Программа прорыв что это

Российский «Прорыв»: как новая ядерная энергетика преобразит мир уже в следующем десятилетии

Уголь перестает быть главным топливом. В России запущен проект «Прорыв», который будет способствовать переформатированию электроснабжения всей страны. О том, как это будет выглядеть, поговорим подробнее.

Project SFERA Live — Подписывайтесь.

Отказаться от угля оказалось не так-то просто

По статистическим данным, 63% электроэнергии в мире производится из углеводородов. По большей части из угля. Однако потребности планеты растут, и углеводородное сырье их все удовлетворить не может.

Западные эксперты давно заявляют об альтернативной энергетике и о том, что мир якобы отказался от угля еще в конце прошлого столетия. Но, взглянув на реальную картину, мы увидим, что Европа по-прежнему находится в плотной зависимости от угля и игнорирует развитие атомной энергетики, в отличие от России.

До релиза масштабного отечественного IT-проекта SFERA остаются считанные дни. Разработчики совершенствуют продукт, чтобы пользоваться им было максимально комфортно. Подробнее о новой цифровой экосистеме читайте на сайте . Проект открыт для инвестирования и благодарит за поддержку!

Что такое приложение Прорыв Pride?

Project SFERA Live — Поставьте лайк.

Прорыв проекта «Прорыв»

В рамках проекта «Прорыв» предприятия «Росатома» разрабатывают новые технологии по переходу от углеводородного топлива к ядерному. Российские специалисты учли ошибки предшественников. Реакторы современных энергоблоков на быстрых нейтронах содержат свинцовые теплоносители.

Использование свинца вместо воды и натрия, как это происходило до сегодняшнего дня, обусловлено несколькими важными причинами. Во-первых, уже разведанных запасов свинца в мире огромное количество. Во-вторых, есть возможность создать на свинце равновесную активную зону, которая исключает скопления запасов реактивности, из-за чего в прошлом произошла авария в Чернобыле.

Безопасность функционирования реакторов стоит на первом месте. Технология процесса на быстрых нейтронах сводит практически на нет любое атомное детонирование на АС.

Project SFERA Live

Создание бесперебойной электроэнергии для самых отдаленных уголков страны

«Росатом» разработал масштабную комплексную программу по развитию атомной энергетики в России. Программа включает в себя развитие технологических процессов, техники и научных исследований в сфере атомного производства. В стране уже полным ходом и с опережением сроков идет выполнение аспектов программы.

Стоит отметить, что проект нацелен на создание не только крупных АС, но и станций малой мощности. Это решение станет спасательным кругом для регионов, где нет централизованной поставки топлива или куда сложно его доставить. Например, регионы Крайнего Севера или Дальнего Востока.

Project SFERA Live — Подписывайтесь.

Круговорот топлива на новых АС

Еще одно из важных преимуществ «Прорыва» — возможность переработки ядерных отходов. Около 400 тыс. тонн отработанного ядерного топлива уже находится на планете. Программа «Росатома» предполагает его повторное использование. Отработанное ядерное топливо содержит в себе плутоний, который можно использовать для повторного топливного цикла. Это позволит значительно снизить нагрузку на экологическую среду без потерь в качестве ядерной продукции.

Замкнутый цикл ядерного производства разработан для разумного потребления ресурсов. Уран, плутоний и другое необходимое сырье, которое остается в отвалах топлива, будет извлекаться и вновь использоваться в тепловых реакторах.

Испытательный стенд для запуска термоядерного синтеза — Project SFERA Live

Реакторы РИТМ и микроэлектростанции

На малые АС планируют устанавливать реакторы типа РИТМ-200, а в будущем, возможно, РИТМ-400. До настоящего момента их устанавливали только на российские ледоколы и плавучие АС. Реакторы положительно себя зарекомендовали, поэтому принято решение использовать их и на наземных объектах.

