
Статьи Андрей Меркулов: скучать не приходится ФЭИ - НТС в честь 70-летия БР-1 Росатом создаст участок для работы с бериллием Быстрые - шаг вперёд к технологии вывода Блок с БН-600 продлён до 2040 года На Ленинградской АЭС завершились испытания ТУК для перевозок ОЯТ ВВЭР-1200 Китай - планы по гибридной станции ЛАЭС-8 - залит первый бетон Индия - Rajasthan-7 в сети БФС-1 - физпуск критсборки для МОКС в ВВЭР-С Документы Генсхема-2042 (утверждённый вариант) Интервью  Виктор Мурогов Конференции Круглый стол Ядерных обществ двух стран Всероссийская молодёжная конференция в Димитровграде - фоторепортаж НИИАР проведёт молодёжную конференцию TerraPower получила разрешение на подготовительные работы на площадке Natrium в штате Вайоминг В мире статус действующего имеют 417 блоков, статус строящегося 62 блока - PRIS |
Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики
Естественная безопасность (эта терминология введена В.В. Орловым и Е.О. Адамовым) требует рассмотрения всех физически возможных аварий, даже относительно маловероятных, в качестве проектных и исключения их тяжелых последствий. Разработка реакторов с убедительно прогнозируемым исключением тяжелых аварий (разгон на мгновенных нейтронах, потеря или горение теплоносителя, паровые или водородные взрывы) со значимыми радиационными последствиями должна вестись с полным и последовательным отказом от использования потенциально опасных технических решений. Возможность возгорания и закипания натрия в авариях с учетом положительного (во всяком случае, локального) пустотного эффекта реактивности не позволяют в полной мере реализовать присущие быстрым реакторам качества безопасности.
Построим реакторы в ранжир
Главной особенностью текущего момента в атомной энергетике России следует назвать её ориентацию на изначально военные технологии. Мы располагаем на современном этапе АЭС с легководными реакторами на тепловых нейтронах ВВЭР и РБМК, топливообеспечение производим за счёт добычи и обогащения урана, а в части обращения ОЯТ уповаем на хранение с небольшой примесью химпереработки и остекловывания. Главных проблем у нас две: низкая эффективность использования природного урана и необходимость временного хранения нарастающих потоков ядерных материалов (ОЯТ). Какие реакторы мы имеем в наличии или можем получить в таковое при условии достаточности финансирования?
Владимир Степанов: свинец-висмут будет работать на гражданские нужды
Наш реактор готовится к использованию в замкнутом топливном цикле, что соответствует новой технологической платформе, разрабатываемой в Росатоме. СВБР - это быстрый реактор, который может быть переведён на топливное самообеспечение по мере готовности замкнутого ЯТЦ. На мой взгляд, оптимальным выбором для СВБР должно стать смешанное нитридное уран-плутониевое топливо. В этом случае, мы сможем добиться расширенного воспроизводства топлива внутри активной зоны, без бланкета, с коэффициентом воспроизводства выше единицы, что обеспечит топливное самообеспечение реактора после первой загрузки.
И свинец-висмут, и натрий займут свои ниши в атомной энергетике будущего
На сегодняшний день мы считаем, что должна реализовываться следующая концепция. Реакторы БН с натриевым теплоносителем - это реакторы для большой атомной энергетики. Это, например, реакторы БН-800 и большей мощности - 1600 МВт(эл.), 1800 МВт(эл.). Видно, что эти технологии имеют хорошие перспективы и обладают неплохими экономическими показателями. Сейчас мы пытаемся продемонстрировать это на проектах реакторов большой мощности - как мы называем их, БН-Коммерческий. Что касается реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, то в настоящее время это категория региональной энергетики, способной работать в автономных регионах, не имеющих связи с Единой энергосистемой России. Это энергетика средних мощностей, до 75-100 МВт(эл.), которая будет занимать свою нишу в деле энергоснабжения небольших регионов.
Предлагаю определиться с подходом
Конечно, у свинца есть и отрицательные качества: коррозионная активность (требуется продолжать НИОКР по обоснованию стойкости материалов, соблюдение режима теплоносителя), токсичность, активируемость, высокая температура плавления и худшие теплофизические свойства по отношению к Na. Значимыми являются коррозионная активность и в существенно меньшей мере активируемость. Эти же значимые отрицательные качества имеются у Na, но коррозию в Na научились поддерживать на проектном уровне (именно научились, научно подойдя к этому вопросу!). Уже сейчас ясно, что с этими вопросами на ТЖМТ можно эффективно справиться, имеются экспериментальные данные, что позволит действительно получить РУ нового качества по безопасности и экономичности. И, конечно, требуется доработать проект БРЕСТ-ОД-300 и линию БРЕСТ.
БРЕСТ - инновация или сверхинновация?
Какие новые технические решения по отношению к БН-600 заложены в строящемся БН-800, позволяющие говорить об инновации? Эволюционные улучшения - пассивное срабатывание СУЗ и др. - безусловно есть. Есть и стремление к замыканию топливного цикла. Только последнее не подкреплено новыми конструктивными и технологическими подходами. Если эти решения называть инновациями, то тогда БРЕСТ с высококипящим свинцовым теплоносителем, пассивным к воздействию воды и воздуха, сверхинновационный. Хотя разрабатывается он в рамках использования освоенных материалов и технологий.
