В России ведутся работы по созданию революционного ядерного реактора, относящегося к четвертому поколению. Речь идет о реакторе «БРЕСТ», над которым сегодня работают предприятия, входящие в госкорпорацию «Росатом». Данный перспективный реактор создается в рамках реализации проекта «Прорыв». «БРЕСТ» - это проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине, а также закритическими параметрами пара. Проект разрабатывается в нашей стране еще с конца 1980-х годов. Главным разработчиком данного реактора является НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля (научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники).
Сегодня атомные электростанции дают России 18% вырабатываемой электроэнергии. Очень большое значение атомная энергетика имеет в европейской части нашей страны, особенно на северо-западе, где на ее долю приходится 42% выработки электроэнергии. В настоящее время в России работает 10 АЭС, на которых эксплуатируется 34 энергоблока. На большинстве из них в качестве топлива используется низкообогащенный уран с содержанием изотопа урана-235 на уровне 2-5%. При этом топливо на АЭС расходуется не полностью, что ведет к образованию радиоактивных отходов.
В России набралось уже 18 тысяч тонн отработанного урана и с каждым годом эта цифра увеличивается на 670 тонн. А всего в мире насчитывается 345 тысяч тонн данных отходов, из которых 110 тысяч тонн приходятся на США. Проблему с переработкой данных отходов мог бы решить реактор нового типа, который действовал бы по замкнутому циклу. Создание такого реактора помогло бы справиться и с утечкой военных ядерных технологий. Такие реакторы можно было бы смело поставлять любым странам мира, так как на них в принципе невозможно было бы получить сырье, необходимое для создания ядерного . Но основным их плюсом стала бы безопасность. Такие реакторы можно было бы запустить даже на старом, отработанном ядерном топливе. По словам доктора физико-математических наук А. Крюкова, даже довольно грубые расчеты говорят нам о том, что накопленных за 60 лет работы атомной отрасли запасов отработанного урана хватит на несколько сотен лет генерации энергии.
Революционным проектом в данном направлении и являются реакторы «БРЕСТ». Данный реактор хорошо вписывается в контекст выступления Владимира Путина на «саммите тысячелетия» в ООН в сентябре 2000 года. В рамках своего доклада российский президент пообещал миру новую ядерную энергетику: безопасную, чистую, исключающую оружейное применение. С момента того выступления работы по воплощению проекта «Прорыв» в жизнь и создания реактора «БРЕСТ» существенно продвинулись вперед.
Общий вид реактора БРЕСТ-300
Изначально проектировалась установка «БРЕСТ», которая обеспечивала бы в составе энергоблока мощность 300 МВт, но позднее появился проект с увеличенной до 1200 МВт мощностью. При этом на данный момент времени разработчики сосредоточили все свои усилия на менее мощном реакторе БРЕСТ-ОД-300 (опытный демонстрационный) в связи с отработкой большого объема новых конструкторских решений и планах их проверки на относительно небольшом и дешевом в реализации проекте. Помимо этого выбранная мощность 300 МВт (электрическая) и 700 МВт (тепловая) - этом минимально необходимая мощность для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне реактора, равного единице.
В настоящее время проект «Прорыв» реализуется на площадке предприятия государственной корпорации «Росатом» Сибирского химического комбината (СХК) на территории закрытого территориального образования (ЗАТО) Северск (Томская область). Данный проект предполагает отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла, которые будут востребованы в атомной энергетике будущего. Реализация данного проекта на практике предусматривает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе: БРЕСТ-ОД-300 - реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем с пристанционным ядерным топливным циклом и специального модуля фабрикации/рефабрикации топлива для данного реактора, а также модуля переработки его отработавшего топлива. Планируется запустить реактор БРЕСТ-ОД-300 в 2020 году.
Генеральным проектировщиком опытно-демонстрационного энергетического комплекса выступает санкт-петербургский ВНИПИЭТ. Реактор создается НИКИЭТ (Москва). Ранее сообщалось, что разработка реактора БРЕСТ оценивается в 17,7 миллиарда рублей, постройка модуля переработки отработавшего ядерного топлива - 19,6 миллиарда рублей, модуля фабрикации и пускового комплекса рефабрикации топлива - 26,6 миллиарда рублей. Главной задачей создаваемого энергетического комплекса должна стать отработка технологии эксплуатации нового реактора, производства нового топлива и технологии переработки отработавшего ядерного топлива. По этой причине решение о запуске реактора БРЕСТ-ОД-300 в энергетическом режиме с целью выработки электрической энергии будет приниматься только после завершения всех исследовательских работ по проекту.