РИТМ-200 и РИТМ-400 — реакторные установки, которым нет аналогов в мире. Они легче и компактнее своих предшественников практически в 2 раза. Их особенность заключается в расположении парогенераторов –– они находятся внутри корпуса реактора. Удачный вариант такой интегральной компоновки был доказан работой ледоколов в суровых условиях Севера.

Также в рамках проекта «Прорыв» рассматривают строительство и микростанций мощностью до 1 МВт. В отличие от крупных производств, такая станция работает в бесперебойном режиме. Никаких турбин и пара. Эта атомная станция не требует даже постоянного присмотра персонала. Она напрямую преобразует тепловую энергию в электрическую.

Следить за ней можно при помощи телеметрии. Подобный вариант можно считать идеальным для небольших населенных пунктов, промысловых баз, метеостанций и т. д.

Источник: dzen.ru

Россия строит уникальный энергокомплекс с атомным реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем

Российский проект «Прорыв» — один из главных мировых проектов в ядерной энергетике. «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. На площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающих ядерный цикл производств по фабрикации и переработке топлива.

БРЕСТ — Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем. Допустима другая расшифровка, без свинца — Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности (по-английски «inherent safety»).

Научный руководитель «Прорыва» Евгений Адамов утверждает: «Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020–2030-х годов даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».

Естественная безопасность «Прорыва»

Ключевым для проекта «Прорыв» является понятие «естественная безопасность». Это обобщение принципа «внутренне присущей безопасности» не только на сами реакторные установки, но и на весь топливный цикл.

«Естественная безопасность» включает в себя:

• исключение аварий на АЭС и на предприятиях ядерного топливного цикла, требующих эвакуации, а тем более отселения населения (техническая безопасность);
• радиационно-миграционную эквивалентность захораниваемых долгоживущих радиоактивных отходов и добываемого топливного сырья (экологическая безопасность);
• технологическую поддержку режима нераспространения.

Как пояснил «Ъ-Науке» главный конструктор «Прорыва» Вадим Лемехов, для достижения технической безопасности предлагаются следующие средства:

• активная зона с нулевым запасом реактивности на выгорание благодаря использованию быстрого спектра нейтронов и плотного топлива («прививка» против аварий чернобыльского типа — реактивностных аварий);
• отвод остаточного тепла при потере охлаждения к конечному поглотителю — атмосферному воздуху с естественной циркуляцией («прививка» против аварий фукусимского типа — теплоотводных аварий);
• жидкометаллический теплоноситель.

Свинцовый теплоноситель — впервые в мире

Выбор свинца в качестве теплоносителя на первый взгляд представляется странным: никто в мире этого не делал. «Да, действительно, ранее созданные реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя натрий, и сейчас в рамках проектного направления «Прорыв» разрабатывается реакторная установка БН-1200 с натриевым теплоносителем»,— говорит Вадим Лемехов. Но выбор свинца неслучаен и обусловлен целым рядом технических достоинств:

• малой замедляющей способностью свинца, что позволяет иметь быстрый спектр нейтронов при широкой решетке тепловыделяющих элементов, обеспечивая тем самым эффективную циркуляцию во всех режимах работы;
• инертностью взаимодействия при контакте с окружающими средами — воздухом и водой, что исключает пожары и взрывы;
• высокой температурой кипения свинца (1745°C), что исключает аварии с кризисом теплообмена и быстрым разрушением тепловыделяющих элементов;
• низкой активируемостью.

