«Росатом» подготовил перспективную программу развития атомной энергетики, но эксперты считают, что это путь в прошлое
Осенью прошлого года Правительство РФ утвердило проект «Прорыв» - план «Росатома» по сооружению в стране до 2030 года ряда объектов ядерной энергетики и отработке технологии полного замыкания ядерного топливного цикла. На Татарской АЭС будет построен и введён в эксплуатацию один энергоблок с реактором ВВЭР--ТОИ мощностью 1250 МВт, на Нижегородской АЭС - два подобных энергоблока на 2510 МВт, на Белоярской АЭС - энергоблок №5 с реактором на быстрых нейтронах БН--1200, в Челябинской области - Южноуральская АЭС с реактором на быстрых нейтронах на 1200 МВт, в Северске Томской области - реактор БРЕСТ--300.
Принятие столь масштабной программы, несомненно, ограничит возможности финансирования государством любых других энергетических проектов, ведь стоимость строительства одной только Курской АЭС--2 превысит 200 миллиардов рублей. Неудивительно поэтому, что не все наши эксперты безоговорочно поддержали это решение правительства, а некоторые выступили с разумной критикой по этому поводу.
ЧТО ДАДУТ «БЫСТРЫЕ» НЕЙТРОНЫ
Цивилизованный мир по-прежнему держится на углеводородной энергетике - львиная доля электричества, которое мы потребляем, получена путём сжигания нефти и газа. Но запасов углеводородов на планете хватит ещё на 40-60 лет, спад в добыче нефти и газа может начаться уже с 2020 года. Так что вопрос о том, как жить дальше, с каждым днём становится всё острее, а работы по поиску энергетической альтернативы - всё масштабнее.
Если не считать возможности использования энергии ветра и Солнца, до недавнего времени науке были известны всего две такие возможности: извлечение энергии при делении ядер тяжёлых элементов и при слиянии ядер самого лёгкого - водорода. Обе весьма опасны: в первой приходится приручать атомный взрыв, во второй - термоядерную реакцию, которая питает звёзды и пугает нас водородной бомбой. Воплощение первого пути - атомная энергетика развивается с середины прошлого века, однако её доля в мировом энергобалансе меньше, чем даже вклад ветровой и солнечной энергетики - всего 5,5%.
Существует два класса ядерных реакторов: на медленных нейтронах (например, водо-водяные, или ВВЭР) и на быстрых нейтронах. ВВЭР относительно безопасны в эксплуатации и составляют основу современной мировой атомной энергетики. Но работают они только на уране, обогащённом примерно до 5%, и это большая проблема, ведь даже при действующем уровне потребления мировые запасы урана с разумной стоимостью добычи, до 130 долларов за килограмм, истощатся примерно через 100 лет.
Реакторы на быстрых нейтронах (их называют бридерами, то есть размножителями) отличаются от всех остальных: плотность тепловыделения в них в разы больше, и в качестве теплоносителя вместо воды в них приходится использовать жидкий натрий или свинец. Там происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана--238, расположенного вокруг активной зоны. Этот уран превращается в плутоний--239, который затем тоже может использоваться в реакторе как делящийся элемент.
Программа «Росатома» предполагает использовать блоки с «быстрыми» реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах. По идее, бридеры помогут решить проблему накопления отработанного ядерного топлива (ОЯТ) «тепловых» реакторов и приблизиться к так называемому замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ) - когда объём и токсичность захораниваемого ОЯТ сравняется с объёмом и токсичностью природного сырья «на входе».
Общий недостаток всей современной атомной энергетики состоит в том, что она фактически исключает возможность контроля за нераспространением ядерного оружия на Земле: каждое государство, имеющее современную АЭС, которая постоянно производит плутоний, теоретически может сделать свою собственную атомную дубину.
Второй путь предполагает генерацию энергии при управляемой термоядерной реакции. Однако термоядерные исследования в магнитных ловушках, проводимые в мире более 60 лет, так и не привели к созданию функционирующего реактора даже с КПД, равным нулю - все они требуют куда больше энергии, чем вырабатывают сами. А нерешённые проблемы однозначно выльются в многомиллиардные затраты и десятки лет исследований. И вот вопрос: а есть ли у нас столько времени? Можем ли мы позволить себе ошибку в выборе энергетических приоритетов?
КТО ПРОТИВ И ПОЧЕМУ?
Бывший заместитель директора ВНИИ атомного энергетического машиностроения, профессор Игорь Острецов с единомышленниками, работая ещё в советском Минатоме, обнаружил: при облучении протонами высоких энергий даже свинца или отработанного ядерного топлива реакция деления с выделением энергии тоже происходит, но осколки деления имеют иной изотопный состав и быстро теряют активность.