Строительная площадка энергокомплекса БРЕСТ-300 находится в районе радиохимического завода Сибирского химического комбината. Работы на этой площадке начались в августе 2014 года. По словам гендиректора СХК Сергея Точилина, здесь уже была проведена вертикальная планировка с выемкой миллиона кубометров грунта, проложены кабели, смонтированы трубопроводы технической воды, выполнены иные строительные работы. В настоящее время подрядная организация «Ява-строй» и северский субподрядчик «Спецтеплохиммонтаж» продолжают комплекс работ, относящихся к подготовительному периоду. Сегодня на строительной площадке трудится 400 человек, с наращиванием темпов работ на объекте количество строителей вырастет до 600-700 человек. Государственные инвестиции в данный проект ориентировочно оцениваются в 100 миллиардов рублей, сообщает пресс-служба Сибирского химического комбината.
Опытно-демонстрационный энергетический комплекс в крупнейшем в нашей стране ЗАТО возводится поэтапно. Первым строится завод по выпуску нитридного топлива, ввод его в эксплуатацию запланирован на 2017-2018 год. Произведенное на данном заводе топливо в будущем поступит в опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-300, работы над постройкой которого начнутся в 2016 году, а завершатся в 2020 году, это станет завершением второго этапа реализации проекта. Третий этап работ предусматривает постройку еще одного завода - по переработке отработанного топлива. В полном объеме проект «Прорыв» должен будет заработать к 2023 году. Благодаря реализации данного амбициозного проекта, в городе Северске должно появиться порядка 1,5 тысячи новых рабочих мест. Непосредственно в постройке установки БРЕСТ-300 будет участвовать 6-8 тысяч рабочих.
Как рассказал глава проекта по созданию реактора БРЕСТ-300 Андрей Николаев, в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса в городе Северске войдет реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также комплекс по производству «атомного топлива будущего». Речь идет о нитридном топливе для реакторов на быстрых нейтронах. Предполагается, что именно на данном виде топливе, начиная с 20-х годов XXI века, будет функционировать вся атомная энергетика. Планируется, что опытный реактор БРЕСТ-300 станет первым на планете реактором на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Согласно проекту отработанное ядерное топливо в реакторе БРЕСТ-300 будет перерабатываться, после чего загружаться в реактор заново. Для стартовой загрузки реактора потребуется в общей сложности 28 тонн топлива. В настоящее время осуществляется анализ отработанного ядерного топлива из хранилищ Сибирского химического комбината - возможно, какое-то количество продуктов с плутониевым элементом получится использовать при выпуске топлива для опытного реактора БРЕСТ.
Реактор БРЕСТ-300 будет иметь ряд существенных преимуществ в области безопасности работы перед любым работающим в наши дни реактором. Данный реактор сможет самостоятельно заглушаться при отклонении любых параметров. Помимо этого, в реакторе на быстрых нейтронах используется топливо с меньшим запасом реактивности, разгон на мгновенных нейтронах и последующая вероятность взрыва попросту исключены. Свинец, в отличие от применяемого сегодня в качестве теплоносителя натрия, является пассивным, да и с точки зрения химической активности свинец безопаснее натрия. Плотное нитридное топливо легче переносит температурные режимы и механические дефекты, оно надежнее оксидного. Даже самые предельные аварии диверсионного характера с разрушением внешних барьеров (крышки корпуса, здания реактора и др.) не смогут привести к радиоактивным выбросам, которые потребовали бы проведения эвакуации населения и последующего длительного отчуждения земли, как это произошли при аварии на ЧАЭС в 1986 году.
К достоинствам реактора БРЕСТ относят:
Естественную радиационную безопасность при всевозможных авариях по внешним и внутренним причинам, включая диверсии, не требующую проведения эвакуации населения;
Долговременную (почти неограниченную во времени) обеспеченность топливом за счет эффективного использования природного урана;
Нераспространение на планете ядерного оружия за счет исключения наработки в ходе эксплуатации плутония оружейного качества и реализации пристанционной технологии сухой переработки топлива без разделения плутония и урана;
Экологичность производства энергии и последующей утилизации отходов за счет замкнутого топливного цикла с трансмутацией долгоживущих продуктов деления, трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, очисткой радиоактивных отходов от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения радиационного природного равновесия;
Экономическую конкурентоспособность, которая достигается за счет естественной безопасности АЭС и технологии реализованного топливного цикла, подпитки реактора только 238U, отказа от сложных инженерных систем безопасности, высоких параметров свинца, которые обеспечивают достижение закритических параметров паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, сокращения стоимости строительства.
