Футурология АСММ
ТЕХНОЛОГИИ / #9 ДЕКАБРЬ 2023
Текст: Ирина ДОРОХОВА / Фото: ТАСС, Страна Росатом, Ippe.ru
На фото: Сотрудники Обнинской атомной электростанции у реактора АМ‑1. Обнинская АЭС, первая в мире, введена в эксплуатацию 26 июня 1954 г.
Атомные станции малой мощности привлекательны для использования в изолированных энергосистемах и на труднодоступных для завоза углеродсодержащего топлива территориях. Чтобы расширить рынок и повсеместно конкурировать с традиционными источниками тепло- и электроснабжения, Росатом ведет более десятка проектов по созданию новых АСММ. Наиболее проработанные уже создаются «в железе», по другим идут НИОКР и проектные работы.
Атомные станции малой мощности (АСММ) конкурируют со станциями на органических энергоносителях и возобновляемыми источниками энергии (ВИЭ) там, где доставка энергоносителей дорога и нет централизованных сетей, а ВИЭ пока плохо приспособлены. В России удаленными и изолированными считаются около 70 % территории, прежде всего в Арктике.
«Атомная энергетика — точно не единственное, но одно из наиболее интересных решений. В силу большой территориальной протяженности далеко не все территории Дальнего Востока обеспечены централизованным энергоснабжением, есть изолированные районы, где как раз тематика АЭС, особенно малой мощности, является удачным решением», — заявил, выступая на Восточном экономическом форуме в сентябре 2023 года, первый замглавы Росатома, директор блока по развитию и международному бизнесу Кирилл Комаров.
Советская, а теперь и российская атомная отрасль — мировой лидер в сегменте АСММ. Российские атомщики впервые в мире еще полвека назад построили малую АЭС для энергоизолированного Арктического региона, впервые в мире построили плавучую малую АЭС, теперь впервые в мире создают наземную АСММ в Арктическом регионе и разрабатывают линейку АСММ разной мощности для различных применений.
«Атомная энергетика — точно не единственное, но одно из наиболее интересных решений. В силу большой территориальной протяженности далеко не все территории Дальнего Востока обеспечены централизованным энергоснабжением, есть изолированные районы, где как раз тематика АЭС, особенно малой мощности, является удачным решением», — заявил, выступая на Восточном экономическом форуме в сентябре 2023 года, первый замглавы Росатома, директор блока по развитию и международному бизнесу Кирилл Комаров.
Советская, а теперь и российская атомная отрасль — мировой лидер в сегменте АСММ. Российские атомщики впервые в мире еще полвека назад построили малую АЭС для энергоизолированного Арктического региона, впервые в мире построили плавучую малую АЭС, теперь впервые в мире создают наземную АСММ в Арктическом регионе и разрабатывают линейку АСММ разной мощности для различных применений.
Билибинская АЭС
Билибинская АЭС
То, что АСММ — вполне рабочий вариант для энергоснабжения удаленных районов, доказала Билибинская АЭС. В 1974—1976 годах для разработки чукотских золотых месторождений, обнаруженных еще в 1955 году, было построено четыре блока мощностью 12 МВт каждый.
Первые обсуждения проекта начались в 1963 году, когда стало понятно, что Билибинский рудный район надо развивать, а существующих энергомощностей недостаточно. В октябре 1965 года Совет министров СССР принял решение о проектировании, а в июне 1966 года — о строительстве Билибинской АЭС. Станцию сразу создавали с тем расчетом, что она будет не только выдавать электроэнергию, но и обеспечивать поселок Билибино теплом и горячей водой.
Ставку на атом сделали потому, что Билибино расположено вдали от берегов океанов и круглогодичных дорог. Было два варианта: завозить в год 190−200 тыс. тонн условного (традиционного ископаемого) топлива, либо 40 тонн ядерного (с учетом тары).
Для Билибинской АЭС создали водо-графитовые реакторы. Их прообразом стали реакторы А М Обнинской АЭС и АМ‑100 Белоярской АЭС. Уже были получены эксплуатационные данные по их физике и теплогидравлике. Новый реактор назвали ЭГП‑6 — "энергетический гетерогенный петлевой реактор с шестью петлями циркуляции теплоносителя".
Для билибинских реакторов применили также новые технологические решения: многопетлевую конструкцию контура, естественную циркуляцию, коллекторную схему отвода пароводяной смеси от технологических каналов в барабан-сепаратор. Также спроектировали уникальную систему охлаждения, использующую особенности полярного климата. Вентиляторы диаметром 3,5 метра прокачивают холодный арктический воздух через радиаторы длиной 6 метров и шириной 2,5 метра. Летом дополнительно применяется система пиковых охладителей.
Проектировщики добивались максимальной простоты конструкций реакторной установки и энергоблока, чтобы ускорить сборку оборудования на промплощадке. Каркас станции собирался из металлоконструкций, все технические сооружения располагались под одной крышей, чтобы проще было регулировать температуру в производственных помещениях.
В качестве топлива использовали трубчатые твэлы. Поскольку Билибинская АЭС стала основой Чаун-Билибинского энергоузла и надо было работать в маневренном режиме, нетипичном для атомных станций, для нее разработали особую топливную композицию из уран-молибденовой крупки в магниевой матрице. Она оказалась удачной: случаев выхода твэлов из строя не было.
До сих пор на Билибинской АЭС успешно действуют три блока. Постепенно они будут выводиться из эксплуатации. Вместо них будет работать первая в мире плавучая АЭС (ПАТЭС) «Академик Ломоносов».
То, что АСММ — вполне рабочий вариант для энергоснабжения удаленных районов, доказала Билибинская АЭС. В 1974—1976 годах для разработки чукотских золотых месторождений, обнаруженных еще в 1955 году, было построено четыре блока мощностью 12 МВт каждый.
Первые обсуждения проекта начались в 1963 году, когда стало понятно, что Билибинский рудный район надо развивать, а существующих энергомощностей недостаточно. В октябре 1965 года Совет министров СССР принял решение о проектировании, а в июне 1966 года — о строительстве Билибинской АЭС. Станцию сразу создавали с тем расчетом, что она будет не только выдавать электроэнергию, но и обеспечивать поселок Билибино теплом и горячей водой.
Ставку на атом сделали потому, что Билибино расположено вдали от берегов океанов и круглогодичных дорог. Было два варианта: завозить в год 190−200 тыс. тонн условного (традиционного ископаемого) топлива, либо 40 тонн ядерного (с учетом тары).
Для Билибинской АЭС создали водо-графитовые реакторы. Их прообразом стали реакторы А М Обнинской АЭС и АМ‑100 Белоярской АЭС. Уже были получены эксплуатационные данные по их физике и теплогидравлике. Новый реактор назвали ЭГП‑6 — "энергетический гетерогенный петлевой реактор с шестью петлями циркуляции теплоносителя".
