РТТН: разбор

«Разработка технологий двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом»

Суть
К середине века российская ядерная энергетика должна стать ­двухкомпонентной, а ядерный топливный цикл — замкнутым. Для этого необходимо внедрение в энергетику двух типов реакторов: водо-водяного со спектральным регулированием (ВВЭР-С) и реакторов на быстрых нейтронах: опытно-­демонстрационного (БРЕСТ-ОД 300) и энергетического (разрабатываются два варианта: БН‑1200М с натриевым теплоносителем и БР‑1200 — со ­свинцовым).

Использование ВВЭР-С обеспечит экономию природного урана при изготовлении ядерного топлива для АЭС, а разработка и промышленный запуск реакторов на быстрых нейтронах позволят эффективно использовать ОЯТ, перерабатывать его и изготавливать новое топливо (МОКС, СНУП). Одно из ключевых направлений федерального проекта — работы по проекту «Прорыв».

Основные результаты

• 8 июня 2021 года был залит первый бетон в основание реактора БРЕСТ-ОД‑300 на площадке СХК. Ведется его строительство.
• Разработаны и введены в действие первые в мире федеральные нормы и правила, устанавливающие требования к устройству и безопасной эксплуатации оборудования реактора со свинцовым теплоносителем.
• Завершен монтаж ряда ключевых производственных линий модуля фабрикации/рефабрикации (МФР).
• Создана технология фабрикации стартовой загрузки СНУП-топлива из исходных компонентов.
• Завершена основная часть НИОКР по проектированию модуля переработки ОЯТ.
• Разработан технический проект реактора БН‑1200М.
• Обоснована возможность обеспечения конкурентоспособности промышленного быстрого энергоблока с традиционными тепловыми реакторами.

«Создание современной экспериментально-­стендовой базы для разработки технологий двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом»

Суть
Для решения прикладных и фундаментальных научных задач необходима соответствующая исследовательская инфраструктура. При этом количество исследовательских реакторов во всем мире уменьшилось на 15% за последние 20 лет: старые реакторы останавливаются, новых строится немного. Российский БОР60, работающий в ГНЦ НИИАР, — один из немногих быстрых исследовательских реакторов.

Ему на смену придет уникальный быстрый исследовательский реактор МБИР тепловой мощностью 150 МВт и максимальной плотностью потока нейтронов 5,3·10¹⁵ н/см^‑2·с^‑1. Исключительные физические характеристики МБИР понадобятся для проведения материаловедческих экспериментов, отработки новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов, испытаний топлива, новых теплоносителей и многого другого. Расчетный срок службы реактора — 50 лет.

К моменту ввода реактора в промышленную эксплуатацию на его базе будет работать Международный центр исследований (МЦИ), в деятельности которого будут принимать участие ученые со всего мира.

Основные результаты

• По итогам 2021 года план сооружения МБИР был перевыполнен на 8%.
• В апреле 2022 года на площадку ГНЦ НИИАР доставлен корпус реактора МБИР.
• Утверждена Российская национальная научная «Программа перспективных экспериментальных исследований на РУ МБИР в период с 2028 по 2040 год».
• В июне 2022 года Институт ядерной физики Академии наук Узбекистана (ИЯФ) принял приглашение к участию в работе МЦИ МБИР.

«Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий»

Суть
Обеспечить материальную базу для разработки термоядерных и плазменных технологий с целью создания на их основе практически неисчерпаемых экологически чистых источников энергии, источников частиц и излучений различных назначений, мощных плазменных двигателей для космических аппаратов, инновационного оборудования для медицины, машиностроения, микроэлектроники и других наукоемких отраслей экономики. Для этого планируется развивать отечественные базовые технологии управляемого термоядерного синтеза, создавать инфраструктуру токамака нового поколения, разрабатывать элементы мультипетаваттного лазерного комплекса, создавать новые экспериментальные установки, а также модернизировать существующие.