Что можно делать, или чего не делать нельзя?
Но у нас нет главного и завершающего - мы не создали замкнутый уран-плутониевый топливный цикл. Если мы не справимся с этой задачей, то строительство быстрых реакторов становится бессмысленным. Теперь можно задуматься о роли таких сверхинновационных проектов быстрых реакторов, как, например, БРЕСТ со свинцовым теплоносителем. У меня возникает естественный вопрос - причём здесь вообще свинец? Есть ли какие-то специфические преимущества свинцового теплоносителя при использовании плутониевого топлива в активной зоне быстрого реактора, которые нельзя получить, ориентируясь только на натриевый теплоноситель?
Развитие атомной отрасли немыслимо без инноваций
Конечно, для серийного производства новых установок требуется новая технологическая база, но для реализации 2-3 блоков этого не нужно. Зато мы получили бы в технологии нечто новое, отсутствующее у наших конкурентов. Кроме того, мы смогли бы дать ответы на принципиальные стратегические и технические вопросы. Наконец, мы восстановили бы и развили нашу научную базу - в то время как при опоре на морально устаревшие проекты мы её неизбежно убьём.
Виктор Мурогов: какие реакторы нужны сегодняшней России?
Лучшее, на что мы можем рассчитывать в течение ближайших 10 лет - это использование опыта, накопленного при строительстве АЭС в Китае и Индии и достройке блоков высокой степени готовности внутри страны. На основании этого опыта мы должны создать референтный блок с реактором ВВЭР-1000 и использовать его для замещения выбывающих мощностей на имеющихся площадках. В условиях наблюдающегося снижения ядерной культуры и компетентности в отрасли, мы не должны браться за реализацию сверхинновационных проектов, наподобие БРЕСТ или ВВЭР-1500. Попытки сделать новые концепции на коленке приведут к печальным, если не трагическим последствиям.
Полуторатысячники - мода или реальная необходимость?
Индия приняла решение отказаться от реакторов-тысячников на площадке в Джайтапуре в пользу французских реакторов нового поколения и повышенной мощности. После того, как завершится процесс снятия с Индии ядерной блокады, Дели и Париж намерены подписать контракт на продажу в Джайтапур шести энергоблоков с EPR-1600. Этот поступок Индии выведет Францию и группу AREVA на второе место в неофициальном зачёте по количеству блоков, строящихся за рубежом, а по суммарной установленной мощности французы превратятся в абсолютных лидеров среди мировых экспортёров реакторных технологий (14,4 ГВт против 11 ГВт у россиян).
|
Круглый стол Ядерных обществ двух стран Совместный Круглый стол Отечественного ядерного общества (Российская Федерация) и Ядерного общества Казахстана собрал ведущих специалистов в области атомной энергетики и ядерных технологий. 24 апреля 2025 года в отеле Park Inn by Radisson в Астане состоялся совместный Круглый стол Отечественного ядерного общества (Российская Федерация) и Ассоциации Ядерное общество Казахстана под названием Атомная энергетика и технологии: шаг в будущее, на котором участники обсудили актуальные вопросы развития атомной энергетики, научно-технического сотрудничества и применения ядерных технологий. По итогам Круглого стола было принято решение поддерживать регулярный диалог между Отечественным ядерным обществом (РФ) и Ядерным обществом Казахстана, а также привлекать к сотрудничеству новые научные организации, промышленные предприятия...
|
Новости ПО Старт Калинин-2 включён в сеть после ППР Белоярская АЭС получила лицензию Ростехнадзора на размещение ядерной установки пятого энергоблока мощностью 1200 МВт Блэкаут в Испании не повлиял на безопасность АЭС, заявил Гросси Две заявки поданы в США на федеральную поддержку строительства ММР NPCIL заключила контракт на строительство двух блоков АЭС Kaiga Специалисты НПО ЦНИИТМАШ завершили комплекс исследований и испытаний материалов, применяемых при изготовлении элементов тепломеханического оборудования и трубопроводов АЭС ВАО АЭС-МЦ провёл на Смоленской АЭС обучающий семинар по теме лидерства и культуры безопасности В Росгвардии состоялась военно-историческая конференция, посвящённая участию войск правопорядка в ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС Землетрясение в Стамбуле не повлияло на стройплощадку АЭС Аккую МАГАТЭ выпустило технический документ, посвящённый опыту обращения с сильно повреждённым топливом и кориумом МАГАТЭ выпустило технический документ, посвящённый извлечению урана из фосфатных руд С участием Росэнергоатома подготовлено международное руководство по проверкам безопасности перед пусками новых блоков На втором блоке АЭС Эль-Дабаа завершён первый этап бетонирования второго яруса ВЗО Первая группа специалистов Запорожской АЭС успешно прошла переподготовку в Севастопольском государственном университете Ядерные общества России и Казахстана проводят круглый стол в Астане На втором блоке АЭС Аккую завершён монтаж ГЦНА На втором блоке АЭС Фукусима Дайичи завершилась вторая операция по извлечению фрагментов топлива Суммарные затраты на вывод Ханфорда составят от 364 до 589,4 млрд долларов На Атоммаше сварили замыкающий сварной шов корпуса реактора для Аккую-4
|
|