Для билибинских реакторов применили также новые технологические решения: многопетлевую конструкцию контура, естественную циркуляцию, коллекторную схему отвода пароводяной смеси от технологических каналов в барабан-сепаратор. Также спроектировали уникальную систему охлаждения, использующую особенности полярного климата. Вентиляторы диаметром 3,5 метра прокачивают холодный арктический воздух через радиаторы длиной 6 метров и шириной 2,5 метра. Летом дополнительно применяется система пиковых охладителей.
Проектировщики добивались максимальной простоты конструкций реакторной установки и энергоблока, чтобы ускорить сборку оборудования на промплощадке. Каркас станции собирался из металлоконструкций, все технические сооружения располагались под одной крышей, чтобы проще было регулировать температуру в производственных помещениях.
В качестве топлива использовали трубчатые твэлы. Поскольку Билибинская АЭС стала основой Чаун-Билибинского энергоузла и надо было работать в маневренном режиме, нетипичном для атомных станций, для нее разработали особую топливную композицию из уран-молибденовой крупки в магниевой матрице. Она оказалась удачной: случаев выхода твэлов из строя не было.
До сих пор на Билибинской АЭС успешно действуют три блока. Постепенно они будут выводиться из эксплуатации. Вместо них будет работать первая в мире плавучая АЭС (ПАТЭС) «Академик Ломоносов».
Центральный пункт управления ПЭБ «Академик Ломоносов»
«Академик Ломоносов»
ПАТЭС — не только первая в мире плавучая АЭС — это первая в мире плавучая АСММ.
ПАТЭС создана на основе ПЭБа (плавучего энергоблока) «Академик Ломоносов». По классификации МАГАТЭ, это двухблочная АЭС (на борту ПЭБа находятся два реактора).
ПАТЭС начали строить в 2006 году, а 19 декабря 2019 года она выдала первую электроэнергию в изолированный Чаун-Билибинский энергоузел Чукотского автономного округа. В июне 2020 года ПАТЭС выдала в Певек первое тепло.
На «Академике Ломоносове» установлены две реакторные установки КЛТ‑40С. Их совокупная номинальная мощность — 70 МВт (э) и до 50 Гкал/ч (т) для нагрева теплофикационной воды. Максимальная электрическая мощность (без производства тепловой энергии для береговых сетей) — около 76 МВт.
Предшественницами КЛТ‑40С были реакторные установки КЛТ‑40 и КЛТ‑40М. Первой оснащен атомный лихтеровоз (кстати, тоже единственный в мире) «Севморпуть», совмещающий функционал грузового судна и ледокола. Вторыми — ледоколы «Таймыр» и «Вайгач». Реакторы КЛТ‑40С оснащены современными системами безопасности, в том числе основанными на пассивных, не зависящих от участия человека и автоматики, принципах срабатывания. В отличие от ледокольного, на ПАТЭС используется топливо с более низким обогащением — не 40 %, а менее 20 %. Межремонтный период ПЭБа не менее 12 лет. По истечении этого срока всё накопившееся на борту отработавшее топливо будет передано на переработку. Назначенный срок службы энергоблока — 40 лет.
На базе новых реакторов
Сегодня в активной стадии реализации находятся четыре проекта с АСММ: свинцовый БРЕСТ-ОД‑300, четыре ПЭБа для Баимского ГОКа, наземная АСММ для энергообеспечения месторождения Кючус и близлежащих поселков, а также станция, которая будет снабжать электроэнергией золоторудное месторождение Совиное. На всех проектах используются новейшие реакторные технологии.
ПАТЭС — не только первая в мире плавучая АЭС — это первая в мире плавучая АСММ.
ПАТЭС создана на основе ПЭБа (плавучего энергоблока) «Академик Ломоносов». По классификации МАГАТЭ, это двухблочная АЭС (на борту ПЭБа находятся два реактора).
ПАТЭС начали строить в 2006 году, а 19 декабря 2019 года она выдала первую электроэнергию в изолированный Чаун-Билибинский энергоузел Чукотского автономного округа. В июне 2020 года ПАТЭС выдала в Певек первое тепло.
На «Академике Ломоносове» установлены две реакторные установки КЛТ‑40С. Их совокупная номинальная мощность — 70 МВт (э) и до 50 Гкал/ч (т) для нагрева теплофикационной воды. Максимальная электрическая мощность (без производства тепловой энергии для береговых сетей) — около 76 МВт.
Предшественницами КЛТ‑40С были реакторные установки КЛТ‑40 и КЛТ‑40М. Первой оснащен атомный лихтеровоз (кстати, тоже единственный в мире) «Севморпуть», совмещающий функционал грузового судна и ледокола. Вторыми — ледоколы «Таймыр» и «Вайгач». Реакторы КЛТ‑40С оснащены современными системами безопасности, в том числе основанными на пассивных, не зависящих от участия человека и автоматики, принципах срабатывания. В отличие от ледокольного, на ПАТЭС используется топливо с более низким обогащением — не 40 %, а менее 20 %. Межремонтный период ПЭБа не менее 12 лет. По истечении этого срока всё накопившееся на борту отработавшее топливо будет передано на переработку. Назначенный срок службы энергоблока — 40 лет.
На базе новых реакторов
Сегодня в активной стадии реализации находятся четыре проекта с АСММ: свинцовый БРЕСТ-ОД‑300, четыре ПЭБа для Баимского ГОКа, наземная АСММ для энергообеспечения месторождения Кючус и близлежащих поселков, а также станция, которая будет снабжать электроэнергией золоторудное месторождение Совиное. На всех проектах используются новейшие реакторные технологии.
БРЕСТ-ОД-300
БРЕСТ-ОД 300
В реакторе БРЕСТ-ОД‑300 два контура. В первом твэлы нагревают свинец, в парогенераторах он передает тепло воде второго контура. Безопасность станции базируется на природных свойствах материалов. Конструкторы отказались от «ловушки расплава» и большого объема обеспечивающих систем, снизился класс безопасности внереакторного оборудования.
Впервые в мире здесь будет использоваться смешанное нитридное уран-плутониевое топливо. И главное — это будет регенерированное топливо. В опытный демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК), который строится в Северске, на площадке Сибирского химического комбината в рамках проекта «Прорыв», кроме БРЕСТ-ОД‑300, входят модули по фабрикации — рефабрикации уран-плутониевого топлива и по переработке облученного топлива. Из плутония, полученного после облучения топлива, и обедненного урана будут производиться новые порции топлива. Таким образом, в проекте «Прорыв» будет реализован замкнутый ядерный топливный цикл, которого в полном объеме в мире пока нет нигде.
Модуль фабрикации — рефабрикации планируют ввести в эксплуатацию в следующем году. Уже началось комплексное опробование оборудования модуля. Для БРЕСТ-ОД‑300 проведены гидравлические и вибрационные испытания изделий активной зоны (в том числе в свинце), технологии изготовления парогенератора отработаны на макетах, конструкционные материалы поставлены на поточное производство. Возводится здание реактора, параллельно монтируются ограждающие конструкции, идут НИОКР. В частности, изучаются возможности дожигания минорных актинидов. Идут испытания опытного образца главного циркуляционного насосного агрегата, исполнительных механизмов СУЗ, аттестация ПО. Предполагается, что ОДЭК будет введен в эксплуатацию в 2030 году.
