proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2017 год
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
На ГХК открытые бассейны с РАО засыпают грунтом. Ваше отношение?
Поддерживаю такой способ изоляции
Допускаю при научном обосновании
Нужно РАО извлекать, в емкости и в хранилище

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышла в свет книга воспоминаний Михаила Владимировича Шавлова. Авторитет инженера, технического специалиста был в то время в стране на самом достойном уровне, поэтому и страна развивалась высочайшими темпами.
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[11/04/2018]     Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России

А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, В.А. Сидоренко, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Юбилейный для государственной корпорации «Росатом» 2017 год, десятый со дня ее основания, оказался богатым на хорошо известные в мире и довольно значительные для российской ядерной энергетики события. В течение буквально одной недели начался физический пуск двух ядерных энергоблоков.



В технологии реакторов ВВЭР они ознаменовали переход от еще советского проекта ВВЭР-1000 – четвертый блок Ростовской АЭС стал последним таким реактором, построенным в России – к новому поколению ВВЭР-1200 на Ленинградской АЭС-2 (первый ВВЭР-1200 был запущен на Нововоронежской АЭС-2).

За рубежом начались работы в Иране на АЭС Бушер-2, залит первый бетон на АЭС Руппур в Бангладеш. Вступил в силу коммерческий контракт с Египтом на постройку четырехблочной АЭС Эль-Дабаа с поставкой топлива на весь ее жизненный цикл – самое крупное в России несырьевое экспортное соглашение.

Однако в этом же году состоялись и гораздо менее известные, но знаковые для специалистов события, открывшие новый этап в стратегическом развитии российской ядерной энергетики. Главным из них была «тихая кончина» упорно насаждавшейся доктрины, согласно которой технология ВВЭР с проектом ВВЭР-ТОИ достигла максимума своих возможностей, и продолжающееся тиражирование таких реакторов должно быть как можно скорее заменено массовым сооружением реакторов на быстрых нейтронах.

Совершенствование технологии ВВЭР

Впервые за 10 лет существования ГК «Росатом» ее руководство приняло решение о разработке долговременной программы совершенствования технологии ВВЭР «в условиях двухкомпонентной ядерной энергетической системы». Признано, что технология корпусных водоохлаждаемыхреакторов является не только практической основой ядерной энергетики на ближайшие десятилетия, но и значимой ее составляющей до конца столетия для нашей стране и всего мира, а также для присутствия российской реакторной технологии на мировом рынке.

Следует при этом заметить, что после внедрения технологии восстановления ресурсных характеристик графитовой кладки срок службы энергоблоков с реакторами РБМК был определен в 45 лет. Ожидается, что реакторы РБМК, сегодня обеспечивающие почти половину ядерной электрогенерации страны, сохранятся в энергетике до 2032 года.

Технология ВВЭР - один из важнейших инструментов достижения стратегических целей страны в области ядерной энергетики. Происходит непрерывная эволюция реакторов ВВЭР большой мощности: от 5-го блока Нововоронежской АЭС (1980 год) через «малую» и «большую» серии реакторов ВВЭР-1000 до АЭС-2006 (самый мощный в России атомный энергоблок с первым реактором ВВЭР-1200) и ВВЭР-ТОИ.

Реалии сегодняшнего состояния формируют приоритетность задач дорожной карты развития технологии ВВЭР в ближайшей, среднесрочной и дальней перспективе, от актуализации проекта АЭС с ВВЭР-ТОИ с учетомуже полученного опыта при создании НВАЭС-2 и ЛАЭС-2, а также требований зарубежных заказчиков, до разработки проекта «СУПЕР-ВВЭР»(со спектральным регулированием и ВВЭР-СКД с закритическими параметрами теплоносителя).