На этой основе он разработал новый способ извлечения энергии атома - релятивистскую ядерную технологию - и предложил свою программу развития ядерной энергетики, не без основания считая её совершенно безальтернативной. В самом деле, запасы природного и отвального (обеднённого) урана на планете весьма велики, а проблема нераспространения и задача утилизации отработанного ядерного топлива решаются при таком образе действий сами собой.
- Игорь Николаевич, а что не так с бридерами?
Мы не только обеими ногами встали на дорожку развития бридерной технологии получения атомной энергии, но уже и бежим по ней во весь опор. А дорожка-то скользкая и ведёт в тупик, ибо коэффициент воспроизводства топлива в этой технологии - меньше единицы. Увеличить вклад атомной энергетики в общемировой энергетический баланс таким способом не удастся. Бридеры критически нуждаются в высокообогащённом уране. Запасы же такого урана в природе крайне ограничены, мир уже сегодня ощущает урановый дефицит. Вопрос: а может ли такая технология стать полноценной альтернативой углеводородной энергетике? Ответ однозначный: нет, не может. Мало того, она сложна и потому требует огромных ресурсов. Наконец, она крайне опасна. Одно из её «тонких мест» - система охлаждения, где циркулирует жидкий натрий. На открытом воздухе он жадно поглощает атмосферную влагу, горит и взрывается, и водой его не зальёшь. А в бридере, наполненном радиоактивным топливом, этого натрия десятки тонн - что если авария? Но аварии сопровождают развитие бридеров с самого начала. Первый в мире бридер, «Энрико Ферми», в 1957--м запустили США, серьёзная авария произошла там уже в 1966--м, и в 1972--м он остановлен. В 1995 году в Японии из--за утечки 20 тонн радиоактивного натрия едва не взлетел на воздух бридер «Монзю». Оба французских бридера, «Феникс» и «Суперфеникс», тоже были заглушены из--за неполадок.
- Но в США при Буше была даже принята национальная программа по развитию реакторов на «быстрых» нейтронах.
Впечатление такое, что это были пустые декларации, с одной лишь целью - заставить нас выбрать этот путь и пойти по нему. Подождать, пока мы создадим программу, мобилизуем ресурсы, производственные мощности, специалистов, а самим после двинуть в другую сторону. На этой волне у нас и была сформирована программа «Прорыв» (консолидация достижений в разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологии ЗЯТЦ и новых видов топлива для создания ядерно-энергетического комплекса, основанного на системе АЭС с бридерами - Ред .).
А у них после этого к власти пришёл Обама и свернул бридерную программу США как абсолютно абсурдную. И назначил министром энергетики США человека из Массачусетского технологического института Эрнеста Мониза, специалиста по ускорителям элементарных частиц. Я считаю этот шаг знаковым, внимательному наблюдателю он всё объясняет.
Альтернатива бридерам есть: это новый метод генерации энергии, который мы назвали ядерными релятивистскими технологиями (ЯРТ). Принцип - совместить ядерный реактор с ускорителем элементарных частиц. Результат - ядерная релятивистская электростанция, ЯРЭС - без сверхкритической массы делящихся продуктов и потому абсолютно взрывобезопасная. Она сможет работать на уране из отвалов радиохимических предприятий, на природном уране, на тории. И будет способна «дожигать» в короткоживущие изотопы всю ту гадость, которую сегодня мы не знаем, куда девать - радиоактивные отходы и облучённое ядерное топливо, а также полностью перерабатывать долгоживущие продукты - актиноиды тепловыделяющих элементов подлодок и старых АЭС. Что сократит объём радиоактивных отходов в разы и решит проблему нехватки урана для атомных станций.
- Звучит фантастически.
Всё основано на отечественных разработках. Сердце ЯРЭС - линейный ускоритель Богомолова на обратной волне, сверхкомпактная машина по производству протонов с энергиями порядка 10 ГэВ (гигаэлектронвольт). Классическому ускорителю на каждый ГэВ на выходе нужен 1 километр длины (на 4 ГэВ - 4 километра). А 4- ГэВ-ускоритель Богомолова легко помещается в грузовой отсек транспортного самолёта Ан--124 «Руслан». Это советская разработка, изобретение моего сокурсника по МФТИ Алексея Богомолова. Не все ещё забыли разговоры про советский асимметричный и недорогой ответ на американскую программу «звёздных войн» Рональда Рейгана? Богомоловская машина была частью советского ответа Рейгану - габаритами с железнодорожный вагон, на борту «Руслана» она становится обнаружителем ядерного оружия на большом расстоянии и может уничтожать его пучком протонов. Будь она сегодня на вооружении отечественной морской авиации, фактически обнулила бы весь авианосный флот США.
- Почему же у нас до сих пор нет госпрограммы развития ЯРТ?