Для Баимского ГОКа
Главное отличие плавучих энергоблоков, которые будут обеспечивать энергоснабжение Баимского ГОКа, от ПАТЭС, — реакторная установка. Вместо КЛТ‑40 на ПЭБах будут установлены РИТМ‑200С — обновленная версия реакторов РИТМ‑200, которые устанавливаются на ледоколах проекта 22 220. Реакторная установка и весь ПЭБ — продолжение и развитие технологий, использованных для ПАТЭС и ледоколов. РИТМ-200С в основном аналогична РИТМ‑200, но она будет мощнее, долговечнее и легче. Масса блока из двух РУ составит 2, 3 тыс. тонн против 3,74 тыс. тонн на ПАТЭС. Для ПЭБов разработана новая активная зона с увеличенным энергоресурсом активной зоны. Он увеличится почти вчетверо — с 2,1 до 8 ТВт·ч. Для этого модифицировали топливо: увеличили высоту активной части твэлов, для оболочек взяли не цирконий, а сплав 42ХНМ. Топливная композиция интерметаллидная. Электрическая мощность ПЭБа по сравнению с ПАТЭС вырастет в полтора раза (с 77 до 116 МВт), выдаваемая электрическая мощность (нетто) составит 106 МВт против 70 МВт у ПАТЭС.
Корпус ПЭБа по многим параметрам аналогичен ПАТЭС: сохранены его формы и устройства жесткой швартовки, а также жилой блок; при этом исключены перегрузочное оборудование и хранилище ОЯТ. Кроме того, для баимских ПЭБов разработаны новые турбины. Перегружать топливо будут на специализированном предприятии — это второе важное отличие баимских ПЭБов от ПАТЭС. Ресурс заменяемого оборудования увеличится в 1,7 раза (со 100 до 170 тыс. часов), незаменяемого — на 13 % (с 300 до 340 тыс. часов). Срок службы баимских ПЭБов составит 40 лет, период между перегрузками — шесть лет.
Для баимских ПЭБов уже разработаны технический проект, отчет по обоснованию безопасности и рабочая конструкторская документация, подтверждена экономическая целесообразность проекта, изготавливается оборудование.
Кроме ПЭБов в арктической версии на базе РИТМ‑200, Росатом предлагает рынку ПЭБы с реакторной установкой РИТМ‑400 — тоже для Арктики, а также ПЭБ для южных морей с реакторной установкой РИТМ‑200.
Якутская АСММ
На АСММ, которая будет построена возле якутского поселка Усть-Куйга, будет установлена наземная версия реактора РИТМ‑200 — РИТМ‑200Н. В ноябре был утвержден технический проект этой РУ. Инженеры и конструкторы разрабатывают технические решения и выполняют НИОКР, обосновывающие увеличение срока службы незаменяемого оборудования с 40 до 60 лет. Пассивные системы безопасности на Якутской АЭС должны будут обеспечивать безопасное состояние реактора минимум трое суток даже при потере энергоснабжения, в том числе с потерей теплоносителя. А для того чтобы такие аварии предотвратить, в реакторе будут установлены сигнализаторы уровня теплоносителя. Их данные сделают реакцию на непредвиденные события более точной. Для контроля состояния корпуса реактора во время эксплуатации будут использованы так называемые образцы-свидетели — образцы из стали того же состава, что и корпус реактора. Их можно будет извлекать и подвергать разрушающему контролю. Для соответствия наземным нормам и правилам в РИТМ‑200Н разрабатывается новый проект активной зоны, подбирается топливная кампания. Топливо — новая керметная композиция и оболочки из сплава 42ХНМ.
Завершение строительства запланировано на 2028 год. Не исключено, что будет построен и второй блок. Проектировщики предусмотрели такую возможность на строительной площадке.
«Шельф» на суше
АСММ с реакторной установкой «Шельф-М» предполагается разместить на Чукотке для энергоснабжения золотого рудника на месторождении Совиное и соседних участках. Тепловая мощность «Шельф-М» — 35 МВт, электрическая — до 10 МВт. «Шельф-М» — это водо-водяной реактор в составе РУ интегрального типа. Научно-исследовательский и конструкторский институт им. Н. А. Доллежаля (НИКИЭТ) назначен главным конструктором и генеральным проектировщиком АСММ с РУ Шельф-М. В качестве топлива будет использоваться диоксид урана в матрице из силумина, сплава алюминия с кремнием. Топливная кампания — восемь лет. Габариты капсулы, в которой размещено оборудование установки «Шельф-М»: длина — 11 метров, диаметр — 8 метров. Масса полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой — около 370 тонн. Проектный срок службы установки — 60 лет. При необходимости капсулу можно транспортировать с площадки на площадку, например, на барже.
Инженеры и конструкторы разрабатывают конструкторскую документацию основных систем и оборудования энергоблока. Для некоторых элементов конструкции рассматривается возможность использования аддитивных методов создания изделий и композитов. Ведутся НИОКР по разработке твэлов. Структура активной зоны, тип и геометрия твэлов носят референтный характер.
В 2024 году планируется разработать технический проект РУ, основного оборудования энергоблока и приступить к подготовительным работам на площадке размещения. После завершения экспериментальных подтверждающих работ на основных узлах и элементах конструкции начнутся закупки и изготовление оборудования, в 2030 году планируется осуществить физический пуск РУ с последующими энергопуском и вводом в опытно-промышленную эксплуатацию.
На 2032 год запланировано начало создания второго и последующих блоков малых АЭС с РУ «Шельф-М».
Для АСММ с РУ «Шельф-М» выполнены технико-экономические исследования. Согласно им, в поселках, удаленных от сетевой инфраструктуры, население которых более 2 тыс. человек, использовать такие станции выгоднее, чем станции на органическом топливе.
Проекты на будущее
БРЕСТ-ОД‑300 и АСММ с РИТМ‑200С, РИТМ‑200Н и «Шельфом-М» — самые близкие к воплощению первые в своем роде разработки. Но они далеко не единственные, которые Росатом ведет в сфере АСММ.
Со свинцом-висмутом
В России развиваются три проекта со свинцово-висмутовым теплоносителем. У сплава довольно низкая температура плавления и высокая — кипения, поэтому можно получить горячий пар при сравнительно низком давлении. Свинец-висмут, в отличие от натрия, не вступает в реакции с водой и воздухом, поэтому взрывы и пожары исключены. Технология эта известна еще с советских времен, свинцово-висмутовые реакторы использовали на подводных лодках.
«СВЕТ-М» — это проект АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Аббревиатура расшифровывается как «Свинцово-Висмутовый реактор с Естественной циркуляцией Теплоносителя — Модульный». Это быстрый реактор интегрального типа (все системы первого контура размещены в одном корпусе), теплоноситель движется за счет естественной циркуляции без использования насосов. Изучается возможность создания реактора в диапазоне электрической мощности 1−50 МВт, лучше других проработан вариант на 10 МВт. Топливо может быть урановым, уран-плутониевым, как оксидным, так и нитридным.
