Покажите ваш портфель
ТЕХНОЛОГИИ / #4_МАЙ_2024
Материал подготовлен на основе публикаций Rosatom Newsletter, газеты «Страна Росатом», журнала «Новый атомный эксперт» и других открытых источников.
Фото: ПАО «Селигдар», Росатом, Курская АЭС‑2, Страна Росатом
Фото: ПАО «Селигдар», Росатом, Курская АЭС‑2, Страна Росатом
Когда говорят: «Росатом строит», первая ассоциация — многочисленные проекты сооружения ВВЭР‑1200 по всему миру. Однако в портфеле у госкорпорации — внушительная линейка интересных реакторов. Мы собрали те, которые находятся на разных этапах разработки — от начальных стадий до возведения.
Водо-водяные реакторы
Водо-водяные реакторы — это самая успешная и плодовитая ветвь реакторных технологий. Среди первостепенных задач эволюции ВВЭР руководство Росатома называет снижение сроков и стоимости, повышение КПД и КВ, возможность работы на 100 % загрузке МОКС-топливом, улучшение маневренности.
Водо-водяные реакторы — это самая успешная и плодовитая ветвь реакторных технологий. Среди первостепенных задач эволюции ВВЭР руководство Росатома называет снижение сроков и стоимости, повышение КПД и КВ, возможность работы на 100 % загрузке МОКС-топливом, улучшение маневренности.
АЭС 2006/ВВЭР-ТОИ
Водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информатизированный. Электрическая мощность — 1255 МВт, тепловая — 3300 МВт.
Локация
Проект Курской АЭС (Курчатов, Курская область) имеет базовую часть ВВЭР-ТОИ, размещенную на площадке сооружения.
Статус
Строительство первого блока с ВВЭР-ТОИ (7-го блока Курской АЭС) началось в 2018 году, второго (соответственно, 8-го блока Курской АЭС) — в 2019 году. В конце прошлого года на площадке был установлен в проектное положение корпус реактора 8-го блока.
Подробности
Серия АЭС‑2006 объединена основным решением в части реакторной установки и имеет ряд модификаций в части конфигурации систем безопасности с доминированием активных или пассивных элементов. ВВЭР-ТОИ — базовый проект АЭС на основе водо-водяного реактора. Проект унифицирован в части систем безопасности и вспомогательных систем реакторной установки. Назначение проекта — формирование промышленной основы для серийного сооружения.
Водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информатизированный. Электрическая мощность — 1255 МВт, тепловая — 3300 МВт.
Локация
Проект Курской АЭС (Курчатов, Курская область) имеет базовую часть ВВЭР-ТОИ, размещенную на площадке сооружения.
Статус
Строительство первого блока с ВВЭР-ТОИ (7-го блока Курской АЭС) началось в 2018 году, второго (соответственно, 8-го блока Курской АЭС) — в 2019 году. В конце прошлого года на площадке был установлен в проектное положение корпус реактора 8-го блока.
Подробности
Серия АЭС‑2006 объединена основным решением в части реакторной установки и имеет ряд модификаций в части конфигурации систем безопасности с доминированием активных или пассивных элементов. ВВЭР-ТОИ — базовый проект АЭС на основе водо-водяного реактора. Проект унифицирован в части систем безопасности и вспомогательных систем реакторной установки. Назначение проекта — формирование промышленной основы для серийного сооружения.
Турбинное отделение строящегося энергоблока Курской АЭС
ВВЭР-С
Водо-водяной энергетический реактор со спектральным регулированием. Тепловая мощность — 1600 МВт. Электрическая — до 650 МВт. КПД — 38 %.
Локация
Площадка Кольской АЭС, Мурманская область.
Статус
Первый блок с ВВЭР-С может быть построен до 2035 года, если будут обоснованы проектные технические решения. «Проектно-изыскательские работы для первого этапа выполнены в полном объеме для обоснования инвестиций, изыскания закончились в 2023 году, полным ходом идут подготовительные работы», — рассказал в декабре 2023 года на пресс-конференции директор Кольской АЭС Василий Омельчук. Технология ВВЭР-С присутствует в «Стратегии развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективах на период до 2100 года».
Подробности
К разработке идеи, зародившейся еще в 1980‑х годах, вернулись в 2005 году. Был проведен цикл работ, их результаты легли в основу следующего этапа исследований. В 2019—2020 годах проработка этой концепции развития ВВЭР продолжилась.
Приоритетные задачи: расширение линейки мощности для энергосетей, повышение КПД при сохранении целостности реализации и надежной концепции безопасности.
Спектральное регулирование в ВВЭР-С происходит за счет изменения водо-уранового отношения в процессе работы реактора на мощности при извлечении механических вытеснителей воды, расположенных в специальных каналах ТВС, из активной зоны. Благодаря вытеснителям, погруженным в активную зону, объем замедлителя в начале кампании меньше, поэтому спектр нейтронов в активной зоне более жесткий. Это приводит к снижению сечения деления нечетных делящихся изотопов и увеличению сечения резонансного захвата 238U. В результате снижаются размножающие свойства активной зоны, идет накопление делящегося 239Pu, что экономит делящийся материал в ежегодной загрузке топлива. Дополнительный эффект ужесточения спектра — увеличение доли делений на 238U. При извлечении вытеснителей спектр из жесткой области смещается в тепловую, что приводит к росту реактивности.
В ВВЭР-С активная зона будет полностью заполнена уран-плутониевом топливом, что позволит вписаться в концепцию двухкомпонентной энергетики.
Основные технические решения по оборудованию базируются на проектах АЭС‑2006 и АЭС с ВВЭР-ТОИ. Для реактора планируют использовать большой корпус, разработанный для ВВЭР‑1000, чтобы разместить в нем необходимое количество топлива и вытеснителей.
Водо-водяной энергетический реактор со спектральным регулированием. Тепловая мощность — 1600 МВт. Электрическая — до 650 МВт. КПД — 38 %.
Локация
Площадка Кольской АЭС, Мурманская область.
Статус
Первый блок с ВВЭР-С может быть построен до 2035 года, если будут обоснованы проектные технические решения. «Проектно-изыскательские работы для первого этапа выполнены в полном объеме для обоснования инвестиций, изыскания закончились в 2023 году, полным ходом идут подготовительные работы», — рассказал в декабре 2023 года на пресс-конференции директор Кольской АЭС Василий Омельчук. Технология ВВЭР-С присутствует в «Стратегии развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективах на период до 2100 года».
Подробности
К разработке идеи, зародившейся еще в 1980‑х годах, вернулись в 2005 году. Был проведен цикл работ, их результаты легли в основу следующего этапа исследований. В 2019—2020 годах проработка этой концепции развития ВВЭР продолжилась.
Приоритетные задачи: расширение линейки мощности для энергосетей, повышение КПД при сохранении целостности реализации и надежной концепции безопасности.