Проектное изображение комплекса БРЕСТ. 1 - реактор, 2-машзал с турбиной, 3 - модуль переработки ОЯТ, 4 - модуль фабрикации свежего топлива.
Сочетание мононитридного топлива, природных качеств свинцового теплоносителя, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения, физических характеристик быстрого реактора выводит реактор БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и позволяет обеспечить устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты при очень тяжелых авариях, которые являются непреодолимыми для любого из существующих и проектируемых в мире реакторов:
Самоход всех имеющихся органов регулирования;
- отключение (заклинивание) всех насосов 1-го контура реактора;
- отключение (заклинивание) всех насосов 2-го контура реактора;
- разгерметизация корпуса ректора;
- разрыв трубок парогенератора или трубопроводов второго контура по любому сечению;
- наложение разнообразных аварий;
- неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания.
Реализуемый «Росатомом» проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли России с замкнутым топливным циклом и решением проблемы отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО). Результатом реализации данного амбициозного проекта должно стать создание конкурентоспособного продукта, который позволит обеспечить российским технологиям лидерство в мировой атомной энергетики, да и в целом в глобальной энергосистеме на ближайшие 30-50 лет.
Источники информации:
http://www.rosatom.ru
http://atomsib.ru
http://publicatom.ru/blog/atomsib/5854.html
http://sdelano-u-nas.livejournal.com/360656.html
Материалы из свободных источников
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.
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.
«Росатом» поставил себе задачу создать конкурентоспособный коммерческий быстрый реактор к 2030 году. Идеями о том, как этого достичь, поделились участники третьей ежегодной конференции «Прорыв» в Екатеринбурге.
«Борьба за место в мировой энергетической системе резко обострилась,- сразу подчеркнул актуальность задачи заместитель гендиректора «Росатома», глава блока по управлению
инновациями Вячеслав Першуков.- Поэтому основной критерий проекта - не реализуемость, а конкурентоспособность».
Что касается конкурентоспособности видов генерации, то атомная энергетика сегодня имеет явное преимущество по стоимости электроэнергии. Однако темпы роста возобновляемых источников заставляют задуматься. «Солнечная и ветровая генерация в обозримом будущем могут стать основными конкурентами атомной энергетики. Все будет зависеть от конкретной страны, ее географического положения и финансово-экономического благополучия»,- рассуждает Вячеслав Першуков.
ЦЕЛЕВАЯ LCOE МЕГАВАТТ-ЧАСА ДЛЯ ПЭК С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ЗЯТЦ
Но конкуренция намечается и внутри атомной генерации: реакторы на быстрых нейтронах и реакторы на тепловых. Поэтому среди задач проекта «Прорыв» не только создание технологии и демонстрация замыкания топливного цикла на промышленной основе (впервые в мире), но и экономика. «К 2030 году мы должны создать прототип коммерческого реактора на быстрых нейтронах. За вполне конкретные деньги»,- обрисовал задачу Вячеслав Першуков. Он добавил, что в мире началась гонка ядерных реакторов четвертого поколения, основные ее участники - Россия, Франция, США, Япония, Корея, Китай, Индия: «Все занимаются и реакторами на тепловых нейтронах поколения III+, и у каждой из этих стран в разной степени завершенности работы по тематике быстрых реакторов». Пока Россия в этой гонке занимает лидирующее положение. Однако, если разработка новых продуктов затянется, можно потерять и лидерство, и рынок, а также инвестиции.
Предварительные соображения, как оптимизировать стоимость «Прорыва», уже есть. Во-первых, сроки. «Росатом» в рамках программы инновационного развития намерен сократить срок реализации проектов от идеи до разработки для обычных технологий до пяти, максимум 10 лет, для ядерных - до 10, максимум 20 лет. В мировой практике разработка инновационного продукта занимает около пяти лет при непрерывных инвестициях в НИОКР, подчеркнул Вячеслав Першуков. «Раньше для создания нового топлива требовалось порядка 30 лет. В проекте «Прорыв» мы разрабатываем новое плотное топливо за семь-восемь лет»,- отметил он. По его мнению, это возможно благодаря переходу на проектное управление.
Кстати, судя по всему, наконец-то будет поставлена точка в многолетнем споре, что лучше - натриевый теплоноситель или свинцовый. Ответ в нынешних реалиях очевиден: лучше то, что дешевле.