Этот вопрос не ко мне. Да, рядом аспектов ЯРТ, глубоко подкритичными системами, занимается Физико--энергетический институт им. А.И. Лейпунского в городе Обнинске (ФЭИ). Некоторые эксперименты ведутся и в Дубне, но при очень скудном финансировании. Бьётся за ЯРТ Валерий Чилап, глава Центра физико-технических проектов «Атомэнергомаш», с ним мы начинали эту работу. Он вложил в эксперименты по ЯРТ на массивной урановой сборке в Дубне почти все собственные средства и годами обивает пороги росатомовского начальства, добиваясь (задумаемся!) объективной экспертизы проекта разработки ЯРТ.
Нет, вы понимаете, до чего мы дошли? Как можно держать такие вещи в долгом ящике? Люди, представляющие интересы государства в важнейших вопросах национальной безопасности, настолько безответственны, до такой степени не боятся совершить ошибку, которая может стоить России её суверенитета (не забыли, что, с недавних пор, бывший министр энергетики США - специалист по ускорителям частиц?).
Кстати: кто сегодня знает, что мы создали радиолокатор на год раньше британцев? Был такой Павел Ощепков, служил на Алтае лейтенантом инженерных войск.
Он сообразил, как определять положение и скорость самолётов при помощи электромагнитных волн. Придумал конструкцию и, как положено, написал докладную своему начальнику. Тот ничего не понял и отправил докладную наверх. Так бумага Ощепкова миновала с десяток командиров и за один (!) месяц добралась до стола самого Ворошилова. Тот тоже ничего не понял и тоже ответственности на себя не взял - собрал экстренное заседание Академии наук СССР и пригласил туда изобретателя. Академики его выслушали и постановили: по науке всё возможно, но априори результат неизвестен. Поэтому академику Иоффе и лейтенанту Ощепкову решили выделить людей и средства для постройки прототипа и его полевых испытаний. Результат доложили «самому» ещё через месяц: есть радиолокатор! В 1934 году. Вот что значит система.
Профессор И.Н. Острецов во время эксперимента в Протвино
СТАВКИ СДЕЛАНЫ?
Для полноты картины мы задали прямой вопрос руководителю проекта департамента коммуникаций Госкорпорации «Росатом» Андрею Иванову: существует ли консолидированное мнение экспертов «Росатома» по предложениям Острецова и его единомышленников?
Андрей Иванов изложил официальную позицию госкорпорации с исчерпывающей ясностью: «Какой--либо государственной программы или проекта ЯРТ на уровне ведущих российских институтов или РАН в настоящее время нет».
А источник, близкий к «Росатому» и пожелавший остаться за кадром, пояснил, что никто в корпорации проекта ядерной релятивистской технологии (ЯРТ) Острецова не видел, не говоря уж о научном и экономическом обосновании тех идей, которые тот постоянно озвучивает для СМИ.
«Но даже если бы он и представил нечто подобное на нашу экспертизу, полагаю, что обратился бы он не по адресу, ведь «Росатом» - это организация практиков, мы воплощаем в жизнь инновации, уже прошедшие путь от физической идеи до надёжно, эффективно и безопасно работающих энергетических установок. А с голыми идеями ему надо в Курчатовский институт, это их прямой профиль. И не будем изображать «Росатом» этаким монстром, который тормозит прогресс человечества. Просто потому, что объективно это не так. Мы - практики, этим и интересны», - добавил он.
Что же касается состоятельности собственной энергетической программы «Росатома», то своё мнение высказали ряд ведущих специалистов отрасли.
Андрей Говердовский, директор ГНЦ ФЭИ им. Лейпунского:
Да, в топливе реакторов ВВЭР используется уран-235, реакторы же на быстрых нейтронах уникальны - они способны размножать топливо, превращая непригодный для «горения» уран-238 в пригодный для «горения» плутоний. Да, здесь есть много проблем. Необходимо заставить вращаться топливо внутри замкнутой энергетической системы, попутно сжигать много радиоактивных отходов. Эти проблемы и решает проект «Прорыв», создавая реакторы и систему обращения с ОЯТ для замкнутого ядерного топливного цикла. И реакторы на быстрых нейтронах - его основа. Мы в России более 30 лет эффективно эксплуатируем БН-600 с натриевым теплоносителем, сейчас ввели в работу БН-800. В атомной энергетике будущего, которая решит проблему накопленных отходов, мы - мировые лидеры.
Валерий Беззубцев, замгендиректора, директор по технологическому развитию АО «Концерн Росэнергоатом»:
Цель проекта сооружения энергоблока с реактором БН-800 - переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уранплутониевым смешанным топливом, создание пилотного производства смешанного топлива и отработка замкнутого цикла с его внедрением в производство. Эта технология основана на использовании уранплутониевого топлива и взаимодополняющей работы традиционных и «быстрых» реакторов, способной обеспечить сырьевую независимость и малоотходность атомной энергетики России. Она вовлекает в энергопроизводство уран-238 из накопленных отвалов, отработавшее ядерное топливо и накопленный плутоний, чем минимизирует отходы, подлежащие окончательной изоляции.