Спектральное регулирование в ВВЭР-С происходит за счет изменения водо-уранового отношения в процессе работы реактора на мощности при извлечении механических вытеснителей воды, расположенных в специальных каналах ТВС, из активной зоны. Благодаря вытеснителям, погруженным в активную зону, объем замедлителя в начале кампании меньше, поэтому спектр нейтронов в активной зоне более жесткий. Это приводит к снижению сечения деления нечетных делящихся изотопов и увеличению сечения резонансного захвата 238U. В результате снижаются размножающие свойства активной зоны, идет накопление делящегося 239Pu, что экономит делящийся материал в ежегодной загрузке топлива. Дополнительный эффект ужесточения спектра — увеличение доли делений на 238U. При извлечении вытеснителей спектр из жесткой области смещается в тепловую, что приводит к росту реактивности.
В ВВЭР-С активная зона будет полностью заполнена уран-плутониевом топливом, что позволит вписаться в концепцию двухкомпонентной энергетики.
Основные технические решения по оборудованию базируются на проектах АЭС‑2006 и АЭС с ВВЭР-ТОИ. Для реактора планируют использовать большой корпус, разработанный для ВВЭР‑1000, чтобы разместить в нем необходимое количество топлива и вытеснителей.
ВВЭР-СКД
Водо-водяной энергетический реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления.
Статус
Проект в разработке.
Подробности
Достижение сверхкритики приведет к новому уровню эффективности водо-водяных реакторов: их КПД может достичь 44−45 %. Другие возможные преимущества: более высокий коэффициент выгорания, оптимизация расхода природного урана; увеличение подогрева в активной зоне с 280 до 540 °C и как следствие — уменьшение расхода теплоносителя; сокращение расходов на проект в целом.
Прежде чем приступать к реализации проекта, необходимо решить много научных и инженерно-конструкторских задач. Одна из них — обеспечение нагрева теплоносителя с перепадом почти 300 °C (в современных реакторах — примерно 30 °C) и давлением 24 МПа. Необходимо найти безопасные конфигурации потока теплоносителя в активной зоне. Целый комплекс задач связан с ее будущими конструкционными материалами.
Разработки в этой части ведутся. Так, в 2022 году ЦНИИТМАШ завершил испытания образцов перспективных материалов для ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, продемонстрировав возможность повышения их эксплуатационных характеристик. Также в институте разработали и изготовили сталь для корпусов перспективных реакторов с повышенным содержанием никеля. Испытания стали подтвердили улучшенные характеристики по сравнению со сталями с более низким содержанием никеля.
Водо-водяной энергетический реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления.
Статус
Проект в разработке.
Подробности
Достижение сверхкритики приведет к новому уровню эффективности водо-водяных реакторов: их КПД может достичь 44−45 %. Другие возможные преимущества: более высокий коэффициент выгорания, оптимизация расхода природного урана; увеличение подогрева в активной зоне с 280 до 540 °C и как следствие — уменьшение расхода теплоносителя; сокращение расходов на проект в целом.
Прежде чем приступать к реализации проекта, необходимо решить много научных и инженерно-конструкторских задач. Одна из них — обеспечение нагрева теплоносителя с перепадом почти 300 °C (в современных реакторах — примерно 30 °C) и давлением 24 МПа. Необходимо найти безопасные конфигурации потока теплоносителя в активной зоне. Целый комплекс задач связан с ее будущими конструкционными материалами.
Разработки в этой части ведутся. Так, в 2022 году ЦНИИТМАШ завершил испытания образцов перспективных материалов для ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, продемонстрировав возможность повышения их эксплуатационных характеристик. Также в институте разработали и изготовили сталь для корпусов перспективных реакторов с повышенным содержанием никеля. Испытания стали подтвердили улучшенные характеристики по сравнению со сталями с более низким содержанием никеля.
ВВЭР-И
Модульный реактор интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя. Тепловая мощность в базовом исполнении — 250 МВт.
Статус
Проект в разработке.
Подробности
Реакторная установка основана на референтных решениях, полностью соответствует требованиям российских нормативных документов и международным рекомендациям.
Она генерирует перегретый пар, что позволяет не использовать сепаратор-пароперегреватель. Интегральная конструкция исключает наличие трубопроводов большого диаметра, а следовательно, их потенциальную 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. Модульность ВВЭР-И предполагает возможность размещения нескольких реакторов под одной герметичной оболочкой.
Модульный реактор интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя. Тепловая мощность в базовом исполнении — 250 МВт.
Статус
Проект в разработке.
Подробности
Реакторная установка основана на референтных решениях, полностью соответствует требованиям российских нормативных документов и международным рекомендациям.
Она генерирует перегретый пар, что позволяет не использовать сепаратор-пароперегреватель. Интегральная конструкция исключает наличие трубопроводов большого диаметра, а следовательно, их потенциальную 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. Модульность ВВЭР-И предполагает возможность размещения нескольких реакторов под одной герметичной оболочкой.
АЭС малой мощности (АСММ)
В декабрьском выпуске за 2023 год «НАЭ» уже писал о проектах малых мощностей Росатома. В этом выпуске мы разместили только те, которые находятся в разработке или на стадии сооружения, и добавили подробности.
В декабрьском выпуске за 2023 год «НАЭ» уже писал о проектах малых мощностей Росатома. В этом выпуске мы разместили только те, которые находятся в разработке или на стадии сооружения, и добавили подробности.
РИТМ 200Н (наземный)
Тепловая мощность одного блока — 190 МВт, электрическая — 55 МВт. Срок службы — до 60 лет, перезагрузка топлива — каждые шесть лет.
Локация
Первые блоки разместятся в составе Якутской АСММ (поселок Усть-Куйга, Якутия).
Статус
Якутская АСММ должна быть сдана в эксплуатацию в 2028 году.
В 2022 году завершена разработка технических проектов и активной зоны. В апреле 2023 года концерн «Росэнергоатом» получил лицензию Ростехнадзора на размещение АСММ. В ноябре 2023 года машиностроительный дивизион Росатома защитил технические проекты реакторной установки РИТМ‑200Н и активной зоны на совместном заседании бюро научно-технического совета Росатома. В феврале 2024 года концерн «Росэнергоатом» официально получил статус эксплуатирующей организации АЭС малой мощности в республике Саха (Якутия).
Подробности
Ключевая особенность установки — интегральная компоновка. Безопасность обеспечивается активными системами и резервируется пассивными.
Пассивные системы безопасности на Якутской АЭС обеспечат сохранность реактора в течение как минимум трех суток даже при потере энергоснабжения, в том числе с потерей теплоносителя. А для предотвращения таких аварий в реакторе будут установлены сигнализаторы уровня теплоносителя.
Для контроля состояния корпуса реактора во время эксплуатации будут использованы так называемые свидетели — образцы из стали того же состава, что и корпус реактора, которые можно извлекать и подвергать разрушающему контролю.
Схемно-конструктивные и компоновочные решения РИТМ‑200Н, насколько это возможно, такие же, как у РИТМ‑200 (эксплуатируются на универсальных атомных ледоколах). Однако для соответствия РИТМ‑200Н наземным нормам и правилам разрабатывается новый проект активной зоны, подбирается топливная кампания. Топливо — новая керметная композиция, оболочки из сплава 42ХНМ.