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Макет опытно-демонстрационного комплекса на площадке АО «СХК» в Томской области

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

ОДЭК – опытно-демонстрационныи энергокомплекс

ОЯТ – отработавшее ядерное топливо

СНУП-топливо – смешанное нитридное уран-плутониевое топливо

ТВС – тепловыделяющая сборка

САО – среднеактивные радиоактивные отходы

НАО – низкоактивные радиоактивные отходы

Переработка отработавшего топлива

Ключевой задачей для реактора со свинцовым теплоносителем является работа в замкнутом топливном цикле — для полного использования энергетического потенциала уранового сырья. Масштаб и результативность обосновывающих исследовательских работ по плотному нитридному уран-плутониевому топливу позволили уже в 2015 году приступить к сооружению объектов опытно-демонстрационного комплекса на площадке АО «Сибирский химический комбинат» в Томской области. К началу нынешнего года строительно-монтажные работы по сооружению завода по производству ядерного топлива выполнены на 46%, на них затрачено уже более 4 млрд руб. Завершено возведение строительных конструкций трех основных корпусов. В технологическом корпусе уже организованы отопление и освещение, ведутся отделочные работы, идет подготовка к монтажу основного технологического оборудования.

Сибирский химический комбинат — предприятие по обращению с ядерными материалами. Год основания — 1949-й: 26 марта Совет министров СССР принял решение о строительстве Зауральского машиностроительного завода (Комбинат 816, п/я 129, п/я 153, п/я В-2994, Сибирский химический комбинат — СХК). Комбинат расположен в городе Северске Томской области.

Результатом проведенных исследований по замыканию топливного цикла стала комбинированная схема переработки отработавшего топлива (пирохимическая + гидрометаллургическая переработка), которая позволяет:

• перерабатывать отработавшее топливо с низким временем выдержки и высоким выгоранием;
• обеспечивать технологическую поддержку режима нераспространения;
• иметь потери делящихся материалов ≤ 0,1%;
• получать продукты, пригодные для фабрикации нового топлива;
• минимизировать объемы высокоактивных долгоживущих высокоактивных отходов;
• выделять фракции минорных актиноидов (нептуний, америций, кюрий) для возврата в ядерный топливный цикл.

Как устроен реактор БРЕСТ

Реакторы типа БРЕСТ имеют интегральную конструкцию. Корпус реактора кроме традиционных функций по размещению оборудования и организации тракта циркуляции выполняет еще функции радиационной защиты и локализации течей теплоносителя при разгерметизации границы первого контура. Выражаясь проще, это металлобетонные бассейны, куда в теплоноситель (свинец) опускаются активная зона и прочее технологическое оборудование. Разгерметизация контуров с потерей металлического теплоносителя здесь исключена, а отсутствие избыточного давления предотвращает опасность взрыва. А поскольку свинец и бетон — это одни из лучших материалов для защиты от ионизирующего излучения, фон снаружи корпуса — естественный.

Конструкторская концепция реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 заключается в следующем:

• интегральная компоновка в сочетании с многослойным металлобетонным корпусом (нет выхода теплоносителя за пределы корпуса) для исключения потери теплоносителя;
• отсутствие запорной арматуры в первом контуре — невозможно прекращение циркуляции;
• схема циркуляции теплоносителя с перепадом свободных уровней — гарантированное продление циркуляции при обесточивании;
• полное воспроизводство делящихся материалов в активной зоне ограничивает запас реактивности, исключает возможность реализации тяжелой реактивностной аварии;
• применение системы аварийного расхолаживания с естественной циркуляцией и отводом тепла к атмосферному воздуху.

Приятным бонусом свинца оказалось то, что весь железный мусор, например упавшие гайки, не тонет в теплоносителе, а плавает на поверхности, так что его легко собрать и удалить из реактора.

Химически пассивный, малоактивируемый свинец позволил сконструировать ядерную установку в двухконтурном исполнении с рабочим телом «вода—пар» во втором контуре. Особенностью использования свинца в активной зоне является разреженность пучка тепловыделяющих элементов, что позволяет без существенного смягчения спектра нейтронов обеспечить в активной зоне приемлемые значения энергонапряженности и гидравлических потерь с необходимым уровнем естественной циркуляции в случае обесточивания. В случае останова насосов в контуре более 20 сек. сохраняется принудительная циркуляция благодаря потенциальной энергии, запасенной в разности уровней свинца в напорной камере и камере всасывающего насоса. Далее при остановленных насосах отвод тепла от зоны осуществляется естественной циркуляцией свинца.

