧП и аварии на быстрых реакторах «Росатом» скромно помалкивает. А их на Белоярской АЭС, по всей видимости, было уже несколько, причём, похоже, даже с человеческими жертвами. Но эта информация находится под грифом «Секретно».
Наш словарьЗамкнутый ядерный топливный цикл – технология с использованием уран-плутониевого топлива, предполагающая вовлечение в производство облучённого ядерного топлива (ОЯТ).
Бридер, он же реактор на быстрых нейтронах (или быстрый реактор) – реактор-размножитель, который может нарабатывать ядерное топливо в количествах, превышающих потребности самого реактора.
Уран-235 – природное топливо для атомных станций.
Плутоний-239 – одна из 15 разновидностей изотопов плутония, в природе не существует, нарабатывается в ядерных реакторах.
– Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам в мировой энергетике были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах, – рассказывает профессор Острецов. – Идею бридеров* (реакторов – размножителей делящихся изотопов) в 1943 году предложил американский учёный Лео Сцилардом. Первый экспериментальный бридер был введён в действие 20 декабря 1951 года в США, а в 1956 году консорциум компаний США начал сооружение бридера «Ферми-1». Однако в 1966 году из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны и реактор был демонтирован. Больше США к бридерам не возвращались. Германия построила свой бридер в 1974 году и закрыла его в 1994-м. Ещё один промышленный бридер SNR-2, сооружение которого началось ещё в начале 70-х годов, Германия завершила в конце 90-х, но в эксплуатацию так и не ввела из-за нерешённости проблемы с радиоактивными отходами. Франция в 1973 году ввела в эксплуатацию «Феникс», а в 1985-м – «Суперфеникс». Сегодня их работа прекращена из-за повышенной аварийности. Япония в 1977 году построила бридер «Дзее», на работу которого до сих пор не получена лицензия. Бридер «Мондзю», введённый в 1994 году, уже в декабре 1995 года был закрыт после пожара из-за утечки натрия. Потом было ещё несколько серьёзных ЧП. В итоге «Мондзю» закрыли окончательно.
Чего же мы лезем в бридерную петлю? Ситуация с бридерами напоминает «прорыв» «Росатома» с плавучими атомными станциями: весь цивилизованный мир давно отказался от этой опасной водоплавающей «игрушки», «Росатом» всё ваяет и ваяет. Правда, это атомное чудо строится уже почти 12 лет. И пока конца-краю не видно.
Куда складировать плутоний?
Стоит отметить, что от бридерной программы Германия, Франция, США и Япония отказались не только из-за технических проблем.
– Проблемы бридеров связаны с проблемами радиоактивных отходов, – продолжает профессор Острецов. – Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве быстрых реакторов в третьих странах, поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония. Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более 20 тонн плутония.
Одним из основных требований к топливу быстрого реактора является обеспечение его глубокого выгорания, поскольку малая величина выгорания неприемлема с точки зрения экономической эффективности бридера. При этом большая энерговыработка приводит к значительному накоплению продуктов деления и распуханию топлива, что ужесточает требование к радиационной стойкости топлива. Из-за высокой удельной мощности топливо должно выдерживать большие температурные градиенты, что связано с малым диаметром тепловыделяющих элементов. Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в быстром реакторе значительно выше, чем в тепловом реакторе.
– Мы не только обеими ногами встали на дорожку развития бридерной технологии, но уже и бежим во весь опор, – подводит итог нашему разговору профессор Острецов. – А дорожка эта ведёт в тупик. Бридеры критически нуждаются в высокообогащённом уране. Вопрос: а может ли такая технология стать полноценной альтернативой углеводородной энергетике? Нет. Она сложна и требует огромных ресурсов. Наконец, она очень опасна. Одно из самых проблемных мест – это система охлаждения, где циркулирует жидкий натрий. На открытом воздухе он жадно поглощает атмосферную влагу, горит и взрывается. И водой этот пожар не потушишь. А в бридере, наполненном радиоактивным топливом, этого натрия десятки тонн.
Вывод? В ближайшее время создать крупномасштабную ядерную энергетику на реакторах-размножителях, судя по всему, не получится. Выходит, что «Росатом» ведёт отрасль в тупик, причём за рекордное количество бюджетных миллиардов?
Кстати
Стало известно, что доктор технических наук Вячеслав Першуков больше не возглавляет БУИ – Блок управления инновациями «Росатома». Это значит, что господин Першуков отлучён от исполнения проекта «Прорыв». Напомним, что первые расследования о туманной научной деятельности Вячеслава Першукова «Наша Версия» публиковала ещё в ноябре 2014 года, в частности в материале «Куда уходят заводы, НИИ, базы отдыха и деньги госкорпорации «Росатом»?». Уже тогда стало известно, что при выполнении федеральной целевой программы (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» Вячеслав Першуков, по-видимому, был участником историй, связанных с нецелевым расходованием бюджетных средств. Упоминался он и в истории с завышением стоимости работ: при формировании ФЦП по ядерным технологиям экспертами были детально определены параметры и стоимость проектов, входящих в программу. Вся эта документация была утверждена правительством РФ. Но в итоге деятельности Вячеслава Першукова на начальном этапе стоимость работ, по-видимому, возросла в 7 раз.