К слову, быстрые реакторы с замкнутым топливным циклом априори имеют преимущество в экономике перед тепловыми - благодаря использованию плутония. «Мы сравнивали затраты на строительство АЭС с тепловыми реакторами и открытым топливным циклом и на АЭС с быстрыми реакторами и замкнутым топливным циклом. Вовлекаем в топливный цикл плутоний - цена за киловатт-час снижается более чем на 10% как в рублях, так и в долларах»,- рассказал Вячеслав Першуков.
Еще один инструмент - ПСР. Только за год благодаря Производственной системе «Росатом» стоимость проекта удалось сократить на 5 млрд рублей. Как помогут снизить стоимость технологические улучшения, показал на примере научный руководитель «Прорыва» Евгений Адамов: «Мы пришли к тому, что на первом этапе целесообразно пользоваться комбинированной технологией переработки ОЯТ. Пирохимическая технология должна максимально снять радиоактивность, а после этого привычная нам гидрометаллургия доочищает до такого уровня, что на фабрикации топлива мы будем иметь дело с чистыми компонентами. На промышленной стадии, скорее всего, экономически недопустимо будет использовать две в затылок поставленные технологии. Мы рассчитываем остановиться на одной, надеемся, что это будет пиротехнология».
ВЯЧЕСЛАВ ПЕРШУКОВ:
«МЫ СРАВНИВАЛИ
ЗАТРАТЫ НА СТРОИ-
ТЕЛЬСТВО АЭС С ТЕП-
ЛОВЫМИ РЕАКТОРАМИ
И ОТКРЫТЫМ ТОПЛИВ-
НЫМ ЦИКЛОМ И НА АЭС
С БЫСТРЫМИ РЕАКТО-
РАМИ И ЗАМКНУТЫМ
ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ.
ВОВЛЕКАЕМ В ТОПЛИВ-
НЫЙ ЦИКЛ ПЛУТОНИЙ -
ЦЕНА ЗА КИЛОВАТТ-ЧАС
СНИЖАЕТСЯ БОЛЕЕ ЧЕМ
НА 10% КАК В РУБЛЯХ,
ТАК И В ДОЛЛАРАХ»
С точки зрения содержания конференция была не совсем традиционной, так как рассматривались не технические аспекты, а экономика проекта и его место в энергосистеме будущего. Но вопросы о ходе работ не остались без внимания. Вячеслав Першуков доложил, что 80% НИОКР завершены и сейчас стоит вопрос о технологическом освоении их результатов. Готовы проекты реакторной установки, тестируется топ ливо. Испытывают 15 сборок со СНУП-топливом, 11 поставлено в БН-600, четыре извлечены - все сохранили герметичность. Послереакторные исследования показали, что выгорание составило примерно 5,5% т. а. - уровень, достигаемый в тепловых реакторах. Однако участники проекта считают, что у быстрых реакторов этот показатель должен составлять 12% т. а., и намерены продолжить работу, сообщил Евгений Адамов.
Сооружается первая очередь ОДЭК - модуль фабрикации, реактор МБИР в Димитровграде - исследовательская база для отработки реакторной технологии. «Технология начнет отрабатываться в 2020 году. К этому времени необходимо сформировать научную программу для ОДЭК и программу коммерциализации результатов»,- подчеркнул Вячеслав Першуков.
В свою очередь, Евгений Адамов проинформировал, что ведутся работы по активной зоне: «Это ряд гидравлических, коррозионных испытаний. Все беспокоятся о коррозионной стойкости металла в свинце - такие испытания проведены на несколько десятков тысяч часов: 60 тыс. часов для свинца-висмута, 16 тыс.- для свинца. И при соблюдении требований к содержанию кислорода в тяжелом теплоносителе мы имеем достаточно хорошую работоспособность конструкционных материалов». Макет топливной сборки для БРЕСТ-300 изготовлен на НЗХК. По прогнозам Евгения Адамова, в середине
2018 года должно начаться производство топлива для первой загрузки.
Ведутся работы по парогенератору - на расчетном уровне и на экспериментальных стендах, и по главному циркуляционному насосу. «Разработчик, ЦКБМ, сталкивается с тяжелыми условиями, поскольку эта среда в 10 раз плотнее воды, а надо в секунду перекачать 12 т теплоносителя»,- замечает Евгений Адамов. В целом, заключил он, работы ведутся, параметры подтверждаются, однако по полномасштабному стенду работы пока еще не начаты.