Тепловая мощность одного блока — 190 МВт, электрическая — 55 МВт. Срок службы — до 60 лет, перезагрузка топлива — каждые шесть лет.
Локация
Первые блоки разместятся в составе Якутской АСММ (поселок Усть-Куйга, Якутия).
Статус
Якутская АСММ должна быть сдана в эксплуатацию в 2028 году.
В 2022 году завершена разработка технических проектов и активной зоны. В апреле 2023 года концерн «Росэнергоатом» получил лицензию Ростехнадзора на размещение АСММ. В ноябре 2023 года машиностроительный дивизион Росатома защитил технические проекты реакторной установки РИТМ‑200Н и активной зоны на совместном заседании бюро научно-технического совета Росатома. В феврале 2024 года концерн «Росэнергоатом» официально получил статус эксплуатирующей организации АЭС малой мощности в республике Саха (Якутия).
Подробности
Ключевая особенность установки — интегральная компоновка. Безопасность обеспечивается активными системами и резервируется пассивными.
Пассивные системы безопасности на Якутской АЭС обеспечат сохранность реактора в течение как минимум трех суток даже при потере энергоснабжения, в том числе с потерей теплоносителя. А для предотвращения таких аварий в реакторе будут установлены сигнализаторы уровня теплоносителя.
Для контроля состояния корпуса реактора во время эксплуатации будут использованы так называемые свидетели — образцы из стали того же состава, что и корпус реактора, которые можно извлекать и подвергать разрушающему контролю.
Схемно-конструктивные и компоновочные решения РИТМ‑200Н, насколько это возможно, такие же, как у РИТМ‑200 (эксплуатируются на универсальных атомных ледоколах). Однако для соответствия РИТМ‑200Н наземным нормам и правилам разрабатывается новый проект активной зоны, подбирается топливная кампания. Топливо — новая керметная композиция, оболочки из сплава 42ХНМ.
Энергия для ГОКов
Основными потребителями электроэнергии Якутской АСММ станут ГОК на крупном золоторудном месторождении Кючус, добывающие объекты на месторождениях редкоземельных металлов и олова, а также поселки Усть-Куйга, Депутатский, Казачье и Северный.
РИТМ 200С
Предназначены для установки на модернизированных плавучих энергоблоках (ПЭБах). Мощность более 100 МВт.
Локация
Модернизированные ПЭБы планируется использовать для энергоснабжения Баимского ГОКа (Чукотка). Также на «Атомэкспо‑2024» Росатом подписал с властями Приморского края меморандум, предусматривающий разработку плавучих энергоблоков (ПЭБов) для энергоснабжения жителей региона.
Статус
Для баимских ПЭБов разработаны технический проект, отчет по обоснованию безопасности и рабочая конструкторская документация, подтверждена экономическая целесообразность проекта.
Подробности
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.
Для блоков разработана активная зона с увеличенным энергоресурсом активной зоны (до 8 ТВт·ч). В блоках будет использоваться модифицированное топливо: высота активной части твэлов увеличена, для их оболочек используется сплав 42ХНМ. Топливная композиция интерметаллидная. Период между перегрузками топлива — шесть лет.
Предназначены для установки на модернизированных плавучих энергоблоках (ПЭБах). Мощность более 100 МВт.
Локация
Модернизированные ПЭБы планируется использовать для энергоснабжения Баимского ГОКа (Чукотка). Также на «Атомэкспо‑2024» Росатом подписал с властями Приморского края меморандум, предусматривающий разработку плавучих энергоблоков (ПЭБов) для энергоснабжения жителей региона.
Статус
Для баимских ПЭБов разработаны технический проект, отчет по обоснованию безопасности и рабочая конструкторская документация, подтверждена экономическая целесообразность проекта.
Подробности
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.
Для блоков разработана активная зона с увеличенным энергоресурсом активной зоны (до 8 ТВт·ч). В блоках будет использоваться модифицированное топливо: высота активной части твэлов увеличена, для их оболочек используется сплав 42ХНМ. Топливная композиция интерметаллидная. Период между перегрузками топлива — шесть лет.
«Шельф-М»
Установка интегрального типа с водо-водяным реактором. Тепловая мощность — 35 МВт, электрическая — до 10 МВт.
Локация
Рядом с золоторудным месторождением Совиное, Якутия.
Статус
Выполнен технический проект реакторной установки. В июне 2023 года Росатом подписал соглашение о строительстве головного атомного энергоблока с реактором «Шельф-М» с правительством Чукотского автономного округа.
До 2026 года планируется завершение ресурсных испытаний основных узлов и элементов конструкции. 2030 год — физпуск, энергопуск и ввод в промышленную эксплуатацию.
Подробности
В качестве топлива будет использоваться диоксид урана. Топливная кампания — восемь лет. Срок службы установки — 60 лет.
Длина «Шельфа-М» — 11 метров, диаметр — 8 метров, вес полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой — 370 тонн. При необходимости его можно перевозить с площадки на площадку — например, на барже.
Активная зона «Шельфа-М» выполнена по канальной схеме. Компоновка активной зоны и топливная композиция подобны применяемым на атомных ледоколах.
«Шельф-М» способен работать в режиме естественной циркуляции теплоносителя первого контура примерно на 30 % от максимального уровня мощности.
По проекту идут НИОКР, направленные на экспериментальное обоснование принятых технических решений. В частности, специалисты анализируют применимость в составе реакторной установки элементов оборудования, созданных аддитивными методами и выполненных из композитных материалов. Также разрабатывается концепция роботизации реакторной установки. Поскольку доступ персонала внутрь защитной оболочки в процессе эксплуатации невозможен, многие технологические операции выполняют роботы-манипуляторы. Кроме того, в серийных блоках предусмотрена возможность удаленного операторско-диспетчерского управления — после тестирования системы в дублирующем режиме на головном блоке и подтверждения ее надежности и безопасности.
Установка интегрального типа с водо-водяным реактором. Тепловая мощность — 35 МВт, электрическая — до 10 МВт.
Локация
Рядом с золоторудным месторождением Совиное, Якутия.
Статус
Выполнен технический проект реакторной установки. В июне 2023 года Росатом подписал соглашение о строительстве головного атомного энергоблока с реактором «Шельф-М» с правительством Чукотского автономного округа.
До 2026 года планируется завершение ресурсных испытаний основных узлов и элементов конструкции. 2030 год — физпуск, энергопуск и ввод в промышленную эксплуатацию.
Подробности
В качестве топлива будет использоваться диоксид урана. Топливная кампания — восемь лет. Срок службы установки — 60 лет.
Длина «Шельфа-М» — 11 метров, диаметр — 8 метров, вес полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой — 370 тонн. При необходимости его можно перевозить с площадки на площадку — например, на барже.
Активная зона «Шельфа-М» выполнена по канальной схеме. Компоновка активной зоны и топливная композиция подобны применяемым на атомных ледоколах.
«Шельф-М» способен работать в режиме естественной циркуляции теплоносителя первого контура примерно на 30 % от максимального уровня мощности.