Особое место в программе занимают работы по фактическому возвращению в область АЭС средней и малой мощности. Для решения региональных хозяйственно-экономических задач необходимо формирование в общем топливно-энергетическом комплексе страны сектора региональной ядерной энергетики в диапазоне мощностей 100–700 МВт(э). Блочно-модульное исполнение атомных станций с ВВЭР большой мощности позволяет формировать при серийном производстве энергоблоки средней мощности с приемлемыми для этого сектора энергетики экономическими показателями. Значимой целью создания блоков АЭС средней мощности может стать внешний рынок.

На основе технологического опыта атомного судостроения, где было создано более 460 ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами, разрабатываются реакторные установки типа ВБЭР, на основе которых могут быть созданы наземные и плавучие атомные станции блочно-модульного исполнения в диапазоне мощностей до 700 МВт(э).

На базе технологии судового реакторостроения создается плавучая АЭС с энергоблоком КЛТ-40С, которая близка к реализации. Ее фундаментальная задача – практическая проверка выбора оптимальных решений в малой ядерной энергетике при освоении Арктики и районов Крайнего Севера. Этот выбор должен быть определяющим условием дальнейшего развития этого направления.

В 2017 году была заметно уточнена базирующаяся на реакторах с водой под давлением программа развития атомного ледокольного флота.Фактически выработана и реализуется ясная стратегическая линия. В настоящее время эксплуатируются четыре атомных ледокола и атомный лихтеровоз. По оценкам, к 2035 году потребуется восемь таких судов. На разных стадиях сооружения находятся три универсальных (с переменной осадкой) атомных ледокола высокой автономности (перегрузка топлива – раз в 10 лет) мощностью 60 МВт со сроками ввода в 2019–2021 гг. Появилась информация, что правительство готово заказать еще два атомных ледокола этого проекта.

Разработан технический проект атомного ледокола-лидера мощностью 120 МВт, способного круглогодично проводить крупнотоннажные суда по всему Северному морскому пути. Сроки и место строительства – в стадии обсуждения. Реализация проекта производства сжиженного природного газа на Ямале существенно укрепляет устойчивость программы атомного ледокольного судостроения.

Реакторы на быстрых нейтронах и замыкание ядерного топливного цикла

Переход к двухкомпонентной структуре на базе тепловых и быстрых реакторов и замкнутого ЯТЦ признан в России необходимым направлением стратегии развития ядерной энергетики.

Реализация этого направления обещает решение целого ряда системных проблем нынешней ядерной энергетики: сокращение накопления отработавшего ядерного топлива, кардинальное повышение эффективности использования урана и снижение объема радиоактивных отходов.

Наряду с действующими и создаваемыми реакторами ВВЭР технологической основой двухкомпонентной ЯЭС являются промышленно освоенные натриевые реакторы на быстрых нейтронах (БН) и централизованный замкнутый ЯТЦ.Такая двухкомпонентная ЯЭС будет включать централизованные заводы ядерного топливного цикла, которые обеспечат производство топлива, хранение и переработку ОЯТ, многократный рецикл регенерированного топлива, кондиционирование и изоляцию РАО.

Благодаря достигнутым к настоящему времени результатам Россия сегодня имеет высокую степень технологической готовности к обеспечению развития двухкомпонентной ядерной энергетики.

Однако следует подчеркнуть, что современные потребности страны в ядерном энергопроизводстве не требуют ни форсированного замыкания ядерного топливного цикла, ни поспешного создания серийных реакторов на быстрых нейтронах, что отражают принимаемые решения. Рассмотрение проекта реактора БН-1200, оцениваемого как важный шаг в развитии концепции натриевых реакторов, тем не менее, завершилось рекомендацией о трехлетней доработке проекта. Остановлено строительство опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ ОД-300 со свинцовым теплоносителем (как и реактора СВБР-100 со свинцово-висмутовым теплоносителем). Проект фактически возвращен на стадию НИОКР.

При объективном сдвиге проблемы недостаточности ресурсов урана на конец века, активизируется обсуждение альтернативного варианта развития ядерной энергетики, в котором для производства делящихся изотопов из сырьевых используются термоядерные нейтроны из бланкета гибридных термоядерных реакторов. Такой «магнитный реактор» был предложен еще в 1951 году отцом советского атомного проекта И.В. Курчатовым.