СВГТ‑1 («Свинец-Висмутовый Газотурбинный», 2 МВт электрической мощности) разрабатывает обнинский Физико-энергетический институт. Особенность конструкции — связка свинцово-висмутового реактора и газотурбинной установки. В СВГТ‑1 тоже предполагается естественная циркуляция. Проект пока находится на начальной стадии разработки.
СВБР‑100 — сегодня наиболее проработанный проект среди АСММ со свинцово-висмутовым теплоносителем. Он был запущен в 2008 году с привлечением средств частного инвестора. Была создана проектная компания «АКМЭ-Инжиниринг», акционерами которой стали «Иркутскэнерго» (принадлежит EN+ Олега Дерипаски) и Росатом. Сегодня проект готовится к лицензированию демонстрационной станции.
ВВЭР-И
ОКБ «ГИДРОПРЕСС» разрабатывает модульный реактор ВВЭР малой мощности с естественной циркуляцией — ВВЭР-И. Реакторная установка основана на референтных решениях и полностью соответствует требованиям российских нормативных документов и международным рекомендациям. Проект предполагает более 80 лет эксплуатации, только пассивные системы безопасности, независимость от внешних источников питания и возможность использования энергоблока в качестве АСТ; всё это позволит эксплуатировать ВВЭР-И не только вблизи городов, но и в удаленных местах.
Реакторная установка генерирует перегретый пар, что позволяет не использовать сепаратор-пароперегреватель. Интегральная конструкция исключает наличие трубопроводов большого диаметра, а следовательно, и потенциальную их течь. Технология парогенератора позволяет не только обслуживать и контролировать, но и заменять его. Применение пассивных систем безопасности и естественной циркуляции теплоносителя позволяет снизить эксплуатационные затраты и одновременно повысить безопасность.
Заложенная в проекте тепловая мощность РУ — 250 МВт, однако существует возможность ее увеличения до 400 МВт. Модульность ВВЭР-И предполагает возможность размещения нескольких реакторов под одной герметичной оболочкой.
Следующий этап — эскизный проект РУ, проработка с генпроектировщиком и научным руководителем облика атомной станции, параметров оборудования и систем.
Термоэлектрическая «Елена»
"Елена-АМ" — пилотная атомная термоэлектрическая станция теплоснабжения. По заказу Росатома ее разрабатывает Курчатовский институт. Ее прообраз, созданный еще в 1982 году, — установка «Гамма».
Ключевая особенность «Гаммы» и будущей установки — термоэлектрическое преобразование. Разность потенциала при этом методе образуется за счет разницы температур в проводниках. Опытно-промышленный образец теплоэлектростанции на термоэлектрическом преобразовании в конце 1980‑х годах хотели построить в бухте Елена — отсюда и название станции, которую разрабатывают сейчас. («АМ» означает «автоматизированная и модернизированная»). Заявленная тепловая мощность «Елены-АМ» — 7 МВт, электрическая — не менее 200 кВт. В обоих контурах — естественная циркуляция теплоносителя (воды). Срок службы оборудования должен составить 40 лет. В активную зону высотой 120 см будут загружаться 241 ТВС с обогащением топлива не более 19,5 %. Реактор должен саморегулироваться на всем диапазоне электрической и тепловой нагрузок за счет отрицательного температурного эффекта реактивности (чем выше температура, тем ниже реактивность) и выгорающего поглотителя. Установка должна следовать за нагрузкой в диапазоне 20−100 % от номинала.
Предполагается, что вырабатываемого электричества будет хватать на собственные нужды электростанции и обеспечение ближайших потребителей. Станция будет оснащена автоматизированной системой управления, а также вспомогательными и обеспечивающими системами; оперативный персонал не потребуется. Пока «Елена-АМ» находится на стадии НИОКР, по мере проработки параметры станции будут уточняться.
С водородом впридачу
Росатом разрабатывает проект атомной энерготехнологической станции с реактором ВТГР с гелиевым теплоносителем и химико-технологической установкой для производства водорода. И если ранее продуктом считалось высокотемпературное тепло, то сейчас — водород, который можно хранить, перевозить и продавать различным клиентам.
Запланированная тепловая мощность ВТГР — 200 МВт. Мощность водородной установки — 110 тыс. тонн водорода в год. Предполагается, что на АТЭС будут установлены четыре реактора. Температура гелия на входе в реактор — 3300C, на выходе — 850C. Твэлы должны соответствовать требованиям самозащищенности (чтобы реактор глушился без срабатывания систем останова, а отвод остаточного тепла от заглушенного реактора не требовал энергии и действий персонала) и возможности достижения большей мощности при существующих возможностях изготовления корпуса реактора. В итоге выбрали блочные ТВС.
В 2024 году будут созданы технический проект РУ, декларация о намерениях и пр. В 2028 году проект АЭТС должен получить лицензию. Предполагается, что первый блок будет построен в 2032 году, остальные — в 2035 году.
В исследовательском масштабе
По классификации МАГАТЭ исследовательские реакторы нельзя отнести к АСММ — к ним относятся только энергетические реакторы. Но нам кажется, что, говоря о перспективных проектах Росатома, следует упомянуть и о них.
МБИР — в мир!
Название расшифровывается как «Многоцелевой Быстрый Исследовательский Реактор». Его мощность — 150 МВт. Это быстрый натриевый реактор, у которого два натриевых контура охлаждения, третий — пароводяной. МБИР оснащен паротурбинной установкой, транспортно-технологическими системами, петлевыми установками, вертикальными и горизонтальными экспериментальными каналами, комплексом исследовательских защитных камер и лабораторным комплексом. Строится он в Димитровграде (Ульяновская область) на площадке Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР). В середине октября завершилось сооружение купола реакторного здания. Следующий этап — установка основного технологического оборудования, специальные, монтажные и отделочные работы. На МБИРе будут проводиться реакторные и послереакторные исследования материалов, отрабатываться новые технологии производства радиоизотопов и модифицированных материалов, вестись прочие фундаментальные и прикладные исследования. Среди важнейших целей — изучение технологий, необходимых для замыкания ядерного топливного цикла, развития двухкомпонентной энергетики. Кроме того, МБИР будет вырабатывать электроэнергию и тепло. На базе МБИРа создается международный центр исследований по быстрым реакторам. 13 международных организаций уже работают над программой исследований. Предполагается, что они начнутся после 2030 года.
На жидкой соли
АО «НИКИЭТ» разрабатывает проект реакторной установки с исследовательским жидкосолевым реактором (ИЖСР) тепловой мощностью 10 МВт. Основная цель проекта — отработка технологий для трансмутации минорных актинидов, перевод их в продукты деления с существенно более низким уровнем долговременной активности. Специфическая особенность ИЖСР — топливо и теплоноситель соединены в гомогенном расплаве солей фторидов металлов.