Главное для нас - безопасность: хотя у нас уже есть многолетний успешный опыт эксплуатации БН-600, этого недостаточно. Поэтому проект БН-800 включает пассивные системы безопасности, которые обеспечивают минимальную вероятность аварии с расплавлением активной зоны и исключают выделение плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива. Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива. Этот опыт будет учтён в проекте БН-1200 - после разработки и утверждения проектной документации, успешного строительства и опыта эксплуатации «головного» энергоблока он должен стать первым в серии таких же БН-1200 на других АЭС. Реактор БН-800 нужен и для отработки технологий ЗЯТЦ - на нём будет использоваться МОКС-топливо на основе плутония, выделенного при переработке уже отработавшего ядерного топлива других реакторов. В настоящее время такой плутоний хранится на складах, и наша задача - утилизировать его в быстрых реакторах.
Отмечу, что не мы одни сделали ставку на быстрые реакторы: ещё в 1987 году руководство КНР включило в свою госпрограмму по развитию высоких технологий проект 863, «Развитие технологии быстрого реактора-бридера». Они решили создать у себя экспериментальный реактор на «быстрых» нейтронах CEFR, 65 МВт тепловой мощности и 20 МВт - электрической, и для оптимизации расходов привлечь иностранцев. Их выбор пал на Россию, что неудивительно - именно у нас самый большой в мире опыт в этой сфере. Это наше сотрудничество с КНР началось в 1992 году, в июле 2010 года мы совместно совершили успешный пуск экспериментального реактора CEFR, в 2011-м подключили его к электросети. А в августе 2010-го РФ и КНР подписали соглашение о строительстве двух энергоблоков на быстрых нейтронах типа БН-800. По стратегическому плану развития атомной энергетики КНР замыкание ядерно-топливного цикла будет достигнуто ими в 2030-х годах. И мы хорошо знаем, как китайцы умеют выполнять то, что наметили.
ЯДЕРНЫЙ КАСКАД
Готовя этот текст к публикации, мы решили узнать, удовлетворён ли профессор Острецов реакцией экспертов «Росатома». Вот что сказал нам Игорь Николаевич:
Хорошо, что «Росатом» наконец-то обозначил свою позицию по ЯРТ. Она, как мы видим, сводится к следующим положениям:
1. Искать новые направления в развитии атомной энергетики - не его дело. Этим должен заниматься Курчатовский институт.
2. Очевидно, поэтому он развивает только то, что получил в наследство от советской атомной промышленности.
3. Для поддержки ЯРТ ему нужны хорошо проработанные предложения.
4. Таким образом, решение может принять только руководство страны. Оно должно собрать и провести совещание по этому вопросу, иначе, как говорит НИЦ «Курчатовский институт»: «Сейчас живёт последнее поколение людей».
Позиция Курчатовского института сегодня однозначна: поскольку в бридерах коэффициент воспроизводства топлива - меньше единицы, без создания мощного источника нейтронов в ближайшей перспективе человечество не выживет. В чём я с ними полностью согласен. Однако в качестве источника нейтронов для извлечения энергии атома эксперты института предлагают термоядерный источник нейтронов, который ещё не создан. Я же предлагаю использовать для этого ядерный каскад, инициированный релятивистскими заряженными частицами в актиноидной мишени полного поглощения, то есть ЯРТ. И считаю, что другой альтернативы для выживания человечества в XXI веке нет.
В середине августа прошлого года президент Владимир Путин поручил правительству, Госкорпорации «Росатом» и НИЦ «Курчатовский институт» подготовить до 1 марта 2017 года предложения о возможности применения в качестве перспективного сырья для ядерного топлива… тория. Его содержание в земной коре в 45 раз выше содержания урана, а месторождения более доступны. Заметим, что в контексте нашего разговора этот вариант имеет явные признаки временного компромисса. К настоящему моменту, однако, по открытым источникам не проходило никаких данных о результатах исполнения этого поручения президента.
ИЗ ДОСЬЕ «СОВЕРШЕННО СЕКРЕТНО»:
Игорь Острецов - д. т. н., профессор, бывший заместитель директора ВНИИ атомного энергетического машиностроения, один из виднейших специалистов по атомной энергетике, автор ряда важных открытий в этой области, руководитель работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС со стороны Министерства энергетического машиностроения СССР.
В 1998 году он провёл эксперимент по облучению свинцовой сборки протонами с энергией 5 ГэВ на большом ускорителе Института ядерной физики в Дубне. Очень слабо делящийся свинец нагрелся в разы сильнее, чем предсказывалось известными расчётными кодами! Это были первые указания на возможность создания релятивистской ядерной энергетики - сочетания ускорителя и подкритического реактора, где не нужны ни уран-235, ни плутоний-239. В 2002-м аналогичный опыт был проведён под его руководством на ускорителе в Протвино. 12-часовое облучение свинцовой мишени протонами в диапазоне энергий от 6 до 20 ГэВ привело к тому, что свинец, который сразу после облучения очень сильно «светил», уже через 10 дней снизил активность до уровня естественного фона. Было доказано: ядерная релятивистская энергетика на «грубых» видах топлива - на обеднённом уране, тории, отработанном ядерном топливе - возможна. Провести подобные эксперименты с торием и ураном--238 Острецову не удалось из-за организационных проблем.