Радиационный захват нейтронов сырьевыми изотопами (232Th или 238U) превращает их в делящиеся. Если гибридный термоядерный реактор освободить от необходимости производить электроэнергию (что требует тепловых нагрузок со стороны плазмы на уровне ≥ 10 МВт/м2 и ставит труднопреодолимые проблемы выбора конструкционных материалов первой стенки), это существенно упростит конструкцию реактора. Достижимые сегодня параметры плазмы и тепловые нагрузки на стенку в единицы мегаватт, уже продемонстрированные на токамакахTFTR и JET, вполне достаточны для создания термоядерного источника нейтронов (ТИН).

«Лист ожидания» российских реакторных технологий

Помимо упомянутых и уже ведущихся разработок альтернативных быстрых ненатриевыхреакторов и возвращения к идее гибридного термоядерного реактора – производителя делящихся изотопов, на «листе ожидания» перспективных реакторных технологий находится ряд интересных идей разной по времени и глубине проработанности.

Следует подчеркнуть, что этот перечень сегодня не подкреплен административно-организационными решениями и представляет собой не более, чем экспертную оценку.

Внедрение атомной энергии в энергоемкие отрасли промышленности

Долгое время ведущиеся работы по развитию направления высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) для замещения органического топлива в энергоёмких отраслях промышленности и теплоснабжении несколько продвинулись в приоритетах концерна «Росэнергоатом» на перспективу.

Особенности ВТГР стимулируют их применение в ядерной энергетике. Высокие температуры повышают эффективность генерации электричества (~50%) и открывают возможность использования ВТГР для технологических процессов.

В России были разработаны проекты ВТГР для производства электроэнергии и энерготехнологического применения. Создана экспериментальная база, разработаны и экспериментально отработаны ключевые технологии реактора, керамического топлива, системы преобразования энергии, оборудования и конструкционных материалов.

Внедрение ВТГР дает новый импульс к участию ядерных реакторов в решении задачи сбережения углеводородов за счет расширенного применения «ядерного» водорода, газификации угля, повышения глубины переработки нефтепродуктов, а также развития высокотехнологичных производств в атомной и смежных отраслях. Можно ожидать, что активное возвращение к направлению ВТГР – только вопрос времени.

Перспективы использования тория

Исследования возможностей применения тория в ядерной энергетике ведутся на протяжении практически всей ее истории. Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку делящийся изотоп этого топливного цикла U-233 дает в тепловом спектре примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона по сравнению с U-235 (и 0,3 «дополнительных» нейтрона по сравнению с Pu-239).  В ториевом топливном цикле практически не образуются минорные актиниды.

В то же время при размещении тория в активной зоне возникает «протактиниевый» эффект, аналогичный по механизму «нептуниевому» эффекту в быстрых реакторах с урановым или уран-плутониевым топливом, который ухудшает ядерную безопасность. Работа с облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления.

Указанные обстоятельства и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана, относят внедрение ториевого топливного цикла на дальнюю перспективу.

Солевые расплавы в ядерной энергетике

Использование солевых расплавов в качестве топливных композиций и теплоносителя реакторов, а также базовых сред для химической переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) открывает одно из перспективных направлений решения проблемы повышения ядерной и радиационной безопасности реакторных систем путем отказа от накопления и удержания радионуклидов в твердой матрице тепловыделяющих элементов. Это возможно при непрерывной очистке жидкосолевой топливной композиции реактора, циркулирующей через специальную ловушку радиоактивных примесей. Именно на это принципиальное достоинство указывают сторонники данного направления в ответ на главное замечание экспертов о снятии в таком реакторе одного из барьеров безопасности.