ИЖСР обладает отрицательными пустотной и температурной реактивностными обратными связями, что обеспечивает высокий уровень ядерной безопасности, а низкое давление в первом контуре минимизирует уровень запасенной энергии и нагрузки на оборудование.
ИЖСР планируется построить на площадке Горно-химического комбината в Красноярском крае. В 2025 году планируется разработать технический проект РУ и получить лицензию на размещение объекта. По плану лицензия на сооружение будет получена к 2027 году, физический пуск реакторной установки будет осуществлен в 2030 году.
Улучшить экономику
Российские АСММ уже пользуются спросом. Но они станут еще привлекательнее для потенциальных покупателей, если будет снижена их себестоимость. Российские ученые просчитывают различные варианты, ища возможности как в удешевлении производства, так и в упрощении конструкции с одновременным усилением безопасности.
Один из очевидных способов снижения себестоимости — серийность производства («оптом дешевле»). Для серии необходим рынок, емкость которого растет с уменьшением себестоимости станции. Получается спираль: снижение себестоимости — увеличение спроса — серийность — снижение себестоимости и т. д. По мнению научного руководителя ВНИИАЭС и руководителя направления АСММ в Росатоме Сергея Соловьева, минимальная серия, при которой будет заметен эффект масштаба, — 8−12 блоков. Это две-три станции по четыре блока. По четыре — чтобы обеспечить маневренность, возможность работать с переменной нагрузкой, ремонтировать блоки и перегружать топливо, не задействуя сторонние источники энергии.
Еще один способ снижения затрат — использование цифровых двойников. Их эффективность подтвердил проект «Прорыв»: благодаря математическому моделированию размещения оборудования удалось значительно уменьшить объем здания модуля фабрикации-рефабрикации топлива. «Всё проходит и размещается, но нет избыточно больших проемов, проходов, высот, которые раньше закладывали проектанты», — поясняет С. Соловьев.
…и повысить безопасность
Усилить безопасность новых реакторов без увеличения капзатрат можно, используя физические законы и особенности материалов. Один из способов — уменьшение параметров давления первого и второго контуров. Если снизить давление в первом контуре с 16 МПа до 11−12 МПа, достигаются максимальные критические потоки и обеспечиваются значительные запасы надежности до кризиса. Во втором контуре давление можно снизить до 3 МПа (точки инверсии влажности). Пар при таком давлении на пути от парогенератора к турбине не увлажняется, поэтому тепловая схема упрощается: количество подогревателей высокого и низкого давления уменьшается вдвое. Соответственно, нужно меньше трубопроводов и оборудования. КПД при работе со слабоперегретым паром снижается незначительно, а коэффициент технической готовности возрастает.
Еще один закон природы, который можно использовать для улучшения безопасности и экономики АСММ, — увеличение скорости охлаждения при уменьшении размеров тела. С уменьшением диаметра цилиндра (реактор по форме близок к нему) площадь боковой поверхности, откуда отводится тепло, возрастает по отношению к объему, в котором происходит энерговыделение. «Таким образом, становится возможным отвод остаточных тепловыделений от твэлов конвекцией к внутренней стенке корпуса, далее — теплопроводностью к внешней стенке, и от нее — к охлаждающей жидкости. Система полностью пассивна», — комментирует С. Соловьев.
Для того чтобы выяснить пределы возможного теплоотвода, ученые ВНИИАЭС и Национального центра физики и математики (НЦФМ) инициировали совместный проект. Цель — определить, какую максимальную мощность можно отвести от реактора с разными теплоносителями (водой, натрием, жидкой солью). Если окажется, что параметры российских АСММ укладываются в выявленный предел, можно будет обоснованно снизить затраты, отказавшись от лишнего оборудования и систем. Обоснование отказа от лишних систем безопасности, что дополнительно снизит себестоимость и повысит надежность: меньше сложного оборудования — меньше рисков сложных поломок.
Кроме того, использование естественной конвекции позволяет снизить количество заливаемого бетона. Этого же можно добиться за счет размещения нескольких блоков в одном здании. Опыт есть — так поступили на Билибинской АЭС.
Применение всех перечисленных мер, по оценкам С. Соловьева, может существенно, до десятков процентов, снизить себестоимость создания новых АСММ.
В реакторе БРЕСТ-ОД‑300 два контура. В первом твэлы нагревают свинец, в парогенераторах он передает тепло воде второго контура. Безопасность станции базируется на природных свойствах материалов. Конструкторы отказались от «ловушки расплава» и большого объема обеспечивающих систем, снизился класс безопасности внереакторного оборудования.
Впервые в мире здесь будет использоваться смешанное нитридное уран-плутониевое топливо. И главное — это будет регенерированное топливо. В опытный демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК), который строится в Северске, на площадке Сибирского химического комбината в рамках проекта «Прорыв», кроме БРЕСТ-ОД‑300, входят модули по фабрикации — рефабрикации уран-плутониевого топлива и по переработке облученного топлива. Из плутония, полученного после облучения топлива, и обедненного урана будут производиться новые порции топлива. Таким образом, в проекте «Прорыв» будет реализован замкнутый ядерный топливный цикл, которого в полном объеме в мире пока нет нигде.
Модуль фабрикации — рефабрикации планируют ввести в эксплуатацию в следующем году. Уже началось комплексное опробование оборудования модуля. Для БРЕСТ-ОД‑300 проведены гидравлические и вибрационные испытания изделий активной зоны (в том числе в свинце), технологии изготовления парогенератора отработаны на макетах, конструкционные материалы поставлены на поточное производство. Возводится здание реактора, параллельно монтируются ограждающие конструкции, идут НИОКР. В частности, изучаются возможности дожигания минорных актинидов. Идут испытания опытного образца главного циркуляционного насосного агрегата, исполнительных механизмов СУЗ, аттестация ПО. Предполагается, что ОДЭК будет введен в эксплуатацию в 2030 году.
Для Баимского ГОКа
Главное отличие плавучих энергоблоков, которые будут обеспечивать энергоснабжение Баимского ГОКа, от ПАТЭС, — реакторная установка. Вместо КЛТ‑40 на ПЭБах будут установлены РИТМ‑200С — обновленная версия реакторов РИТМ‑200, которые устанавливаются на ледоколах проекта 22 220. Реакторная установка и весь ПЭБ — продолжение и развитие технологий, использованных для ПАТЭС и ледоколов. РИТМ-200С в основном аналогична РИТМ‑200, но она будет мощнее, долговечнее и легче. Масса блока из двух РУ составит 2, 3 тыс. тонн против 3,74 тыс. тонн на ПАТЭС. Для ПЭБов разработана новая активная зона с увеличенным энергоресурсом активной зоны. Он увеличится почти вчетверо — с 2,1 до 8 ТВт·ч. Для этого модифицировали топливо: увеличили высоту активной части твэлов, для оболочек взяли не цирконий, а сплав 42ХНМ. Топливная композиция интерметаллидная. Электрическая мощность ПЭБа по сравнению с ПАТЭС вырастет в полтора раза (с 77 до 116 МВт), выдаваемая электрическая мощность (нетто) составит 106 МВт против 70 МВт у ПАТЭС.