По проекту идут НИОКР, направленные на экспериментальное обоснование принятых технических решений. В частности, специалисты анализируют применимость в составе реакторной установки элементов оборудования, созданных аддитивными методами и выполненных из композитных материалов. Также разрабатывается концепция роботизации реакторной установки. Поскольку доступ персонала внутрь защитной оболочки в процессе эксплуатации невозможен, многие технологические операции выполняют роботы-манипуляторы. Кроме того, в серийных блоках предусмотрена возможность удаленного операторско-диспетчерского управления — после тестирования системы в дублирующем режиме на головном блоке и подтверждения ее надежности и безопасности.
«Елена-АМ» (автоматизированная и модернизированная)
Пилотная атомная термоэлектрическая станция теплоснабжения. Заявленная тепловая мощность — 7 МВт. Электрическая мощность термоэлектрогенератора — около 200 кВт.
Статус
Проект станции по заказу Росатома разрабатывает Курчатовский институт, он находится на стадии НИОКР. Параметры будут уточняться по мере проработки проекта.
Пилотная атомная термоэлектрическая станция теплоснабжения. Заявленная тепловая мощность — 7 МВт. Электрическая мощность термоэлектрогенератора — около 200 кВт.
Статус
Проект станции по заказу Росатома разрабатывает Курчатовский институт, он находится на стадии НИОКР. Параметры будут уточняться по мере проработки проекта.
История «Елены»
О том, чтобы создать автономную атомную станцию, способную проработать до 10 лет без обслуживания, задумались в СССР еще в 1960‑х годах. В 1982 году была введена в эксплуатацию установка «Гамма». Тепловая мощность станции составляла 220 кВт, электрическая — 6,6 кВт. В качестве источника тепловой энергии использовался водо-водяной реактор с саморегулированием мощности. Для преобразования тепловой энергии в электрическую применялся термоэлектрический метод.
В 1989 году Дальневосточное отделение Академии наук СССР предложило создать опытно-промышленный образец теплоэлектростанции, основанной на термоэлектрическом преобразовании электроэнергии, для тепло- и электроснабжения небольшого научного поселка Тихоокеанского океанологического института в районе бухты Елена острова Попова. Будущую станцию назвали в честь бухты.
В 1989 году Дальневосточное отделение Академии наук СССР предложило создать опытно-промышленный образец теплоэлектростанции, основанной на термоэлектрическом преобразовании электроэнергии, для тепло- и электроснабжения небольшого научного поселка Тихоокеанского океанологического института в районе бухты Елена острова Попова. Будущую станцию назвали в честь бухты.
Подробности
Задача установки — обеспечивать теплоснабжение отдаленных и труднодоступных регионов. Для обоих контуров предусмотрена естественная циркуляция теплоносителя (воды). Реактор водо-водяного типа должен осуществлять саморегулирование во всем диапазоне электрической и тепловой нагрузок за счет отрицательного температурного эффекта реактивности и выгорающего поглотителя. Установка должна ежесуточно работать в режиме слежения за электрической нагрузкой в диапазоне от 20 % до 100 % от номинальных значений.
Станция необслуживаемая, она будет оборудована автоматизированной системой управления технологическими процессами.
В качестве фундаментной конструкции для размещения основного оборудования предполагается использовать бак металловодной защиты, заполненный водой. Он же будет осуществлять биологическую защиту от ионизирующего излучения. Благодаря малой мощности уровень запасенного тепла станции невысок.
Установка должна работать 350 дней в году, затем на две недели останавливаться для диагностики и обслуживания.
Задача установки — обеспечивать теплоснабжение отдаленных и труднодоступных регионов. Для обоих контуров предусмотрена естественная циркуляция теплоносителя (воды). Реактор водо-водяного типа должен осуществлять саморегулирование во всем диапазоне электрической и тепловой нагрузок за счет отрицательного температурного эффекта реактивности и выгорающего поглотителя. Установка должна ежесуточно работать в режиме слежения за электрической нагрузкой в диапазоне от 20 % до 100 % от номинальных значений.
Станция необслуживаемая, она будет оборудована автоматизированной системой управления технологическими процессами.
В качестве фундаментной конструкции для размещения основного оборудования предполагается использовать бак металловодной защиты, заполненный водой. Он же будет осуществлять биологическую защиту от ионизирующего излучения. Благодаря малой мощности уровень запасенного тепла станции невысок.
Установка должна работать 350 дней в году, затем на две недели останавливаться для диагностики и обслуживания.
Быстрые реакторы
Быстрые реакторы — неотъемлемый компонент двухкомпонентной атомной энергетики. Три ключевых проекта в разработке Росатома: свинцовый (средней и большой мощности) и натриевый реакторы.
Быстрые реакторы — неотъемлемый компонент двухкомпонентной атомной энергетики. Три ключевых проекта в разработке Росатома: свинцовый (средней и большой мощности) и натриевый реакторы.
БН-1200М
Модернизированный реактор на быстрых нейтронах. Электрическая мощность — 1200 МВт. Тепловая— 2800 МВт.
Локация
В составе Белоярской АЭС, Свердловская область.
Статус
В августе 2023 года на площадке были завершены исследовательские работы. В ноябре 2023 года в Заречном прошли общественные слушания по материалам обоснования лицензии на размещение блока № 5 с реактором БН‑1200М. Представители общественности поддержали размещение блока. В мае 2024 года Белоярская АЭС получила положительное заключение Росприроднадзора на размещение нового энергоблока БН‑1200М.
Пуск блока запланирован на начало 30-х годов.
Подробности
Теплоноситель — натрий. Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнением петель. Для использования в активной зоне рассматриваются уран-плутониевое оксидное и нитридное топливо. В топливной композиции можно использовать плутоний из переработанного топлива как быстрых, так и водо-водяных реакторов, добавляя минорые актиниды (для их дожигания в реакторе), нарабатывать плутоний (для новых порций топлива), а также востребованные изотопы.
Значительно улучшены характеристики безопасности. Предусмотрены система пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней, устройство удержания и охлаждения расплавленного топлива внутри корпуса реактора. Оборудование и системы, содержащие радиоактивный натрий, размещены в баке реактора. Там же помещаются автономные теплообменники системы аварийного отвода тепла с организацией естественной циркуляции по контурам, что уменьшает вероятность тяжелого повреждения активной зоны. Объем внутриреакторного хранилища увеличен, для того чтобы выгружать ТВС из реактора сразу в бассейн выдержки. Значительно сокращена длина натриевых систем.
Энергонапряженность активной зоны БН‑1200 по сравнению с БН‑600 и БН‑800 ниже почти вдвое, что позволяет увеличить микрокампанию. Также в этом проекте обеспечено более глубокое выгорание топлива. Оптимизированы капитальные затраты на сооружение блока, что способствует повышению конкурентоспособности проекта.
Срок службы блока с БН‑1200М — 60 лет, есть потенциал его увеличения и удлинения топливной кампании.
Модернизированный реактор на быстрых нейтронах. Электрическая мощность — 1200 МВт. Тепловая— 2800 МВт.