Жидкосолевые топливные композиции можно построить на основе фторидных расплавов, которые обладают: пожаробезопасностью, высокой температурой кипения, радиационной и термической стойкостью, химической инертностью в окружающей среде, возможностью естественной циркуляции, отсутствием давления в первом контуре реактора, высокими рабочими температурами, что позволяет повысить КПД энергоустановки.

Основная проблема – радиационная и коррозионная стойкость конструкционных материалов первого контура. Факт сохранения этого направления на «листе ожидания» можно приветствовать, но не следует переоценивать.

В целом, можно констатировать, что предложенная более пяти лет назад дорожная карта российских реакторных технологий претерпела, возможно, не слишком заметные внешне, но принципиальные изменения (рис. 1).

Рис. 1. Дорожная карта освоения реакторных технологий в России

Заключение

Развитие ядерной энергетики России по меньшей мере до середины века обеспечено доступными ресурсами делящихся материалов. Технологический потенциал обеспечивает возможные масштабы ее развития на длительную перспективу.

Экономическим преференциям рыночного многообразия удовлетворяет многокомпонентная структура парка ядерных реакторов с эволюционным совершенствованием апробированных практикой направлений и инновационным развитием перспективных технологий.

Коммерческий заказ для ядерно-энергетического сектора экономики в перспективе ближайших десятилетий будет сосредоточен на усовершенствовании реакторов ВВЭР с обеспечением мощностного ряда для потребностей регионального развития в стране и в мире.

В ближайшие десятилетия также может быть начат переход к формированию двухкомпонентной ядерно-энергетической системы на основе реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Накопленный технологический опыт позволяет считать быстрые реакторы с натриевым теплоносителем наиболее близкими по готовности к промышленному внедрению.

Существующие и прогнозируемые на достаточно длительную перспективу весьма умеренные темпы ядерно-энергетического развития создают объективные условия для вдумчивого совершенствования реакторных технологий, составляющих основу ядерного сектора энергетики страны.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 2.12
Ответов: 8


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 15 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 11/04/2018
Как сердце верит радостно тому Во что поверить хочется ему, Не видя, что судьба над ним смеется!   Пускай хоть ложь – я радуюсь и ей. Быть может, мука будет тяжелей, Но хоть мечта для сердца остается.


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 11/04/2018
да постоят блоки тамне истери


[
Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 11/04/2018
НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 - два совершенно разных проекта разных АЭПов. Идея Кириенко об унифицированной АЭС-2006 потерпела крах


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 06/05/2018
Проект АЭС-2006 сырой Подход к проектированию совершенно разный KKS y  НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 отличается и не соответствует ГОСТУ.


[
Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 11/04/2018
Супер-ВВЭР - никчёмная Курчатовская идея, которую никто не воспринимает всерьёз, но госбюджет активно доится


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 11/04/2018
Толковая программная статья. Только, интересно, авторы выражают свое личное мнение, или, все-таки, мнение руководства КИ? И как к этому относится Росатом? Жаль, что авторы ничего не сказали про ОЯТ, про то, что процесс накопления будет увеличиваться с ростом внешних заказов. Что с ним делать? Что делать с контейнерами, в которых хранятся ОЯТ через 50 лет их эксплуатации? Время подходит.  Что планируется делать с плутонием?


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
"Основные тенденции развития..." у каждого нии/ао/гнц/рнц... свои, а одни на всю страну есть? По мнению авторов гибридный термояд не менее реален, чем теперь ставшими для них  нелюбимыми бр... 


[
Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Существующие и прогнозируемые на достаточно длительную перспективу весьма умеренные темпы ядерно-энергетического развития - что случилось - КИ всегда говорил о гигантских спросах на атомную энергию, а тут такое утверждение.


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Обоснование большого спроса надо было для размещения в структуре всех разработок курчатника -  втгр, ввэр мох, бридеры ... а теперь наоборот - ничего не надо - многообразия будем добиваться разными ввэрами.


[
Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Кстати, о "нелюбимых" БН. В материале, посвященном стратегическим путям, можно было бы и удержать себя от фельетонного стиля типа "тихая кончина упорно насаждавшейся доктрины". Зачем эти дамские колкости?