Второй контур состоит из парового и конденсатно-питательного трактов и одного турбоагрегата. Турбина конденсационная, быстроходная типа К-300-15,7/50. Во избежание затвердевания свинцового теплоносителя применен смешивающий подогреватель питательной воды для обеспечения ее температуры на входе в парогенератор не менее 340°C. Конструкционный материал конденсатно-питательного тракта — коррозионно-стойкая сталь, материал принят для уменьшения объема водоочистки и увеличения межпромывочных интервалов по теплообменному оборудованию конденсатно-питательного тракта. В проекте принято оборотное техническое водоснабжение с башенной градирней.

Особенность второго контура в том, что, в отличие от существующих проектов АЭС, на него не возлагаются функции безопасности по аварийному отводу тепла от реактора.

Конструкционной особенностью активной зоны является бесчехловая шестигранная тепловыделяющая сборка с гладкостержневыми тепловыделяющими элементами. Она обеспечивает более высокую степень безопасности активной зоны по сравнению с конструкцией, в которой используются чехловые сборки. Для бесчехловой сборки при перекрытии расхода теплоносителя на входе теплоотвод обеспечивается за счет перетока теплоносителя из «соседей». Расчеты показали, что перекрытие расхода теплоносителя на входе даже семи сборок бесчехловой конструкции в центральной части активной зоны не приводит к росту температуры, превышающему принятый критерий в 800°С.

Рабочие органы системы управления и защиты реактора находятся под активной зоной. При обесточивании вводятся в активную зону действием силы Архимеда. При перегрузках топлива рабочие органы расцепляются с приводами и также под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние.

Благодаря конструктивным решениям по применению свинцового теплоносителя, обеспечению малого запаса реактивности, пассивным системам безопасности суммарная вероятность повреждения активной зоны — не более 9•10 -9 в год.

Американская компания Westinghouse — ближайший конкурент «Росатома» в свинцовых реакторных технологиях — еще в 2015 году подала в Министерство энергетики США заявку на получение финансирования для быстрого реактора LFR со свинцовым теплоносителем в рамках программы по разработке реакторных концепций, имеющих потенциал для демонстрации до 2035 года.

В феврале 2018 года Westinghouse подписала меморандум о сотрудничестве по технологии быстрых свинцовых реакторов с итальянским агентством новых энергетических технологий ENEA и итальянской же компанией Ansaldo Nucleare.

Проектная документация энергоблока откорректирована по замечаниям предыдущих экспертиз и с учетом оптимизационных решений. Выпущены первоочередные комплекты рабочей документации. Подтверждена возможность изготовления оборудования реакторной установки на отечественных предприятиях: получены технико-коммерческие предложения от потенциальных поставщиков. Разработаны проекты нормативных правовых актов для реакторных установок со свинцовым теплоносителем, которые сейчас проходят процедуру согласования в Ростехнадзоре.

Главный конструктор реакторных установок БРЕСТ и главный конструктор «Прорыва» Вадим Лемехов пояснил «Ъ-Науке», что решения, применяемые в реакторной установке БРЕСТ-ОД-300, могут быть использованы в коммерческих реакторных установках большой мощности с обеспечением их конкурентоспособности.

Пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 запланирован на 2026 год.

Подводя предварительные итоги, можно сказать, что за последние несколько лет Россия вырвалась в безусловные мировые лидеры в быстрых реакторах естественной безопасности со свинцовым теплоносителем.

Владимир Тесленко, кандидат химических наук

• Журнал «Коммерсантъ Наука» №13 от 23.04.2019, стр. 21

Источник: www.kommersant.ru

Вячеслав Першуков о главных принципах проекта «Прорыв»

Вячеслав Александрович Першуков – доктор технических наук, профессор, руководитель проектного направления «Прорыв», специальный представитель Госкорпорации «Росатом» по международным и научно-техническим проектам.