поделиться:
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 -Мы уже несколько раз показывали, насколько тяжело уразуметь полностью «энергетические новости» от наших «больших СМИ». Короткие фразы, скрывающие массу непроговоренной информации, не дают возможность полностью понять значение того или иного события – традиционно это выглядит именно так. Но интерес к энергетике в России есть, и к энергетике атомной он тоже заметен.
Стали появляться стаьи нового типа: большие, обзорные, с явной попыткой полностью раскрыть тему. Это, конечно, просто здорово: таких статей в федеральных СМИ должно быть как можно больше, поскольку Россия с полным на то правом претендует на титул энергетической сверхдержавы, а атомная энергетика – вершина ее развития, до которой многим и многим конкурентам добраться очень тяжело. Но и в этом случае появляются проблемы, на этот раз связанные, как нам кажется, с тем, что описать коротко новые и новейшие направления развития атомного проекта в одной заметке просто невозможно – слишком уж объемен материал, не так прост он для понимания людьми без узко специального образования.
Вот не так давно в «Комсомольской Правде» была опубликована под заголовком “Замыкая цикл: мечты и реальности”.
Скриншот со страниц КП, Фото: kompravda.eu
Все хорошо, особенно вступительная часть… А дальше начинается нечто удивительное, смотрите.
«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. Единственная фраза в этой статье требует куда как более полного рассказа, который на страницах «Геоэнергетики» уже .
«Ученые создали реакторные установки на быстрых нейтронах, или бридеры»
Хм… А зачем нужны реакторы-бридеры, если у нас и из обычных реакторов плутоний так и хлещет? Ну, да ладно – пришла ученым в голову вот такая прихоть – создавать реакторы-бридеры. Да, поскольку объяснения термина «реактор-бридер» в статье и в помине нет, придеся уже нам поведать, что это такой реактор, в которым делящегося вещества (ядерного топлива) на выходе больше, чем на входе. При этом 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.
И, тем не менее, «Геоэнергетика» весьма признательна автору КП – по ее статье можно уверенно готовить план наших будущих публикаций. «Ставим галочку»: подробнее рассказать, как Росатом будет осваивать МОКС-топливо на БН реакторах и на реакторах ВВЭР.
«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 «Прорыва» 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 рсплавленный 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?
Пара фраз – а загадок в них на несколько страниц текста. Нитрудное топливо – это путь решения проблемы ОЯТ, поскольку в его составе не только нитриды плутония и урана, а еще и минорые актиниды – так красиво атомщики называют все те вредные составляющие ОЯТ, о которых Геоэнергетика писала достаточно подробно:
«35 кило пресловутых осколочных нуклидов – перечислять лениво, мы не на олимпиаде по химии. Все прочее – трансурановые элементы с названиями красивыми – нептуний, америций, кюрий» – это мы мысленно разбирали на составные части 1 тонну 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 радиацонные 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 и еще одна «галочка» для Геоэнергетики – рассказать о СНУП-топливе, о проблеме ОЯТ и о том, 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. 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 нынчеподешевели, урановая руда после всех фукусим и планов той же Германии позакрывать все свои АЭС тоже стала недорогой, так что вопрос экономки 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 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 тполива. 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. Спасибо, Ольга – подсказки от вас обеспечили нам работу вот уже на 3-4 заметки.
«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. И от «Геоэнергетики» – новая порция благодарности Ольге Ганжур, на подсказках которой мы видим вот уже от 4 до 6 статей.
«БН-1200 обладает коэффициентом воспроизводства 1,2. Это значит, что одна такая установка произведет компоненты топлива для себя и для двух традиционных реакторов типа ВВЭР.»
Ой. Коэффициент 1,2 означает нечто совсем иное: каждый загруженный в БН-1200 килограмм плутония на выходе превратится в кило двести грамм, вот и все. По какой такой причине он станет компонентом топлива сразу для трех реакторов, спрашивается? Нет, Ольга при этом совершенно права, просто надо намного подробнее рассказать о новом виде ОЯТ – отработанном МОКС- топливе реакторов на быстрых нейтронах. Исходный состав топлива – уран в комплекте с плутонием, на выходе мы получим совсем другой состав, чем в случае с урановым топливом. Да-да, все правильно – это готовый материал еще для одной статьи от нашего сайта.
Остается надеяться, что 7 – счастливое число, и нам их будет достаточно для того, чтобы полностью описать все то, чего статья в КП только коснулась. В общем – большое спасибо большому СМИ, который не дает «Геоэнергетике» скучать и жаловаться на отсутствие тем! И – низкий поклон Ольге Ганжур за ее попытку одной статьей «закрыть» ВСЮ тему закрытого ядерного топливного цикла.