ДалееПонедельник, Январь 23, 2017
В январе в СМИ появились сообщения: «Росатом» замораживает проект «Прорыв» на неопределенный срок. «СР» выяснила, что произошло на самом деле.
Из-за экономического кризиса в стране и в мире объем ФЦП сократился на 17,2% - до 112,4 млрд рублей. В этих условиях в госкорпорации решили сконцентрировать ресурсы и в первую очередь достроить объекты в высокой степени готовности - в частности, многоцелевой быстрый исследовательский реактор в НИИАР. В прошлом году финансирование МБИР из федерального бюджета сократилось почти на 1,5 млрд рублей. Эти деньги «Росатом» предлагает вернуть в проект: к середине 2020‑х российская база исследовательских реакторов практически исчерпает ресурс. Надо успеть подготовиться - обеспечить исследования для быстрых и тепловых реакторов, других перспективных направлений ядерной энергетики на ближайшие десятилетия, отмечают в «Росатоме».
Корректировка ФЦП не означает отказа от реализации проекта «Прорыв», подчеркнули в госкорпорации: «Полным ходом идет строительство опытнодемонстрационного энергетического комплекса, возводится модуль фабрикации-рефабрикации. Строительство реактора БРЕСТ мы не останавливаем, а оптимизируем, синхронизируя с темпом возведения других объектов. Мы продолжаем разрабатывать топливо для БРЕСТ, реализуем НИОКР, решаем ряд научно-технических задач, в том числе в рамках завершения стендовых испытаний парогенераторов, турбины и корпуса реактора, которые являются нестандартными».
ФИНАНСИРОВАНИЕ
МБИР ИЗ ФЕДЕРАЛЬНОГО
БЮДЖЕТА СОКРАТИЛОСЬ
ПОЧТИ НА 1,5 МЛРД
РУБЛЕЙ. ЭТИ ДЕНЬГИ
«РОСАТОМ» ПРЕДЛАГА‑
ЕТ ВЕРНУТЬ В ПРОЕКТ:
К СЕРЕДИНЕ 2020‑Х БАЗА
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ
РЕАКТОРОВ ИСЧЕРПАЕТ
РЕСУРС - НАДО УСПЕТЬ
ПОДГОТОВИТЬСЯ
На БРЕСТ в этом году запланировано потратить свыше 266 млн рублей, но все эти средства пойдут на НИОКР - следует из проекта изменений в ФЦП. Руководство «Прорыва» хочет, чтобы разработчики оптимизировали технические решения с точки зрения бюджета на сооружение. Уже позади первый этап оптимизации проекта реакторной установки БРЕСТ: стоимость снижена на 5 млрд рублей.
Что будет со строителями опытно-демонстрационного энергокомплекса на СХК? Сейчас на стройке работает порядка 900 человек. Сокращений персонала не планируется, заверили в ТВЭЛ, ведь пока специалистов набирали только для сооружения МФР. «На персонале, занятом на объектах ОДЭК, корректировка сроков не скажется»,- подтвердил руководитель проекта департамента ТВЭЛ по реализации программы «Топливообеспечение реакторов на быстрых нейтронах, создание объектов ПЯТЦ и РУ БРЕСТ» Дмитрий Евланов. Не останутся без дела и разработчики нитридного топлива. «Планы по созданию и реакторному обоснованию топлива остались без изменения как по срокам выполнения, так и по объемам финансирования»,- сказал Дмитрий Евланов.
Вячеслав Першуков
Заместитель гендиректора «Росатома», директор БУИ
«Полностью сформирована проектная документация для того, чтобы начать строительство опытно-демонстрационного энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300. Мы прошли Главгосэкспертизу. Мы получили ориентировочную проектную стоимость демонстрационного энергоблока. В результате мы увидели, что некоторые технические решения нуждаются в корректировке. Было принято решение притормозить начало строительства реактора, чтобы завершить обосновывающие НИОКР. Мы начинаем трехлетнюю программу. Но это не значит, что мы не начнем строить раньше. Сейчас мы рассматриваем вопрос, чтобы, может быть, начать строительство с 2018 года. «Прорыв» - это не только реактор БРЕСТ, это и БН-1200. По этому проекту достигнут значительный прогресс. Самое главное - показано, что БН-1200 сразу может работать с КИУМ, скажем, не 83, а 90%. БН-1200 уже близок по коммерческим характеристикам к реакторам ВВЭР. Сейчас начинает формироваться очень интересное направление - двухкомпонентная система атомной энергетики. Это направление, скорее всего, будет мейнстримом в ближайшее десятилетие».