− Вячеслав Александрович, по масштабам реализуемых мероприятий проект «Прорыв» часто сравнивают с атомным проектом. Расскажите о его истории. Как он формировался, и каковы его главные цели?

− Вопрос интересный и многогранный. Сравнение атомного проекта СССР, который был сформирован для обеспечения безопасности страны в послевоенный период, и проектного направления «Прорыв» основано на количестве ресурсов, которые государство позволило сформировать для решения поставленной задачи. Задача атомного проекта была связана с национальной безопасностью. Тогда как задача проекта «Прорыв – создать новую платформу атомной энергетики, которая исключает те негативные явления, которые проявились в течение 70 лет существования традиционной ядерной энергетики.

Кстати сказать, физики-ядерщики еще в 50-х годах прошлого века призывали по-другому осваивать атомную энергетику. Однако представители отрасли выбрали иной путь: путь создания реакторов на тепловых нейтронах, платформа для которых была готова. Однако, как мы убедились, за все приходится платить.

Сейчас же есть понимание, что пришло время формировать новую платформу ядерной энергетики, основанную на использовании всей энергии нейтронов. Мы получаем удивительную возможность существенно расширить, вплоть до бесконечности, в человеческом понимании этого слова, ресурсную базу и решить проблему с отработанным ядерным топливом, сделать ядерную энергетику практически безотходной.

К моменту создания проекта в России уже был опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах − ключевого элемента новой платформы. Поэтому участники проекта сразу включились в работу для решения поставленной задачи. И благодаря Федеральной целевой программе по ядерной энергетике нового поколения идея получила финансирование, и был сформулирован «атомный проект № 2».

Нам удалось сохранить принципы проектного управления, которые применялись для атомного проекта № 1. Только в отличие от наших предшественников, у которых не было готовых структур и заводов, мы искали ключевых специалистов в уже существующей атомной промышленности, среди сотрудников ведомств и организаций.

− Только ли реакторы на быстрых нейтронах могут обеспечить замкнутый ядерный топливный цикл?

− Начну с того, что реакторы на быстрых нейтронах обладают удивительным свойством: при облучении уранового топлива получается плутоний, который становится энергетическим сырьем и отправляется обратно в топливный цикл. Тогда как энергии реакторов на тепловых нейтронах не хватает для использования плутония в качестве сырья. При этом во всем мире предпринимаются реальные попытки использовать плутоний для смешивания с урановым топливом. Такая смесь называется МОКС-топливом. Оно применяется как дополнительное топливо для наиболее распространённого типа ядерных реакторов: легководных и реакторов на тепловых нейтронах.

Однако зачастую после обработки топливо уже нельзя обратно запустить в топливный цикл легководных реакторов из-за физических соображений. Требуется либо глубокая переработка и выделение изотопов плутония, которые можно запускать вторично и каждый раз перерабатывать; либо так называемый процесс облагораживания плутония для повторного использования в тепловом реакторе.

Проще говоря, отработанное ядерное топливо легководных реакторов облагораживается в быстрых реакторах и затем используется как топливо в тепловых.

Тем самым реакторы на быстрых нейтронах позволяют многократно использовать плутоний, который получается в результате облучения, для рефабрикации нового топлива и многократной его рециркуляции в быстрых реакторах. Так, топливо достигает равновесного состава радиоэквивалентности.

− Что это за показатель?

− Радиоэквивалентность предполагает, что на выходе мы получаем тот же уровень радиоактивности, что был на входе. Так, естественный баланс в природе не меняется. То есть, мы подгружаем к уже облученному ядерному топливу немного обычного урана-238, формируя свежее топливо для нового цикла. Так, обеспечивается постоянное равновесное эквивалентное использование изотопов, которые были извлечены из земли и которые после в землю захоронили.