Корпус ПЭБа по многим параметрам аналогичен ПАТЭС: сохранены его формы и устройства жесткой швартовки, а также жилой блок; при этом исключены перегрузочное оборудование и хранилище ОЯТ. Кроме того, для баимских ПЭБов разработаны новые турбины. Перегружать топливо будут на специализированном предприятии — это второе важное отличие баимских ПЭБов от ПАТЭС. Ресурс заменяемого оборудования увеличится в 1,7 раза (со 100 до 170 тыс. часов), незаменяемого — на 13 % (с 300 до 340 тыс. часов). Срок службы баимских ПЭБов составит 40 лет, период между перегрузками — шесть лет.
Для баимских ПЭБов уже разработаны технический проект, отчет по обоснованию безопасности и рабочая конструкторская документация, подтверждена экономическая целесообразность проекта, изготавливается оборудование.
Кроме ПЭБов в арктической версии на базе РИТМ‑200, Росатом предлагает рынку ПЭБы с реакторной установкой РИТМ‑400 — тоже для Арктики, а также ПЭБ для южных морей с реакторной установкой РИТМ‑200.
Якутская АСММ
На АСММ, которая будет построена возле якутского поселка Усть-Куйга, будет установлена наземная версия реактора РИТМ‑200 — РИТМ‑200Н. В ноябре был утвержден технический проект этой РУ. Инженеры и конструкторы разрабатывают технические решения и выполняют НИОКР, обосновывающие увеличение срока службы незаменяемого оборудования с 40 до 60 лет. Пассивные системы безопасности на Якутской АЭС должны будут обеспечивать безопасное состояние реактора минимум трое суток даже при потере энергоснабжения, в том числе с потерей теплоносителя. А для того чтобы такие аварии предотвратить, в реакторе будут установлены сигнализаторы уровня теплоносителя. Их данные сделают реакцию на непредвиденные события более точной. Для контроля состояния корпуса реактора во время эксплуатации будут использованы так называемые образцы-свидетели — образцы из стали того же состава, что и корпус реактора. Их можно будет извлекать и подвергать разрушающему контролю. Для соответствия наземным нормам и правилам в РИТМ‑200Н разрабатывается новый проект активной зоны, подбирается топливная кампания. Топливо — новая керметная композиция и оболочки из сплава 42ХНМ.
Завершение строительства запланировано на 2028 год. Не исключено, что будет построен и второй блок. Проектировщики предусмотрели такую возможность на строительной площадке.
«Шельф» на суше
АСММ с реакторной установкой «Шельф-М» предполагается разместить на Чукотке для энергоснабжения золотого рудника на месторождении Совиное и соседних участках. Тепловая мощность «Шельф-М» — 35 МВт, электрическая — до 10 МВт. «Шельф-М» — это водо-водяной реактор в составе РУ интегрального типа. Научно-исследовательский и конструкторский институт им. Н. А. Доллежаля (НИКИЭТ) назначен главным конструктором и генеральным проектировщиком АСММ с РУ Шельф-М. В качестве топлива будет использоваться диоксид урана в матрице из силумина, сплава алюминия с кремнием. Топливная кампания — восемь лет. Габариты капсулы, в которой размещено оборудование установки «Шельф-М»: длина — 11 метров, диаметр — 8 метров. Масса полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой — около 370 тонн. Проектный срок службы установки — 60 лет. При необходимости капсулу можно транспортировать с площадки на площадку, например, на барже.
Инженеры и конструкторы разрабатывают конструкторскую документацию основных систем и оборудования энергоблока. Для некоторых элементов конструкции рассматривается возможность использования аддитивных методов создания изделий и композитов. Ведутся НИОКР по разработке твэлов. Структура активной зоны, тип и геометрия твэлов носят референтный характер.
В 2024 году планируется разработать технический проект РУ, основного оборудования энергоблока и приступить к подготовительным работам на площадке размещения. После завершения экспериментальных подтверждающих работ на основных узлах и элементах конструкции начнутся закупки и изготовление оборудования, в 2030 году планируется осуществить физический пуск РУ с последующими энергопуском и вводом в опытно-промышленную эксплуатацию.
На 2032 год запланировано начало создания второго и последующих блоков малых АЭС с РУ «Шельф-М».
Для АСММ с РУ «Шельф-М» выполнены технико-экономические исследования. Согласно им, в поселках, удаленных от сетевой инфраструктуры, население которых более 2 тыс. человек, использовать такие станции выгоднее, чем станции на органическом топливе.
Проекты на будущее
БРЕСТ-ОД‑300 и АСММ с РИТМ‑200С, РИТМ‑200Н и «Шельфом-М» — самые близкие к воплощению первые в своем роде разработки. Но они далеко не единственные, которые Росатом ведет в сфере АСММ.
Со свинцом-висмутом
В России развиваются три проекта со свинцово-висмутовым теплоносителем. У сплава довольно низкая температура плавления и высокая — кипения, поэтому можно получить горячий пар при сравнительно низком давлении. Свинец-висмут, в отличие от натрия, не вступает в реакции с водой и воздухом, поэтому взрывы и пожары исключены. Технология эта известна еще с советских времен, свинцово-висмутовые реакторы использовали на подводных лодках.
«СВЕТ-М» — это проект АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Аббревиатура расшифровывается как «Свинцово-Висмутовый реактор с Естественной циркуляцией Теплоносителя — Модульный». Это быстрый реактор интегрального типа (все системы первого контура размещены в одном корпусе), теплоноситель движется за счет естественной циркуляции без использования насосов. Изучается возможность создания реактора в диапазоне электрической мощности 1−50 МВт, лучше других проработан вариант на 10 МВт. Топливо может быть урановым, уран-плутониевым, как оксидным, так и нитридным.
СВГТ‑1 («Свинец-Висмутовый Газотурбинный», 2 МВт электрической мощности) разрабатывает обнинский Физико-энергетический институт. Особенность конструкции — связка свинцово-висмутового реактора и газотурбинной установки. В СВГТ‑1 тоже предполагается естественная циркуляция. Проект пока находится на начальной стадии разработки.
СВБР‑100 — сегодня наиболее проработанный проект среди АСММ со свинцово-висмутовым теплоносителем. Он был запущен в 2008 году с привлечением средств частного инвестора. Была создана проектная компания «АКМЭ-Инжиниринг», акционерами которой стали «Иркутскэнерго» (принадлежит EN+ Олега Дерипаски) и Росатом. Сегодня проект готовится к лицензированию демонстрационной станции.
ВВЭР-И
ОКБ «ГИДРОПРЕСС» разрабатывает модульный реактор ВВЭР малой мощности с естественной циркуляцией — ВВЭР-И. Реакторная установка основана на референтных решениях и полностью соответствует требованиям российских нормативных документов и международным рекомендациям. Проект предполагает более 80 лет эксплуатации, только пассивные системы безопасности, независимость от внешних источников питания и возможность использования энергоблока в качестве АСТ; всё это позволит эксплуатировать ВВЭР-И не только вблизи городов, но и в удаленных местах.