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. Это настолько здорово, что, если вы заметили, «Геоэнергетика» ни словечка не проронила про конкурентов Росатома, не ёрничала по этому поводу. Даже если очень захотеть, все равно не получится: в создании технологии реакторов на быстрых нейтронах Россия нашла настолько далеко вперед, что конкурентов найти просто не удается.
Вконтакте
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.
Проект «Прорыв» - тема животрепещущая и немного скандальная. И в профессиональном атомном сообществе вокруг него крутится огромное количество споров и рассуждений. А официальный атом частенько обвиняют в нежелании этот проект серьезно обсуждать и как-то предметно комментировать. В качестве опровержения – представляем вам выступление Евгения Олеговича Адамова, которое было опубликовано на портале «proatom.ru» в ответ на открытое письмо читателей этого сообщества. Мы уверены, что тема на этом не закрыта, и будем рады продолжить обсуждение проблемы в рамках нашего блога.
Открытое письмо Е.О.Адамову
Уважаемый Евгений Олегович, как бывшему министру, а сегодня - идеологу и вдохновителю проекта «Прорыв», адресуем Вам вопросы читатели сайта www.proatom.ru. Вместе с ними надеемся получить прямые и исчерпывающие ответы. Также надеемся, что в отрасли еще возможен честный и конструктивный диалог тех, кто принимает решения, с коллегами-атомщиками.
1. Уже более полувека, еще с середины-конца 60-х г.г., говорят и пишут о необходимости создания мощностей для переработки накапливающегося ОЯТ для уже существующей ядерной энергетики и постепенного перехода к ЗЯТЦ. Во времена Минсредмаша даже начали строить завод РТ-2 (Красноярск-26, ныне Железногорск), который должен был обеспечить переработку ОЯТ реакторов типа ВВЭР. Начали и бросили… Говорили, что денег не стало… На РБМК просто жгут топливо, а их ОЯТ никто пока не собирается перерабатывать. ОЯТ от ВВЭР пока лишь складируется. Появление еще одного реактора типа «Прорыв» даже со своим «пристанционным» топливным циклом проблем создания ЗЯТЦ ядерной энергетики России не решит. Потребности страны в переработке ОЯТ могут быть решены лишь созданием мощностей, соизмеримых с проектной мощностью РТ-2. Почему вместо выдумывания «прорывных» технологий не достроить РТ-2, если есть уверенность в том, что технология переработки ОЯТ различных реакторов уже существует, и уже есть знание того, что без ЗЯТЦ доступных запасов урана хватит лишь на 30-40 лет? Однако объем инвестиций в такой ЗЯТЦ с достройкой РТ-2, системы могильников РАО и производств ТВС из рециклированного урана и МОКС-топлива, сегодня может быть оценен в диапазоне 20-50 млрд.долл. США с длительностью реализации 10-15 лет. Без решения проблемы переработки и рециклирования уже существующего ОЯТ все «прорывные» реакторные технологии не стоят даже той бумаги, на которой их рисуют. Как не вспомнить завет сподвижников Остапа Бендера: «Утром - деньги, вечером - стулья». Уж если есть уверенность в том, что без ЗЯТЦ ядерной энергетике конец, то вкладывать их нужно в ЗЯТЦ, но не в «инновационные прорывные погремушки». Вложив деньги в ЗЯТЦ, можно надеяться на то, что «вечером будут стулья».
2. Известно, что на РТ-1 накоплено свыше 30 тонн энергетического плутония, вполне пригодного для «всеядных» быстрых реакторов. До сих пор никто его в быстрые реакторы не закладывал. БН-600 «жует» лишь уран. Почему до сих пор не отважились перевести его на плутоний? Нет мощностей для производства плутониевых ТВС? Есть проблемы с управляемостью реактора? Не известно, куда девать плутониевые ОТВС? Куда делись результаты НИОКР ФЭИ, нарабатывавшиеся более полувека? В чем истинные причины сложившегося положения с быстрыми реакторами и ЗЯТЦ? Почему тот же «Прорыв» предполагает пуск и работу на уране? К сожалению, ответов на эти «простые» вопросы пока нет. Разделяю точку зрения основоположников ядерной энергетики - без ЗЯТЦ ядерная энергетика обречена...
3. Атомный проект - это ГОНКА ВООРУЖЕНИЙ, на карту была поставлена независимость государства. Поэтому в Атомном проекте были привлечены все имеющиеся силы государства. Для программы «Прорыв» не существует подобной необходимости. Команда Кириенко, не имея возможности создавать что-то действительно новое, постоянно достает какое-нибудь старье и делает это флагом Росатома. Для чего нужно «прорывать» то, что в течение многих десятилетий исследовалось? Что, появились какие-то новые идеи или новые материалы, позволяющие решить выявленные ранее проблемы?