− Вспоминается поговорка − всё гениальное − просто.

− Речь не о гениальности, а об использовании природных принципов рециклинга. Например, мы научились вторично использовать медь для создания новых изделий. Достаточно всего лишь добавлять в сырье примерно 10% чистой руды. Всё остальное – это вторичный оборот. Этот же принцип, как оказалось, применим и к ядерному топливу.

− Каковы главные задачи проектного направления «Прорыв»?

− Проект «Прорыв» нацелен на решение пяти задач. Прежде всего, атомная энергетика должна быть безопасной. Расчеты говорят, что вероятность аварии на АЭС с реакторами на тепловых нейтронных равна 10-6, а на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах – 10-9. Это и есть принцип естественной безопасности.

Например, новый реактор БРЕСТ (Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности) благодаря своим характеристикам рассчитан на то, что при аварии (пусть и маловероятной) последствия не выйдут за территорию станции. То есть эвакуация населения не потребуется.

Вторая задача нацелена на обеспечение неограниченной ресурсной базы.

Третья – на реализацию принципов радиоэквивалентности.

Четвертый принцип – это принцип нераспространения. Он связан с историческим применением ядерного оружия в военных целях, главным элементом которого был плутоний. Новая платформа атомной энергетики позволяет нам усиливать режим нераспространения с точки зрения технологии. В данном случае мы не разделяем уран и плутоний. А значит, последний не годится для военных целей.

И пятая задача нацелена на обеспечение конкурентоспособности атомной энергетики. Она должна быть конкурентоспособна наравне с привычной газовой генерацией, возобновляемыми источниками энергии. В этом направлении мы активно работаем над формулированием технических решений: используем более тяжелый теплоноситель, более компактный реактор; меньше бетона, арматуры при строительстве корпуса. Сегодня мы находимся на этапе проверки расчетов. Для этого строится опытно-демонстрационный энергокомплекс.

− Хотелось бы поговорить о нем подробнее. На каком этапе находится строительство комплекса в Северске?

− Начиная с 2011 года, мы начали активно работать над созданием опытно-демонстрационного комплекса, на котором должна реализоваться возможность замыкания топливного цикла с фабрикацией нового вида топлива, с новым видом реактора и с новым видом переработки. И всё в рамках одной площадки. Настоящая ядерная батарейка. На входе поступает безвредный 238-й уран, на выходе – небольшое количество осколков деления, радиоактивности которых достаточно для того, чтобы захоронить без последствий для человека и природы.

В 2015 году мы подобрали площадку в Северске, Томской области. Место строительства было выбрано по ряду критериев. Первый связан с тем, что площадка относится к Сибирскому химическому комбинату, который имеет опыт работы и с плутонием, и с ураном, освоил методики переработки и обогащения. Символично, что первый промышленный реактор, который генерировал тепло, был запущен именно в Северске, а не в Обнинске. Но в те годы это был закрытый объект, поэтому факт не афишировался.

Другой важный для проекта критерий связан с близостью Северска к Томску, где на 400 тысяч жителей – 100 тысяч студентов, преподавателей, и где очень сильная университетская среда.

Конечно, мы столкнемся с трудностями по набору персонала, обучению, переобучению, но, по крайней мере, человеческий ресурс в Томске все время обновляется.

И третий критерий − удаленность от границ. Но это скорее связано с условиями безопасности.

Замечу, что любая энергетическая система начинается с топлива. Поэтому с 2015 года ведется строительство модуля фабрикации-рефабрикации топлива. В настоящий момент строительная часть конструкции завершена полностью, основное технологическое оборудование изготовлено, специалисты проводят монтаж. Планируется, что в 2022-2023 году мы запустим модуль и начнем нарабатывать топливо для загрузки реактора.

Реактор БРЕСТ – следующий элемент операционного цикла. В 2020 году он был полностью готов для установки. Однако согласование с Ростехнадзором требует времени, поскольку нигде в мире еще не сформированы правила и нормы для эксплуатации таких технологий.