Реакторная установка генерирует перегретый пар, что позволяет не использовать сепаратор-пароперегреватель. Интегральная конструкция исключает наличие трубопроводов большого диаметра, а следовательно, и потенциальную их течь. Технология парогенератора позволяет не только обслуживать и контролировать, но и заменять его. Применение пассивных систем безопасности и естественной циркуляции теплоносителя позволяет снизить эксплуатационные затраты и одновременно повысить безопасность.
Заложенная в проекте тепловая мощность РУ — 250 МВт, однако существует возможность ее увеличения до 400 МВт. Модульность ВВЭР-И предполагает возможность размещения нескольких реакторов под одной герметичной оболочкой.
Следующий этап — эскизный проект РУ, проработка с генпроектировщиком и научным руководителем облика атомной станции, параметров оборудования и систем.
Термоэлектрическая «Елена»
"Елена-АМ" — пилотная атомная термоэлектрическая станция теплоснабжения. По заказу Росатома ее разрабатывает Курчатовский институт. Ее прообраз, созданный еще в 1982 году, — установка «Гамма».
Ключевая особенность «Гаммы» и будущей установки — термоэлектрическое преобразование. Разность потенциала при этом методе образуется за счет разницы температур в проводниках. Опытно-промышленный образец теплоэлектростанции на термоэлектрическом преобразовании в конце 1980‑х годах хотели построить в бухте Елена — отсюда и название станции, которую разрабатывают сейчас. («АМ» означает «автоматизированная и модернизированная»). Заявленная тепловая мощность «Елены-АМ» — 7 МВт, электрическая — не менее 200 кВт. В обоих контурах — естественная циркуляция теплоносителя (воды). Срок службы оборудования должен составить 40 лет. В активную зону высотой 120 см будут загружаться 241 ТВС с обогащением топлива не более 19,5 %. Реактор должен саморегулироваться на всем диапазоне электрической и тепловой нагрузок за счет отрицательного температурного эффекта реактивности (чем выше температура, тем ниже реактивность) и выгорающего поглотителя. Установка должна следовать за нагрузкой в диапазоне 20−100 % от номинала.
Предполагается, что вырабатываемого электричества будет хватать на собственные нужды электростанции и обеспечение ближайших потребителей. Станция будет оснащена автоматизированной системой управления, а также вспомогательными и обеспечивающими системами; оперативный персонал не потребуется. Пока «Елена-АМ» находится на стадии НИОКР, по мере проработки параметры станции будут уточняться.
С водородом впридачу
Росатом разрабатывает проект атомной энерготехнологической станции с реактором ВТГР с гелиевым теплоносителем и химико-технологической установкой для производства водорода. И если ранее продуктом считалось высокотемпературное тепло, то сейчас — водород, который можно хранить, перевозить и продавать различным клиентам.
Запланированная тепловая мощность ВТГР — 200 МВт. Мощность водородной установки — 110 тыс. тонн водорода в год. Предполагается, что на АТЭС будут установлены четыре реактора. Температура гелия на входе в реактор — 3300C, на выходе — 850C. Твэлы должны соответствовать требованиям самозащищенности (чтобы реактор глушился без срабатывания систем останова, а отвод остаточного тепла от заглушенного реактора не требовал энергии и действий персонала) и возможности достижения большей мощности при существующих возможностях изготовления корпуса реактора. В итоге выбрали блочные ТВС.
В 2024 году будут созданы технический проект РУ, декларация о намерениях и пр. В 2028 году проект АЭТС должен получить лицензию. Предполагается, что первый блок будет построен в 2032 году, остальные — в 2035 году.
В исследовательском масштабе
По классификации МАГАТЭ исследовательские реакторы нельзя отнести к АСММ — к ним относятся только энергетические реакторы. Но нам кажется, что, говоря о перспективных проектах Росатома, следует упомянуть и о них.
МБИР — в мир!
Название расшифровывается как «Многоцелевой Быстрый Исследовательский Реактор». Его мощность — 150 МВт. Это быстрый натриевый реактор, у которого два натриевых контура охлаждения, третий — пароводяной. МБИР оснащен паротурбинной установкой, транспортно-технологическими системами, петлевыми установками, вертикальными и горизонтальными экспериментальными каналами, комплексом исследовательских защитных камер и лабораторным комплексом. Строится он в Димитровграде (Ульяновская область) на площадке Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР). В середине октября завершилось сооружение купола реакторного здания. Следующий этап — установка основного технологического оборудования, специальные, монтажные и отделочные работы. На МБИРе будут проводиться реакторные и послереакторные исследования материалов, отрабатываться новые технологии производства радиоизотопов и модифицированных материалов, вестись прочие фундаментальные и прикладные исследования. Среди важнейших целей — изучение технологий, необходимых для замыкания ядерного топливного цикла, развития двухкомпонентной энергетики. Кроме того, МБИР будет вырабатывать электроэнергию и тепло. На базе МБИРа создается международный центр исследований по быстрым реакторам. 13 международных организаций уже работают над программой исследований. Предполагается, что они начнутся после 2030 года.
На жидкой соли
АО «НИКИЭТ» разрабатывает проект реакторной установки с исследовательским жидкосолевым реактором (ИЖСР) тепловой мощностью 10 МВт. Основная цель проекта — отработка технологий для трансмутации минорных актинидов, перевод их в продукты деления с существенно более низким уровнем долговременной активности. Специфическая особенность ИЖСР — топливо и теплоноситель соединены в гомогенном расплаве солей фторидов металлов.
ИЖСР обладает отрицательными пустотной и температурной реактивностными обратными связями, что обеспечивает высокий уровень ядерной безопасности, а низкое давление в первом контуре минимизирует уровень запасенной энергии и нагрузки на оборудование.
ИЖСР планируется построить на площадке Горно-химического комбината в Красноярском крае. В 2025 году планируется разработать технический проект РУ и получить лицензию на размещение объекта. По плану лицензия на сооружение будет получена к 2027 году, физический пуск реакторной установки будет осуществлен в 2030 году.
Улучшить экономику
Российские АСММ уже пользуются спросом. Но они станут еще привлекательнее для потенциальных покупателей, если будет снижена их себестоимость. Российские ученые просчитывают различные варианты, ища возможности как в удешевлении производства, так и в упрощении конструкции с одновременным усилением безопасности.
Один из очевидных способов снижения себестоимости — серийность производства («оптом дешевле»). Для серии необходим рынок, емкость которого растет с уменьшением себестоимости станции. Получается спираль: снижение себестоимости — увеличение спроса — серийность — снижение себестоимости и т. д. По мнению научного руководителя ВНИИАЭС и руководителя направления АСММ в Росатоме Сергея Соловьева, минимальная серия, при которой будет заметен эффект масштаба, — 8−12 блоков. Это две-три станции по четыре блока. По четыре — чтобы обеспечить маневренность, возможность работать с переменной нагрузкой, ремонтировать блоки и перегружать топливо, не задействуя сторонние источники энергии.