Локация
В составе Белоярской АЭС, Свердловская область.
Статус
В августе 2023 года на площадке были завершены исследовательские работы. В ноябре 2023 года в Заречном прошли общественные слушания по материалам обоснования лицензии на размещение блока № 5 с реактором БН‑1200М. Представители общественности поддержали размещение блока. В мае 2024 года Белоярская АЭС получила положительное заключение Росприроднадзора на размещение нового энергоблока БН‑1200М.
Пуск блока запланирован на начало 30-х годов.
Подробности
Теплоноситель — натрий. Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнением петель. Для использования в активной зоне рассматриваются уран-плутониевое оксидное и нитридное топливо. В топливной композиции можно использовать плутоний из переработанного топлива как быстрых, так и водо-водяных реакторов, добавляя минорые актиниды (для их дожигания в реакторе), нарабатывать плутоний (для новых порций топлива), а также востребованные изотопы.
Значительно улучшены характеристики безопасности. Предусмотрены система пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней, устройство удержания и охлаждения расплавленного топлива внутри корпуса реактора. Оборудование и системы, содержащие радиоактивный натрий, размещены в баке реактора. Там же помещаются автономные теплообменники системы аварийного отвода тепла с организацией естественной циркуляции по контурам, что уменьшает вероятность тяжелого повреждения активной зоны. Объем внутриреакторного хранилища увеличен, для того чтобы выгружать ТВС из реактора сразу в бассейн выдержки. Значительно сокращена длина натриевых систем.
Энергонапряженность активной зоны БН‑1200 по сравнению с БН‑600 и БН‑800 ниже почти вдвое, что позволяет увеличить микрокампанию. Также в этом проекте обеспечено более глубокое выгорание топлива. Оптимизированы капитальные затраты на сооружение блока, что способствует повышению конкурентоспособности проекта.
Срок службы блока с БН‑1200М — 60 лет, есть потенциал его увеличения и удлинения топливной кампании.
Модель активной зоны БН‑1200М собрали в январе 2024 г. в Физико-энергетическом институте им. А. И. Лейпунского. Это самая большая критическая сборка в истории ядерных исследований: в ней 4,7 тыс. топливных стержней. Физпуск модели на базе комплекса быстрых физических стендов состоялся в декабре прошлого года
БРЕСТ-ОД 300
Быстрый реактор естественной безопасности, опытный демонстрационный. Энергетическая мощность — 300 МВт.
Локация
Северск, Томская область.
Статус
Июнь 2021 года — залит первый бетон в фундамент реакторного здания. В конце апреля 2024 года завершился второй этап возведения ограждающей конструкции. Ее средний ярус установлен в шахте реактора. Физпуск запланирован на конец 2026 года.
Подробности
Теплоноситель — расплавленный свинец. Топливо — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП).
Активная зона расположена в центральной полости железобетонного бассейна, заполненного жидким свинцом. Парогенераторы и циркуляционные насосы — в периферийных полостях.
Температуры плавления и кипения, другие физические особенности теплоносителя и реактора позволили отказаться от ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Интегральная конструкция и физика реакторной установки исключают аварии, требующие эвакуации населения.
Реактор работает по двухконтурной схеме: ядерное топливо нагревает жидкий свинец первого контура, в парогенераторе он передает тепло воде второго контура, которая в виде пара вращает турбину, передающую энергию электрогенератору. Он, в свою очередь, производит электроэнергию.
Опытный главный циркуляционный насосный агрегат в ходе испытаний показал, что за секунду может перекачивать более 11 тонн свинца. Его испытания должны завершиться в 2024 году. Ведутся работы по обоснованию использования СНУП-топлива и повышения его выгорания.
Быстрый реактор естественной безопасности, опытный демонстрационный. Энергетическая мощность — 300 МВт.
Локация
Северск, Томская область.
Статус
Июнь 2021 года — залит первый бетон в фундамент реакторного здания. В конце апреля 2024 года завершился второй этап возведения ограждающей конструкции. Ее средний ярус установлен в шахте реактора. Физпуск запланирован на конец 2026 года.
Подробности
Теплоноситель — расплавленный свинец. Топливо — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП).
Активная зона расположена в центральной полости железобетонного бассейна, заполненного жидким свинцом. Парогенераторы и циркуляционные насосы — в периферийных полостях.
Температуры плавления и кипения, другие физические особенности теплоносителя и реактора позволили отказаться от ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Интегральная конструкция и физика реакторной установки исключают аварии, требующие эвакуации населения.
Реактор работает по двухконтурной схеме: ядерное топливо нагревает жидкий свинец первого контура, в парогенераторе он передает тепло воде второго контура, которая в виде пара вращает турбину, передающую энергию электрогенератору. Он, в свою очередь, производит электроэнергию.
Опытный главный циркуляционный насосный агрегат в ходе испытаний показал, что за секунду может перекачивать более 11 тонн свинца. Его испытания должны завершиться в 2024 году. Ведутся работы по обоснованию использования СНУП-топлива и повышения его выгорания.
Триединый ОДЭК
БРЕСТ-ОД‑300 — часть опытного демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), реализуемого в рамках проекта «Прорыв». В ОДЭК также входят модули по производству уран-плутониевого топлива и по переработке отработавшего топлива. Из уран-плутониевого регенерата в режиме топливного самообеспечения будут изготавливать топливные перегрузки. Три элемента ОДЭК должны продемонстрировать устойчивость цикличного производства топлива, его использования и переработки ОЯТ. Фактически это замыкание ЯТЦ на площадке атомной станции. Полностью ОДЭК предполагается запустить в 2030 году.
БР-1200
Быстрый коммерческий реактор со свинцовым теплоносителем. Электрическая мощность — 1200 МВт, тепловая — 2930 МВт.
Статус
Ведутся НИОКР.
Подробности
БР‑1200 — логичное продолжение и более мощный вариант БРЕСТ-ОД‑300. Как и у двух описанных выше реакторов, ключевые особенности БР — интегральная компоновка первого контура с локализующим барьером в составе корпуса; отвод остаточного тепла от первого контура специальной системой с пассивным воздушным теплообменником; применение пассивных средств воздействия на реактивность для управления запроектными авариями. Топливо — СНУП. Зимой этого года сообщалось, что на СХК планируют начать испытания маломасштабной модели парогенератора БР‑1200 в 2026 году.
Быстрый коммерческий реактор со свинцовым теплоносителем. Электрическая мощность — 1200 МВт, тепловая — 2930 МВт.
Статус
Ведутся НИОКР.
Подробности
БР‑1200 — логичное продолжение и более мощный вариант БРЕСТ-ОД‑300. Как и у двух описанных выше реакторов, ключевые особенности БР — интегральная компоновка первого контура с локализующим барьером в составе корпуса; отвод остаточного тепла от первого контура специальной системой с пассивным воздушным теплообменником; применение пассивных средств воздействия на реактивность для управления запроектными авариями. Топливо — СНУП. Зимой этого года сообщалось, что на СХК планируют начать испытания маломасштабной модели парогенератора БР‑1200 в 2026 году.