Между тем, специалисты выдали лицензию с некоторыми условиями, и в июне 2021 года начался процесс строительства реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. По планам строительство реакторной установки завершится к 2026 году. После этого около 3 лет потребуется на первую загрузку, запуск и наработку уже облученного топлива, которое должно поступить на переработку.

В 2025 году мы начнем строительство модуля переработки с реализацией модернизированной гидроэнергетической переработки. А уже в 2030 году специалисты ОДЭК реализуют главную задачу комплекса и замкнут топливный цикл. Времени осталось крайне мало. Это только кажется, что 10 лет – это вечность.

На самом деле, когда я начинал работать в 2011 году, мы были настроены реализовать задачи проекта уже в 2020 году. Однако сегодня уже 2022, а мы осознали, с какими неопределенностями приходится сталкиваться.

Конечно, сегодня благодаря существенному ускорению научно-технического прогресса, колоссальному увеличению ресурсов жизненные циклы любых научных проектов резко сокращаются. Однако для энергетики это не так. При этом именно энергетика − системообразующий элемент экономики всей планеты.

− Ясно, что переход от традиционной платформы к новой будет проходить постепенно. Но всё же, когда эта энергия будет отапливать и освещать дома населения России?

− На самом деле, она уже это делает. Почему Россия смогла заявить о проекте «Прорыв»? Потому что линейка реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уже освоена. Установки БН-350, БН-600 и БН-800 уже давно используются на АЭС и выдают электроэнергию в сеть. Вы же не знаете, с какой конкретно станции вы получаете киловатты.

Это сеть. И ядерная энергетика всегда работает не на конечного потребителя (и это запрещено законодательством). Ядерная энергетика – это базовая система, которая обеспечивает функционирование энергокольца.

Попробую перефразировать ваш вопрос: когда осуществится переход от тепловых реакторов к быстрым реакторам? Уже сейчас в «Росатоме» принята стратегия реализации системы двухкомпонентной атомной энергетики, потому что она по факту уже существует.

Согласно принятой стратегии, переход, очевидно, не произойдет одномоментно, поскольку жизненный цикл работы атомной станции – 60 лет. Зачем же закрывать станцию, если она еще производит электроэнергию? Поэтому мы ожидаем, что к концу столетия процесс перехода от тепловых реакторов к быстрым завершится.

− Вы упомянули, что аналогов проекту нет нигде в мире. Неужели другие страны не понимают необходимость перехода на другой тип реакторов и создания новой платформы?

− Конечно, понимают. В первую очередь, понимают наши коллеги из Франции. Мы с ними активно сотрудничаем. Однако сейчас к власти пришло молодое поколение политиков, которые призывают к ограничению развития атомной энергетики в стране. Сегодня основной акцент сместился в сторону возобновляемых источников энергии: солнечной и ветряной генерации.

США и вовсе отказались от развития отрасли, исходя из принципов нераспространения ядерного оружия. Согласно документу Blue Ribbon («Голубая лента»), в США запрещается перерабатывать отработанное ядерное топливо. Попытки были, но из-за политических особенностей проекты заморожены.

Совершенно иначе развивается ситуация в Китае. Сегодня Китай − одна из мощнейших ядерно-энергетических держав. С точки зрения генерации они уже давно обогнали и нас, и Францию. Сейчас китайские коллеги реализуют большую программу по созданию натриевых теплоносителей. В этом направлении мы делимся с ними своим наработанным опытом.

И пусть они начали только в 2000, за эти годы серьезно продвинулись вперед. Молодцы. Мы, конечно, сотрудничаем с оглядкой на то, чтобы не лишиться собственного первенства.

Активно пытаются развивать ядерную энергетику на быстрых реакторах корейцы. Но самая интересная ситуация складывается в Японии: после 30 лет попыток запустить реактор Мондзю с натриевым теплоносителем, его просто закрыли. При этом правительство Японии после Фукусимы сформировало основное требование для дальнейшего развития атомной энергетики – использование реакторов на быстрых нейтронах.