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Ай, молодца, как красиво курчатник развел фэи: сначала - давайте вместе говорить о двухкомпонентной энергетике... а сейчас добавил - в которой не будет БН!


[
Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
При отложенном развёртывании БН (MOX) происходит ускоренное накопление америция, и решение этого вопроса впоследствии будет стоить значительно дороже.


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
С удовольствием прочитал статью. Понятные термины, скромные оценки полученных результатов, никаких обещаний скорого коммунизма. Если еще прочитать между строк, что финансирование этих работ продолжается 50-60 лет, то получится картина, близкая к действительности. Мне кажется, что если у авторов статьи спросить, за какие виды атомных реакторов они будут голосовать, то они скромно воздержатся от голосования. Как всякие настоящие ученые они сомневаются, (только очень хорошее финансирование одного из направлений может прекратить эти сомнения). Поэтому, при любом исходе выборов они окажутся правы. Позволю себе некоторые комментарии. Гомогенные солевые реакторы повышают аварию не на один, а на два уровня по шкале ИНЕС – нет двух самых главных физических барьеров гетерогенного реактора - нерастворимой керамики и оболочки. Авария на таком реакторе будет равнозначна аварии на радиохимическом производстве – все РВ окажутся в окружающей среде, если не построить объект на принципах РТ. Выброс будет одноразовый, и сразу вылетит 100% содержимого. Это будет СЦР с энергетическим эквивалентом на четыре-шесть порядков больше, чем при случайном сливании расплавов (сплавов). Если речь идет о гомогенизированном солевом реакторе – то не будет только одного барьера - надежной оболочки. Из контекста непонятно, какой солевой реактор автор имел ввиду. Фактически расплавные (или растворные) гомогенные реакторы - это не физика, а радиохимия, и такое оборудование требует знаний, которых у физиков реактора никогда не было. Периодичность (цикличность) ядерной реакции, образование новых фаз, образование новых соединений, циклические автокаталитические реакции на конструкционных материалах – это предметы, которые должны в совершенстве освоить специалисты солевого реактора. Очистка расплава от ПД – если бы это было возможно, то никаких других типов реакторов вообще бы не было. Как в далекие 50-е и 60-е годы физики хотят преодолеть собственное творческое бессилие, опираясь на химические утопии. Наблюдаем реверанс в сторону ренессанса.  Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2018
Лист ожидания – это планы на великие подвиги отдельных неординарных личностей. Только вот уже 50 лет составляют такие планы заурядные личности. 
– Что у меня завтра по плану? 
- Подвиг. 
- А что после обеда? 
- Полет на Луну, а затем пресс конференция. 
Остается только пожелать вам всяческих творческих узбеков, хотя мой опыт показывает, что для (аварийного) разрушения вполне достаточно одного. 
Быстрые натриевые бридеры в России действительно пока не начали изучаться, пока только ведутся разработки такой альтернативы, и первые результаты можно ожидать в ближайшие десятилетия. Здесь авторы совершенно правы. 
То, что БР обещают сокращение накопления отработанного топлива, то это только в кг. В Ки будет прирост (Не путать КИ с Ки). 
Экономика рассмотренных в статье предложений и решений отсутствует, что указывает на то, что авторы занимаются глубоким НИР, и денежные вопросы их не интересуют. Практика есть только у ВВЭР, все остальное – это поиск. Важно получить принципиальные ответы на вопросы 50-х – 60-х годов – возможно такое сделать, или это утопия.  
Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]


Re: Основные тенденции развития и «лист ожидания» реакторных технологий в России (Всего: 0)
от Гость на 17/04/2018
А где реакторные технологии для КОСМОСА?Где гомогенный реактор на растворе Pu в Hg с кипением и МГД-генератором на ртутном паре?Классная одноразовая бильдёвина для доставки пиндосам ракеты-подарка + добавок ртути для подышать!


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.18 секунды
Рейтинг@Mail.ru