Свинцово-висмутовые реакторы
У свинца-висмута выгодные теплофизические свойства. Сплав имеет достаточно низкую (123 °C) температуру плавления (для сравнения, у свинца она 327 °C), а значит, не нужно создавать жаропрочные конструкционные материалы. Температура кипения, напротив, высока (1670 °C), поэтому можно получить очень горячий пар при сравнительно низком давлении. Чем выше температура пара, тем выше КПД энергоустановки. Кроме того, в отличие от натрия, свинец-висмут не вступает в реакции с воздухом и водой, поэтому исключены взрывы с выбросами водорода и пожары.
У свинца-висмута выгодные теплофизические свойства. Сплав имеет достаточно низкую (123 °C) температуру плавления (для сравнения, у свинца она 327 °C), а значит, не нужно создавать жаропрочные конструкционные материалы. Температура кипения, напротив, высока (1670 °C), поэтому можно получить очень горячий пар при сравнительно низком давлении. Чем выше температура пара, тем выше КПД энергоустановки. Кроме того, в отличие от натрия, свинец-висмут не вступает в реакции с воздухом и водой, поэтому исключены взрывы с выбросами водорода и пожары.
СВБР-100
Свинцово-висмутовый быстрый реактор. Планируемая мощность — 100−130 МВт.
Статус
В 2021 году сообщалось, что совместное предприятие EN+ и Росатома «АКМЭ-инжиниринг» возобновило работу над проектом СВБР‑100.
Подробности
Во второй половине 1990‑х был создан концептуальный проект АЭС с двумя блоками электрической мощностью 1600 МВт на базе реактора СВБР мощностью 100 МВт — по 16 модулей в каждом блоке. Потом работа приостановилась. В 2006 году она получила новый толчок — началось проектирование опытной установки. Затем появилось "АКМЭ-инжиниринг".
Реактор может работать как на урановом, так и на уран-плутониевом топливе, как оксидном, так и нитридном. Также в СВБР‑100 можно загружать топливо с минорными актинидами. Реакторную установку предполагается разместить в герметичном боксе, а все системы — в здании-оболочке.
Свинцово-висмутовый быстрый реактор. Планируемая мощность — 100−130 МВт.
Статус
В 2021 году сообщалось, что совместное предприятие EN+ и Росатома «АКМЭ-инжиниринг» возобновило работу над проектом СВБР‑100.
Подробности
Во второй половине 1990‑х был создан концептуальный проект АЭС с двумя блоками электрической мощностью 1600 МВт на базе реактора СВБР мощностью 100 МВт — по 16 модулей в каждом блоке. Потом работа приостановилась. В 2006 году она получила новый толчок — началось проектирование опытной установки. Затем появилось "АКМЭ-инжиниринг".
Реактор может работать как на урановом, так и на уран-плутониевом топливе, как оксидном, так и нитридном. Также в СВБР‑100 можно загружать топливо с минорными актинидами. Реакторную установку предполагается разместить в герметичном боксе, а все системы — в здании-оболочке.
СВЕТ-М
Свинцово-висмутовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, модульный. Разрабатывается в диапазоне электрической мощности от 1 до 50 МВт, наиболее проработана конструкция на 10 МВт.
Статус
В конце 2022 года была завершена разработка сокращенного эскизного проекта. Разработчик — ОКБ «Гидропресс».
Подробности
Быстрый реактор интегрального типа, в котором системы первого контура размещены в одной оболочке, а трубопроводы и арматура первого контура отсутствуют — они не нужны. Его главная особенность — естественная циркуляция: нет циркуляционных насосов, теплоноситель движется за счет разницы давления в горячей активной зоне и условно холодном парогенераторе. Благодаря большой температурной разнице свинца-висмута в горячей и «холодной» частях контура создается более высокий (по сравнению с другими теплоносителями) напор, поэтому высоту реакторной установки можно снизить, сократив расход материалов.
Благодаря высокой температуре пара на выходе из пароперегревателя у установки высокий КПД. СВЕТ-М, как и СВБР‑100, может работать на урановом и уран-плутониевом топливе, как оксидном, так и нитридном.
Свинцово-висмутовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, модульный. Разрабатывается в диапазоне электрической мощности от 1 до 50 МВт, наиболее проработана конструкция на 10 МВт.
Статус
В конце 2022 года была завершена разработка сокращенного эскизного проекта. Разработчик — ОКБ «Гидропресс».
Подробности
Быстрый реактор интегрального типа, в котором системы первого контура размещены в одной оболочке, а трубопроводы и арматура первого контура отсутствуют — они не нужны. Его главная особенность — естественная циркуляция: нет циркуляционных насосов, теплоноситель движется за счет разницы давления в горячей активной зоне и условно холодном парогенераторе. Благодаря большой температурной разнице свинца-висмута в горячей и «холодной» частях контура создается более высокий (по сравнению с другими теплоносителями) напор, поэтому высоту реакторной установки можно снизить, сократив расход материалов.
Благодаря высокой температуре пара на выходе из пароперегревателя у установки высокий КПД. СВЕТ-М, как и СВБР‑100, может работать на урановом и уран-плутониевом топливе, как оксидном, так и нитридном.
СВГТ-1
Свинец-висмутовый газотурбинный электрический реактор. Мощность — 1 МВт. Симбиоз свинцово-висмутового реактора и газотурбинной установки. Насосы отсутствуют, циркуляция естественная.
Статус
Проект находится на стадии предварительной проработки. Разработчик — ГНЦ РФ — ФЭИ.
Свинец-висмутовый газотурбинный электрический реактор. Мощность — 1 МВт. Симбиоз свинцово-висмутового реактора и газотурбинной установки. Насосы отсутствуют, циркуляция естественная.
Статус
Проект находится на стадии предварительной проработки. Разработчик — ГНЦ РФ — ФЭИ.
Из воды на сушу
На заре советского атомного проекта свинец-висмут «проиграл» натрию в борьбе за использование в быстром реакторе — с натрием плутоний нарабатывается быстрее. Однако свинец-висмут не забыли: А. И. Лейпунский предложил использовать сплав при создании реакторов для атомных подводных лодок (АПЛ).
Тема была новая, знаний о свойствах свинца-висмута не хватало. Были построены десятки стендов, но сроки выполнения задачи были очень сжатые, поэтому изучать, проектировать и строить АПЛ приходилось чуть ли не одновременно. Нехватка знаний приводила к тому, что изучать свойства реактора приходилось даже в процессе эксплуатации: устраняли неполадки, затем корректировали регламенты изготовления и использования. В итоге в ВМФ до 1996 года прослужили шесть АПЛ со свинцово-висмутовыми реакторами, общая наработка во всех режимах составила около 80 реакторо-лет, были подтверждены достоинства и основные характеристики, заложенные в проекте.