Основные результаты

• В мае 2021 года в Курчатовском институте запущен токамак Т‑15МД.
• Создана антенна для ионно-­циклотронного нагрева плазмы.
• Разработано техзадание на создание твердотельной бланкетной системы гибридного реактора, ведется разработка соответствующего проекта.
• Создается мощный плазменный ракетный двигатель, уже разработан эскизный проект двигательного модуля, построенного по кластерному принципу. Разработаны, изготовлены и испытаны макеты ключевых элементов этого модуля.
• На 50% собран компактный интенсивный источник нейтронов — он нужен для испытаний материалов, применяемых в термоядерной энергетике.
• Запущен пилотный вариант информационной платформы, объединяющей всех участников федерального проекта в единой базе.

«Разработка новых материалов и технологий для перспективных энергетических систем»

Суть
Исследование поведения материалов в экстремальных условиях, в том числе при межъядерных взаимодействиях, высоких давлениях и температуре; разработка и внедрение новых материалов для ядерной энергетики. В рамках федерального проекта будут, в частности, проводиться исследования с целью синтеза новых элементов таблицы Менделеева, а также разработка технологии создания первого исследовательского жидкосолевого реактора с модулем переработки отработавшего ядерного топлива (ИЖСР). Эта установка станет опытной площадкой для отработки эффективного способа дожигания долгоживущих радиоактивных отходов. Также разрабатываются новые перспективные материалы: сверхвысокопрочное углеволокно (УВ) и высокоэнергетические магниты.

Основные результаты

• Исследованы характеристики образцов различных металлов, а также безусадочных керамических материалов; разработаны технологии выплавки и изготовления образцов перспективных материалов.
• Разработаны цифровые инструменты компьютерного материаловедения для прогноза эволюции конструкционных материалов в условиях реакторного облучения, а также для ускорения поиска и отбора кандидатных материалов.
• Разработана методология управления старением конструкций, систем и компонентов АЭС, а также материалы эскизного и технического проектов соответствующей информационной системы.
• В 2021 году завершен этап разработки трехосевого лазерного сканатора для российских 3D-принтеров по металлу, не имеющего мировых аналогов.
• В 2021 году на международном форуме «Армия 2021» Росатом представил аддитивное оборудование, полностью состоящее из отечественных компонентов.

«Новая атомная энергетика, в том числе малые атомные реакторы для удаленных территорий»

Суть
Проектирование и строительство энергоблоков АЭС на базе новейших разработок реакторных установок ВВЭР-ТОИ, а также АСММ на базе РУ серии РИТМ.

АЭС малой мощности — оптимальное решение для стабильного и экологически чистого энергообеспечения потребителей, находящихся на отдаленных и изолированных от центральных энергосетей территориях, например, в районах Крайнего Севера. АСММ ­также отлично подходят для замены старых угольных и дизельных электростанций. Среди преимуществ малых станций — конкурентоспособная стоимость электроэнергии, возможность применять ее для теплоснабжения, небольшая площадь размещения станции, маневренность и длительный период работы без перезагрузки.

Основные результаты

• В конце апреля 2022 года проект малой АЭС с реактором РИТМ‑200Н в Якутии получил положительное заключение по результатам экологической экспертизы.
• В 2021 году в Республике Саха (Якутия) были завершены ­предпроектные полевые инженерные изыскания для размещения АСММ, разработаны предварительные материалы по ­оценке воздействия на окружающую среду (ОВОС) и ­проведены общественные слушания по ним в поселке Усть-­Куйга.
• В мае 2022 года начались реакторные испытания волоконных уран-ниобиевых твэлов для малого модульного реактора «ШЕЛЬФ-М»
• В 2021 году на строительстве первого энергоблока Курской АЭС-2 освоена технология автоматической сварки порошковой проволокой, многократно повышающая скорость и качество выполнения сварочных работ по сравнению с традиционной сваркой.
• В 2021 году на площадке Курской АЭС-2 завершен монтаж каркаса здания турбины, закрыт тепловой контур; в реакторном здании первого энергоблока завершен монтаж купольной части внутренней защитной оболочки.
• В феврале 2022 года в здании реактора энергоблока № 2 Курской АЭС‑2 завершено бетонирование 2‑го яруса ВЗО; в марте на втором энергоблоке завершилось бетонирование стен зоны локализации аварии.
• В апреле 2022 года в здании турбины первого энергоблока смонтирован статор турбогенератора.