4. Как в проекте («Прорыв» - ред) решаются те проблемы, о которые сломались американцы и французы?
Ваше мнение, Евгений Олегович?
Комментарии Евгения Олеговича Адамова в ответ на вопросы читателей PRoAtom.ru
1. Проблема ОЯТ сама по себе недостаточный повод, чтобы активизировать работы по БР и ЗЯТЦ, а лишь одна из задач, решение которой входит в круг проблем ядерной энергетики. Современные способы хранения (в бассейнах, затем в контейнерах) не вызывают в краткосрочной перспективе особого беспокойства. Однако и бесконечное отнесение этой задачи к числу «отложенных решений» невозможно. Очевидно, следует ещё раз перечислить весь набор задач, решение которых стоит перед ядерной энергетикой вообще и входит, в частности, в цели проекта «Прорыв»:
· исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории;
· полное использование энергетического потенциала добываемого сырья;
· радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле, с сохранением природного радиационного баланса;
· технологическое усиление режима нераспространения технологий ядерного оружия;
· обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики.
Комплексное решение этих задач составляет содержание выдвинутой в начале 90-х гг. концепции «ядерной энергетики естественной безопасности».
2. Относительно заводов по переработке ОЯТ:
· мощности заводов по переработке ОЯТ были ориентированы на парк реакторов на быстрых нейтронах и решения об их строительстве принимались именно в ориентации на развитие ядерной энергетики с использованием таких реакторов. В реальности у нас работает только одна АЭС с БР, для которой, даже в перспективе ввода БР-800, полномасштабные заводы явно не требуются.
· после развала СССР не только АЭС с реакторами на быстрых нейтронах не строились, но и вообще стройки АЭС были заморожены, потому и дело с использованием ОЯТ сместилось в сторону его хранения и частичного использования продуктов переработки зон АПЛ и ВВЭР-440 в РБМК;
· возвращаясь к постановке вопроса о развитии ядерной энергетики в 2000 г., мы ясно обозначили приоритеты: достройка задельных АЭС, сооружение новых АЭС с ВВЭР по конкурентоспособному проекту, а также последовательный переход к технологиям ядерной энергетики естественной безопасности с замыканием ЯТЦ на базе реакторов на быстрых нейтронах.
· для тщательной отработки технологий переработки и рефабрикации топлива крупные заводы не нужны. Работы исследовательского плана лучше проводить в НИИ: именно с этой целью предусмотрено сооружение ПРК в НИИАРе. Комплексная проверка технологий будет реализована в опытно-демонстрационном блоке БР мощностью 300 МВт с пристанционным ядерным топливным циклом (ПЯТЦ). Затем настанет очередь промышленной реализации в головном комплексе БР+ПЯТЦ при мощности реактора 1000-1200 МВт, очевидно, на площадке БАЭС.
· по мере реализации программы с преимущественным использованием БР, надо будет принять и решения по соотношению объемов переработки на централизованных заводах и ПЯТЦ, очевидно, обоснованных только для куста АЭС с БР, как например, на БАЭС.
3. По поводу использования урана и плутония в БР:
· начиная с EBR-1, при создании всех реакторов на быстрых нейтронах решали первоочередные задачи по физике активной зоны, технологии теплоносителей, специфике оборудования, обучению эксплуатационного персонала, а поскольку урановое топливо уже было освоено - его и использовали.
· французы, в отличие от СССР, предполагая массовое строительство БР, не останавливали своих планов по строительству заводов по переработке ОЯТ. А когда заводы построили, а предполагавшегося парка БР не было, вынуждены были искать для существующих производств применение: так и появился МОХ для PWR.
· Очевидно, что для БР нужно плотное топливо, однако, работы по его отработки, производству и внедрению организованы не были, а, например, достройка БН-800 заканчивается. А потому и зона будет «пёстрой».
· При пуске на уране его затраты за весь срок существования АЭС с БР определяются первой загрузкой и несколькими первичными подпитками до выхода на самообеспечение. Это в 5 раз меньше, чем требуется в течение всего жизненного цикла ТР одинаковой мощности.
· Уже с первой активной зоны в опытно-демонстрационном комплексе БР+ПЯТЦ предусматривается работа на смешанном нитридном уран-плутониевом топливе. Не потому, что сейчас урана уже не хватает, а с тем, чтобы активнее решать именно задачи ЗЯТЦ - полностью согласен с теми, кто считает, что здесь наибольшее число, пусть и не академических, но вполне реальных инженерных проблем. Реакторы делать научились, а в комплексе ЗЯТЦ есть только более или менее продвинутые результаты НИР или НИОКР. Приоритет ПЯТЦ в проекте «Прорыв» очевиден. Это было и одной из основных причин переноса опытно-демонстрационного комплекса на площадку СХК: здесь сложился хороший коллектив специалистов, как по реакторам (исторически вторая площадка промышленных реакторов), так и по радиохимии.