Тема была новая, знаний о свойствах свинца-висмута не хватало. Были построены десятки стендов, но сроки выполнения задачи были очень сжатые, поэтому изучать, проектировать и строить АПЛ приходилось чуть ли не одновременно. Нехватка знаний приводила к тому, что изучать свойства реактора приходилось даже в процессе эксплуатации: устраняли неполадки, затем корректировали регламенты изготовления и использования. В итоге в ВМФ до 1996 года прослужили шесть АПЛ со свинцово-висмутовыми реакторами, общая наработка во всех режимах составила около 80 реакторо-лет, были подтверждены достоинства и основные характеристики, заложенные в проекте.
Исследовательские реакторы
Исследовательские реакторы пережили бурное развитие в 1950—1970‑х годах, география их распространения была гораздо шире, чем атомных станций. Сейчас в мире на этом направлении наблюдается определенный спад, и радует, что Россия стала исключением: в 2021 году состоялся долгожданный пуск реактора ПИК в Гатчине, в процессе строительства еще несколько интересных проектов.
Исследовательские реакторы пережили бурное развитие в 1950—1970‑х годах, география их распространения была гораздо шире, чем атомных станций. Сейчас в мире на этом направлении наблюдается определенный спад, и радует, что Россия стала исключением: в 2021 году состоялся долгожданный пуск реактора ПИК в Гатчине, в процессе строительства еще несколько интересных проектов.
ИЖСР
Исследовательский жидкосолевой реактор. Тепловая мощность — 10 МВт.
Локация
Горно-химический комбинат (ГХК), Железногорск, Красноярский край.
Статус
По итогам 2023 года ГХК в полном объеме выполнил НИОКР по проекту, в том числе был разработан эскизный проект реактора. В 2026‑м ГХК планирует получить лицензию на размещение ИЖСР, в 2027‑м — лицензию на строительство. Пуск реактора запланирован на 2031 год.
Подробности
Жидкосолевой реактор — установка, в которой топливо растворено в солевой среде фторидов металлов (теплоносителе); соль и топливо суммарно формируют гомогенную активную зону. Для таких реакторов, в отличие от гетерогенных ядерных, не нужны твэлы и топливные сборки.
ИЖСР обладает отрицательными реактивностными обратными связями, пустотной и температурной, что обеспечивает высокий уровень ядерной безопасности; а низкое давление в первом контуре минимизирует уровень запасенной энергии и нагрузки на оборудование.
Основное назначение ЖСР — трансмутация минорных актинидов. Он рассматривается как часть замкнутого ядерного топливного цикла.
В качестве основного конструкционного материала выбран сплав, на 80 % состоящий из никеля. Большинство работ по обслуживанию ИЖСР планируется выполнять с помощью роботов.
Исследовательский жидкосолевой реактор. Тепловая мощность — 10 МВт.
Локация
Горно-химический комбинат (ГХК), Железногорск, Красноярский край.
Статус
По итогам 2023 года ГХК в полном объеме выполнил НИОКР по проекту, в том числе был разработан эскизный проект реактора. В 2026‑м ГХК планирует получить лицензию на размещение ИЖСР, в 2027‑м — лицензию на строительство. Пуск реактора запланирован на 2031 год.
Подробности
Жидкосолевой реактор — установка, в которой топливо растворено в солевой среде фторидов металлов (теплоносителе); соль и топливо суммарно формируют гомогенную активную зону. Для таких реакторов, в отличие от гетерогенных ядерных, не нужны твэлы и топливные сборки.
ИЖСР обладает отрицательными реактивностными обратными связями, пустотной и температурной, что обеспечивает высокий уровень ядерной безопасности; а низкое давление в первом контуре минимизирует уровень запасенной энергии и нагрузки на оборудование.
Основное назначение ЖСР — трансмутация минорных актинидов. Он рассматривается как часть замкнутого ядерного топливного цикла.
В качестве основного конструкционного материала выбран сплав, на 80 % состоящий из никеля. Большинство работ по обслуживанию ИЖСР планируется выполнять с помощью роботов.
МБИР
Многоцелевой быстрый исследовательский реактор. Проектная мощность — 150 МВт.
Локация
Площадка Государственного научного центра «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ НИИАР).
Статус
Сооружается. В январе 2023 года была завершена установка корпуса реактора в проектное положение, в октябре — завершено сооружение свода реакторного здания.
Подробности
В МБИРе будет использована трехконтурная схема передачи тепла от реактора к окружающей среде: теплоноситель первого и второго контуров — натрий, третьего — вода. В составе МБИРа (помимо реакторной установки) предусмотрены паротурбинная и петлевые установки, транспортно-технологические системы, вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы, комплексы исследовательских защитных камер и лабораторный.
Толщина корпуса реактора 25−50 мм — в 6−12 раз тоньше, чем у ВВЭР. Длина реактора 12 метров, максимальный диаметр — 4 метра, вес — более 83 тонн.
В качестве штатного топлива предусмотрено виброуплотненное МОКС-топливо, оно уже производится на площадке АО «ГНЦ НИИАР». В то же время МБИР позволяет использовать и альтернативные виды топлива, как уранового, так и плотного уран-плутониевого.
МБИР заменит БОР‑60, работающий с 1969 года. На нем продолжатся реакторные и послереакторные материаловедческие исследования, а также отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Также на МБИРе будут изучаться технологии двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла. Здесь будут обосновываться создание безопасных ядерных энергетических установок поколения IV и выполняться прорывные фундаментальные и прикладные исследования.
На базе МБИРа создается международный центр исследований (МЦИ МБИР) — центр компетенций по быстрым реакторам.
Многоцелевой быстрый исследовательский реактор. Проектная мощность — 150 МВт.
Локация
Площадка Государственного научного центра «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ НИИАР).
Статус
Сооружается. В январе 2023 года была завершена установка корпуса реактора в проектное положение, в октябре — завершено сооружение свода реакторного здания.
Подробности
В МБИРе будет использована трехконтурная схема передачи тепла от реактора к окружающей среде: теплоноситель первого и второго контуров — натрий, третьего — вода. В составе МБИРа (помимо реакторной установки) предусмотрены паротурбинная и петлевые установки, транспортно-технологические системы, вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы, комплексы исследовательских защитных камер и лабораторный.
Толщина корпуса реактора 25−50 мм — в 6−12 раз тоньше, чем у ВВЭР. Длина реактора 12 метров, максимальный диаметр — 4 метра, вес — более 83 тонн.
В качестве штатного топлива предусмотрено виброуплотненное МОКС-топливо, оно уже производится на площадке АО «ГНЦ НИИАР». В то же время МБИР позволяет использовать и альтернативные виды топлива, как уранового, так и плотного уран-плутониевого.
МБИР заменит БОР‑60, работающий с 1969 года. На нем продолжатся реакторные и послереакторные материаловедческие исследования, а также отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Также на МБИРе будут изучаться технологии двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла. Здесь будут обосновываться создание безопасных ядерных энергетических установок поколения IV и выполняться прорывные фундаментальные и прикладные исследования.
На базе МБИРа создается международный центр исследований (МЦИ МБИР) — центр компетенций по быстрым реакторам.