Еще один способ снижения затрат — использование цифровых двойников. Их эффективность подтвердил проект «Прорыв»: благодаря математическому моделированию размещения оборудования удалось значительно уменьшить объем здания модуля фабрикации-рефабрикации топлива. «Всё проходит и размещается, но нет избыточно больших проемов, проходов, высот, которые раньше закладывали проектанты», — поясняет С. Соловьев.
…и повысить безопасность
Усилить безопасность новых реакторов без увеличения капзатрат можно, используя физические законы и особенности материалов. Один из способов — уменьшение параметров давления первого и второго контуров. Если снизить давление в первом контуре с 16 МПа до 11−12 МПа, достигаются максимальные критические потоки и обеспечиваются значительные запасы надежности до кризиса. Во втором контуре давление можно снизить до 3 МПа (точки инверсии влажности). Пар при таком давлении на пути от парогенератора к турбине не увлажняется, поэтому тепловая схема упрощается: количество подогревателей высокого и низкого давления уменьшается вдвое. Соответственно, нужно меньше трубопроводов и оборудования. КПД при работе со слабоперегретым паром снижается незначительно, а коэффициент технической готовности возрастает.
Еще один закон природы, который можно использовать для улучшения безопасности и экономики АСММ, — увеличение скорости охлаждения при уменьшении размеров тела. С уменьшением диаметра цилиндра (реактор по форме близок к нему) площадь боковой поверхности, откуда отводится тепло, возрастает по отношению к объему, в котором происходит энерговыделение. «Таким образом, становится возможным отвод остаточных тепловыделений от твэлов конвекцией к внутренней стенке корпуса, далее — теплопроводностью к внешней стенке, и от нее — к охлаждающей жидкости. Система полностью пассивна», — комментирует С. Соловьев.
Для того чтобы выяснить пределы возможного теплоотвода, ученые ВНИИАЭС и Национального центра физики и математики (НЦФМ) инициировали совместный проект. Цель — определить, какую максимальную мощность можно отвести от реактора с разными теплоносителями (водой, натрием, жидкой солью). Если окажется, что параметры российских АСММ укладываются в выявленный предел, можно будет обоснованно снизить затраты, отказавшись от лишнего оборудования и систем. Обоснование отказа от лишних систем безопасности, что дополнительно снизит себестоимость и повысит надежность: меньше сложного оборудования — меньше рисков сложных поломок.
Кроме того, использование естественной конвекции позволяет снизить количество заливаемого бетона. Этого же можно добиться за счет размещения нескольких блоков в одном здании. Опыт есть — так поступили на Билибинской АЭС.
Применение всех перечисленных мер, по оценкам С. Соловьева, может существенно, до десятков процентов, снизить себестоимость создания новых АСММ.
Первые АСММ
Некоторые выводы
У Росатома на разных стадиях готовности находится порядка десятка проектов АСММ. Они отличаются по мощности (от сотен киловатт до 300 МВт электрической мощности) и используемым технологиям (с различными теплоносителями, методами преобразования тепловой энергии в электрическую, естественной и принудительной циркуляцией).
Большую роль в развитии АСММ играет атомный морской транспорт. Из него вышли реакторы КЛТ‑40С, свинцово-висмутовые реакторы и модификации РИТМ‑200.
На развитие энергетики будущего, предполагающей замыкание ядерного топливного цикла, нацелен проект «Прорыв». В помощь ему — новые исследовательские реакторы, МБИР и ИЖСР. Благодаря «Прорыву» уже сейчас отрабатываются технологии создания больших быстрых свинцовых реакторов, после появления МБИР и ИЖСР активизируется работа по дожиганию минорных актинидов, переработке ОЯТ. «Начиная с года 2032−2034‑го мы начнем тиражировать строительство не отдельных блоков, а промышленно-энергетических комплексов двухкомпонентных, куда будут входить и быстрые, и тепловые реакторы, и это будет обеспечено единым топливным циклом с практически бесконечным рециклированием материала между двумя типами реакторов», — заявил Алексей Лихачев, выступая в начале октября на Российской энергетической неделе.
Разработчики многих проектов, находящихся пока на «бумажной» стадии, намерены использовать естественную циркуляцию для того, чтобы сделать конструкцию более простой и надежной. С этой же целью делается ставка на естественную безопасность. Впервые «в железе» концепция естественной безопасности будет воплощена в демонстрационном БРЕСТ-ОД‑300.
По имеющимся оценкам, российские АСММ будут конкурентоспособны по тарифу на электроэнергию со станциями на углеродсодержащем топливе. Однако разработчики, не дожидаясь запуска головных блоков, совершенствуют конструкции РУ для следующих проектов, чтобы снизить их себестоимость. Более выгодное предложение увеличит спрос, серийное производство дополнительно снизит затраты и сделает российские АСММ еще более привлекательными для клиентов.
У Росатома на разных стадиях готовности находится порядка десятка проектов АСММ. Они отличаются по мощности (от сотен киловатт до 300 МВт электрической мощности) и используемым технологиям (с различными теплоносителями, методами преобразования тепловой энергии в электрическую, естественной и принудительной циркуляцией).
Большую роль в развитии АСММ играет атомный морской транспорт. Из него вышли реакторы КЛТ‑40С, свинцово-висмутовые реакторы и модификации РИТМ‑200.
На развитие энергетики будущего, предполагающей замыкание ядерного топливного цикла, нацелен проект «Прорыв». В помощь ему — новые исследовательские реакторы, МБИР и ИЖСР. Благодаря «Прорыву» уже сейчас отрабатываются технологии создания больших быстрых свинцовых реакторов, после появления МБИР и ИЖСР активизируется работа по дожиганию минорных актинидов, переработке ОЯТ. «Начиная с года 2032−2034‑го мы начнем тиражировать строительство не отдельных блоков, а промышленно-энергетических комплексов двухкомпонентных, куда будут входить и быстрые, и тепловые реакторы, и это будет обеспечено единым топливным циклом с практически бесконечным рециклированием материала между двумя типами реакторов», — заявил Алексей Лихачев, выступая в начале октября на Российской энергетической неделе.
Разработчики многих проектов, находящихся пока на «бумажной» стадии, намерены использовать естественную циркуляцию для того, чтобы сделать конструкцию более простой и надежной. С этой же целью делается ставка на естественную безопасность. Впервые «в железе» концепция естественной безопасности будет воплощена в демонстрационном БРЕСТ-ОД‑300.
По имеющимся оценкам, российские АСММ будут конкурентоспособны по тарифу на электроэнергию со станциями на углеродсодержащем топливе. Однако разработчики, не дожидаясь запуска головных блоков, совершенствуют конструкции РУ для следующих проектов, чтобы снизить их себестоимость. Более выгодное предложение увеличит спрос, серийное производство дополнительно снизит затраты и сделает российские АСММ еще более привлекательными для клиентов.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