4. Относительно новых (или хорошо забытых) идей в проекте «Прорыв»:
· для реакторов:
- равновесный режим работы активной зоны, исключающий необходимость держать запас по реактивности, потенциально достаточный для разгона его на мгновенных нейтронах;
- интегральная конструкция реактора, когда теплоноситель нельзя потерять ввиду отсутствия внешних петель первого контура, а охлаждение зоны может быть обеспечено естественным теплоотводом в окружающую среду, без активных систем (идея ещё Доллежаля по моноблоку для АПЛ, мигрирующая по разным проектным проработкам, но в базовой ЯЭ не реализованная);
- использование высококипящего жидкометаллического теплоносителя (идея не новая, но реализованная только в реакторах АПЛ);
· для ЗЯТЦ - радиационно-эквивалентный подход к обращению ядерных материалов в ТЦ, при котором не нарушается природное радиационное равновесие Земли и окончательно решается проблема ОЯТ;
· для нераспространения ЯО - отказ от использования в ЯЭ ключевых оружейных технологий: разделения изотопов (обогащения урана) и выделения чистых урана и плутония при переработке ОЯТ. Тем самым политическая (NPT) и контрольная (инспекции МАГАТЭ) составляющие дополняются технологическими мерами усиления режима нераспространения.
5. По поводу значимости проекта «Прорыв» и соотнесения его Атомным проектом 1:
· первый проект решал проблему не только «независимости», а самого существования СССР. Тем, кто не помнит или по возрасту не знает этого, следует вернуться к американскому плану «Dropshot»
· энергетика - основа развития любой экономики. Страны, зависимые от энергетического сырья других государств, или вынужденные закупать электроэнергию, зависимы настолько, что либо держат свой военный флот в регионах добычи органики (как, например, США, в Средиземном море), либо ищут политические компромиссы с поставщиками (как, например, Украина).
· устойчивое развитие страны (как, впрочем, и экономики мира) базируется только на стабильности энергетики и Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одобренная Правительством РФ в 2000 г. показала, как можно решить эти задачи преимущественно на базе ядерной энергетики.
· решив в крайне ограниченные сроки и в условиях нищей экономики страны после разрушительной войны задачу «Атомного проекта 1», мы имеем все основания полагать, что можем обеспечить независимость страны и устойчивое развитие её экономики на основе потенциала ядерной энергетики, пусть и в удвоенные сроки, но и без необходимости собрать для этого все ресурсы страны, пренебречь её социальными задачами. Мне представляется, что в долговременном плане это даже более важная задача, чем создание ядерного оружия. Основоположники (Ферми, Курчатов), очевидно, придерживались такой же точки зрения, иначе не инициировали бы начальные работы по энергетическим реакторам уже в конце 40-х годов прошлого века.
6. Относительно того, на чём «сломались американцы и французы»:
· для американских специалистов очевидна необходимость замыкания топливного цикла и решения перечисленных в п. 1 моего ответа задач. И для неспециалистов тоже: постановка задач Биллом Гейтсом в проекте «TerraPower» исходит из части тех же предпосылок. Однако, работы по ЗЯТЦ были ввиду политического приоритета нераспространения запрещены ещё президентом Фордом, а затем запрет был поддержан и Дж. Картером. Тем не менее НИР по ЗЯТЦ американцы ведут и неплохо продвинулись и в части плотного топлива (металлического) и по разработке БР.
· французы вообще только притормозились, а саму концепцию ЗЯТЦ никогда не бросали. Сейчас рассматривается содержательная часть планов совместных с РФ работ по следующему поколению БР.
· Основное отличие: комплексная постановка задач, с возможностью их практического решения в опытно-демонстрационном объекте БР с ПЯТЦ уже к 2020 г. у тех и других отсутствует, что и создаёт реальные основы для восстановления лидерства в этой области, ранее, безусловно, принадлежавшего СССР, а за последние годы утраченного.
7. Теперь относительно дискуссии на площадке «PRoAtom»:
· многие годы наблюдая, а иногда и сотрудничая с этим изданием, считал его полезной площадкой общественных обсуждений, в дополнение к профессиональным кворумам НТС, семинаров, конференций или журналов типа «Атомной энергии»;
· даже эмоциональные, но выдержанные в рамках элементарного приличия, всплески-реакции на многие весьма интересные и затрагивающие существенные вопросы ядерного цеха, публикации известных специалистов, которых постоянно привлекала редакция, мне представляются нормальным и не осуждаемым явлением;
· неразборчивость редакции в последнее время и нежелание модерировать дискуссию, сохраняя её в общепринятых в цивилизованном обществе рамках, не может не вызвать чувства брезгливости и желания обходить дурно пахнущие сборища;
· в том случае, если редакция найдет в себе силы преодолеть явно обозначившуюся тенденцию - готов к продолжению научно-технической дискуссии: кстати, работы по проекту не засекречены.