Юрий Оленин
заместитель гендиректора Росатома по науке и стратегии
«Исследовательский реактор МБИР Росатома и российский мегасайенс-проект — реактор ПИК Курчатовского института — являются взаимодополняющими и обеспечивают весь возможный спектр нейтронных исследований, как в части энергии нейтронов, так и в части возможных объектов исследования».
«Страна Росатом», 23.01.2023
«Страна Росатом», 23.01.2023
ВТГР
Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.
Статус
Проект сооружения головной атомной энерготехнологической станции (АЭТС) с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для производства водородсодержащих продуктов находится на доинвестиционном этапе.
Подробности
Разработки реакторных установок с ВТГР различной мощности активно велись еще во времена Минсредмаша.
Сегодня АО «Концерн Росэнергоатом» (в рамках широкой кооперации отраслевых предприятий и российских научных центров) реализует масштабный проект «Разработка технологий атомно-водородной энергетики для крупномасштабного производства и потребления водорода». Предполагается, что результаты НИОКР будут использованы при создании в первой половине 2030-х годов пилотной АЭТС с ВТГР и ХТЧ для производства водородсодержащих продуктов (с использованием высокопотенциального тепла ядерного реактора для осуществления парокислородной конверсии метана и полезным использованием образуемого CO2).
В рамках проекта к концу 2023 года была завершена разработка технического проекта ВТГР (тепловая мощность — 200 МВт, температура гелия на выходе из активной зоны — 850 °C), ведутся разработка опытно-промышленной технологии производства топлива ВТГР (к ее отработке и апробации планируется приступить уже в 2025 году), а также обоснования инвестиций.
Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.
Статус
Проект сооружения головной атомной энерготехнологической станции (АЭТС) с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для производства водородсодержащих продуктов находится на доинвестиционном этапе.
Подробности
Разработки реакторных установок с ВТГР различной мощности активно велись еще во времена Минсредмаша.
Сегодня АО «Концерн Росэнергоатом» (в рамках широкой кооперации отраслевых предприятий и российских научных центров) реализует масштабный проект «Разработка технологий атомно-водородной энергетики для крупномасштабного производства и потребления водорода». Предполагается, что результаты НИОКР будут использованы при создании в первой половине 2030-х годов пилотной АЭТС с ВТГР и ХТЧ для производства водородсодержащих продуктов (с использованием высокопотенциального тепла ядерного реактора для осуществления парокислородной конверсии метана и полезным использованием образуемого CO2).
В рамках проекта к концу 2023 года была завершена разработка технического проекта ВТГР (тепловая мощность — 200 МВт, температура гелия на выходе из активной зоны — 850 °C), ведутся разработка опытно-промышленной технологии производства топлива ВТГР (к ее отработке и апробации планируется приступить уже в 2025 году), а также обоснования инвестиций.
Термоядерный синтез
Разработка технологий управляемого синтеза — один из федеральных проектов, входящих в программу РТТН до 2030 года. Среди задач проекта — обеспечение материальной базы для разработки термоядерных и плазменных технологий и создание на их основе источников энергии, плазменных двигателей для космических аппаратов, инновационного оборудования и т. д.
Сейчас в России функционируют несколько токамаков. Это Т‑11М в троицком ТРИНИТИ; уникальный сферический Глобус-М2 (ФТИ им. А. Ф. Иоффе, Санкт-Петербург), существенно модернизированный в 2017 году; Т‑15МД (Курчатовский институт, Москва). Последний будет дополнен новыми системами, которые позволят, в числе прочего, исследовать возможности гибридных термоядерных реакторов. Т‑15МД стал первой термоядерной установкой, построенной в стране за последние 20 лет. Физпуск токамака прошел в мае 2021 года, энергопуск (первая устойчивая высокотемпратурная плазма) — весной 2023 года.
Еще одна любопытная установка — нейтронный генератор на основе плазменного фокуса «Мифист» (работает в НИЯУ МИФИ). Он возобновил работу в мае 2023 года после долгой модернизации.
Разработка технологий управляемого синтеза — один из федеральных проектов, входящих в программу РТТН до 2030 года. Среди задач проекта — обеспечение материальной базы для разработки термоядерных и плазменных технологий и создание на их основе источников энергии, плазменных двигателей для космических аппаратов, инновационного оборудования и т. д.
Сейчас в России функционируют несколько токамаков. Это Т‑11М в троицком ТРИНИТИ; уникальный сферический Глобус-М2 (ФТИ им. А. Ф. Иоффе, Санкт-Петербург), существенно модернизированный в 2017 году; Т‑15МД (Курчатовский институт, Москва). Последний будет дополнен новыми системами, которые позволят, в числе прочего, исследовать возможности гибридных термоядерных реакторов. Т‑15МД стал первой термоядерной установкой, построенной в стране за последние 20 лет. Физпуск токамака прошел в мае 2021 года, энергопуск (первая устойчивая высокотемпратурная плазма) — весной 2023 года.
Еще одна любопытная установка — нейтронный генератор на основе плазменного фокуса «Мифист» (работает в НИЯУ МИФИ). Он возобновил работу в мае 2023 года после долгой модернизации.
Горячее Солнца
В конце декабря 2023 года на Т‑15МД был получен разряд с током плазмы 260 кА, длительностью более 2 секунд. Эти показатели — рекорд для российских токамаков по длительности импульса. Температура электронной компоненты плазмы составила порядка 40 млн °, что в два раза превышает температуру в центре Солнца.
ТРТ
Токамак с реакторными технологиями.
Локация
Троицкий институт инновационных термоядерных исследований (ТРИНИТИ), Троицк.
Статус
На территории ТРИНИТИ создается необходимая инфраструктура. Построить ТРТ рассчитывают к 2030 году.
Подробности
ТРТ станет полномасштабным прототипом будущего термоядерного реактора, или источника нейтронов. На нем будет исследоваться поведение плазмы в квазистационарных режимах, близких к зажиганию; будут отрабатываться методы дополнительного нагрева плазмы, топливообеспечения, бланкетных технологий; будут разрабатываться новые виды диагностики, осваиваться тритиевые технологии.
«Сейчас на площадке идет большая стройка, такая, как была в 1970—1980‑х годах, и она будет развиваться еще больше», — отметил в декабре 2023 года генеральный директор ГНЦ РФ «ТРИНИТИ» Кирилл Ильин.
Токамак с реакторными технологиями.
Локация
Троицкий институт инновационных термоядерных исследований (ТРИНИТИ), Троицк.
Статус
На территории ТРИНИТИ создается необходимая инфраструктура. Построить ТРТ рассчитывают к 2030 году.
Подробности
ТРТ станет полномасштабным прототипом будущего термоядерного реактора, или источника нейтронов. На нем будет исследоваться поведение плазмы в квазистационарных режимах, близких к зажиганию; будут отрабатываться методы дополнительного нагрева плазмы, топливообеспечения, бланкетных технологий; будут разрабатываться новые виды диагностики, осваиваться тритиевые технологии.
«Сейчас на площадке идет большая стройка, такая, как была в 1970—1980‑х годах, и она будет развиваться еще больше», — отметил в декабре 2023 года генеральный директор ГНЦ РФ «ТРИНИТИ» Кирилл Ильин.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