Почему? Всё примитивно просто. Американские технологии компании Westinghouse оказались в Японии в послевоенный период. Чтобы не допустить использования японцами плутония в военных целях, было сформулировано правительственное соглашение, согласно которому 100 тонн плутония уже считается естественным ограничением. И не важно, в каком виде он будет наработан.

Поэтому японцы не могут развивать эту отрасль и даже работать на ряде своих обычных атомных станций.

Как ни странно, единственная страна, которая серьезно развивает атомную энергетику на быстрых нейтронах – это Индия. Но Индия делает это абсолютно обособленно от ядерного сообщества. Прежде всего, индийское правительство не приняло ряд международных конвенций. Во-вторых, в качестве сырья индийские специалисты используют не уран, а торий.

Как оказалось, на территории Индии нет урана в промышленных масштабах, зато тория в ториевых песках огромное количество. Однако, индийские ядерщики пока еще далеки от реализации.

− Вы упомянули французский переход к возобновляемым источникам энергии. Но помимо этого прямо сейчас продолжается строительство экспериментальной установки ITER. Можно ли сказать, что в нынешних условиях у атомной энергетики появляется больше конкурентов?

− Конкуренция существовала всегда. Другой вопрос – станет ли ITЕR естественным конкурентом? На мой взгляд, нет, поскольку показатели времени, стоимости и готовности технологий для энергетики сильно отличаются. Конечно, реакция синтеза, в отличие от реакции деления, не имеет ограничений. Однако до сих пор нет ответа на вопрос, может ли человечество управлять термоядерной реакцией в условиях планеты Земля?

Плюс ко всему, ITER – это не энергетическая машина. Она не производит электроэнергию. Главная задача установки – доказать возможность управления плазмой. По планам, получить ответ мы сможем лишь к 2035 году.

− Подведем некий итог. Формируя большие и малые цели, человек всегда старается видеть конечный результат. В чем вы видите конечный результат проекта «Прорыв»?

− Я надеюсь, что уже в ближайшее время мы успешно продемонстрируем процесс замыкания ядерного топливного цикла, и решим те проблемы, которые тормозят развитие атомной энергетики. Информация взята с портала «Научная Россия»

Источник: www.atomic-energy.ru

Самая амбициозная программа государственной корпорации «Росатом» ведёт отрасль в тупик?

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 словарь

•Замкнутый 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.

Источник: versia.ru

Минобороны РФ показало боевую подготовку экипажей танков Т-90М «Прорыв»

По данным ведомства, в настоящее время экипажи совершенствуют навыки огневой подготовки и управления на полигоне в зоне СВО. Их обучают с учетом полученного боевого опыта.

Нужно отметить, что на данный момент Т-90М «Прорыв» является наиболее современным и технически оснащенным серийным танком в армии России. В ходе боевого применения на Украине он доказал свою эффективность. Экипажи хорошо отзываются о танке. После завершения слаживания они приступят к выполнению боевых задач в составе группировки ВС РФ.

В Ростехе также прокомментировали это событие. Госкорпорация сообщила, что Т-90М «Прорыв» разработан Уральским конструкторским бюро транспортного машиностроения (входит в УВЗ). Это самая совершенная тяжелая гусеничная боевая машина в семействе Т-90, наиболее приспособленная к действиям в условиях современного боя. Усовершенствованный танк имеет всеракурсную защиту, современную всесуточную высокоавтоматизированную систему управления огнем и повышенную живучесть.

Модернизация девяностого оказалась настолько многоуровневой, что Т-90М «Прорыв» по праву можно считать новой боевой машиной. На нем полностью заменена башня, модернизированы силовая и трансмиссионная установки, ходовая часть, повышен уровень бронестойкости

Источник: topcor.ru