proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 26 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





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
Новинка!

Вышла в свет книга Вадима Подольного « Архитектура высоконагруженных систем. Системы сбора информации, распределенные системы управления, системы реального времени».
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[26/02/2020]     Программа создания новых исследовательских РБН

Б.И.Нигматулин, гендиректор Института проблем энергетики

В Мире, кроме российского МБИРа, разрабатываются три исследовательских РБН, в Евросоюзе это MYRRHA и Allegro, в США это Versatile Test Reactor (VTR). Allegro — это РБН с газовым охлаждением (GFR) мощностью 75 МВт. Представляет собой один из шести проектов, предложенных Международным форумом «Поколение IV». Является совместным проектом Франции и Евратома, реализующимся в рамках Европейской инициативы по поддержке атомной промышленности (ESNII). Планируется построить к середине 2020-х годов.



Рассматриваются два варианта конструкции активной зоны: керамическая с температурой теплоносителя на выходе 850 °C и из MOХ-топлива с температурой на выходе 560 °C. Во втором контуре предусмотрена вода под давлением. Чехия, Венгрия и Словакия при поддержке французской CEA готовят совместное предложение о размещении этого реактора.

Цели реактора Allegro:

• определение целесообразности развития газоохлаждаемых РБН в качестве альтернативы РБН с натриевым теплоносителем;

• экспериментальная проверка ключевых технологий газоохлаждаемых РБН — подтверждение работоспособности систем безопасности;

• облучение потоком быстрых нейтронов — разработка топлива, содержащего минорные актиниды;

• проверка мощности высокотемпературных компонентов и исследование тепловых процессов.

С начала 2020-х гг. Аллегро планируется использовать как исследовательскую установку для реактора ALFRED.

MYRRHA (Multipurpose Hybrid Research Reactor for High-tech Applications) — многоцелевой гибридный исследовательский реактор для высокотехнологичных применений. MYRRHA — это РБН со свинцово-висмутовым теплоносителем (LBFR). MYRRHA — проект Бельгийского центра по ядерным исследованиям (SCK.CEN), реализуемый в рамках ESNII, в партнерстве Бельгии, Европейского Союза, Европейского инвестиционного банка и других участников с 70 % финансирования из стран ЕС. Строительство реактора началось в 2015 г., начало эксплуатации — около 2023 г. Планируется использовать его для исследований ядерного топлива и материалов для реакторов «Поколения IV», а также для производства радиоизотопов и легированного кремния (важный компонент высококачественных электронных схем). Бельгийский центр по ядерным исследованиям (SCK.CEN) планирует построить его в г. Мол.

В октябре 2010 г. SCK-CEN подписал два международных соглашения сотрудничестве в проекте. Первый — с Академией наук Китая, так как Китай видит в этом реакторе путь к решению проблемы ядерных отходов. Второй — с Казатомпромом и Казахским национальным ядерным центром (НЯЦ). Прототип реактора с уменьшенной мощностью Guinevere начал работать в г. Мол в марте 2010 г.

VTR (Versatile Test Reactor) — это многоцелевой исследовательский РБН с натриевым теплоносителем, планируемая тепловая мощность 300 МВт. Прогнозируется построить к 2026 г.

В феврале 2019 г. Министерство энергетики США (USDOE) запустило программу создания многофункционального исследовательского реактора VTR, разработанную в соответствии с законом «Об инновационных возможностях ядерной энергетики≫ 2017 г. и реализуемую в Idaho National Laboratory (INL). Предполагается, что реактор VTR будет предназначен для испытания усовершенствованных ядерных топлив коммерческих реакторов, материалов, приборов и датчиков. Он должен обеспечивать в 20 раз большее ускорение образования повреждений на тестовых образцах, чем в существующих водоохлаждаемых исследовательских реакторах. В рамках этой же программы планируется, что РБН PRISM совместной разработки GE & Hitachi будет адаптирован, в качестве исследовательского реактора. В рамках этой же программы, планируется, что РБН PRISM совместной разработки GE & Hitachi будет адаптирован, в качестве исследовательского реактора. Начало эксплуатации планируется к концу 2025 г.

 

Программы развития АЭС с РБН или их прототипов в России, США, Евросоюзе, Японии, Китае, Индии, Южной Корее

Развитие АЭС с РБН в России

Энергоблок АЭС с БН-1200 декларируется как проект, соответствующий требованиям к реакторам «Поколения IV». Планируется построить на площадке Белоярской АЭС, рядом с 3-м энергоблоком БН-600 и 4-м энергоблоком БН-800. Совсем недавно, по экономическим соображениям и при отсутствии роста потребления электроэнергии в Уральском регионе срок его пуска был отложен с 2027 г. до 2036 г[1].

Тепловая мощность равняется 2800 МВт, электрическая — 1220 МВт, температура теплоносителя 550 °C, проектный срок службы 60 лет (для парогенераторов 30 лет), максимальная глубина выгорания 120 ГВт·сут/т (для нитридного топлива, в среднем — 90 ГВтæсут/т; для MOХ-топлива — 112 ГВт·сут/т). Время между перегрузками 330 суток (в 2 раза больше, чем для БН-800 — 155 суток). Первоначальная загрузка делящихся изотопов плутония равняется 7,5 т, потребление топлива в год — 8,74 т, в том числе 1,39 т плутония. Загрузка топлива составляет 47 т MOХ-топлива или 59 т нитридного топлива. Концентрация делящегося плутония в топливе равняется 16 %. Предполагается, что коэф-

фициент воспроизводства активной зоны с MOХ-топливом первоначально будет равняться 1,2, а затем 1,35, а для нитридного топлива — 1,45, но позже был снижен примерно до 1,0. Проектная глубина выгорания топлива будет изменяться от 14,3 до 21 %. Активная зона состоит из 426 ТВС и 174 воспроизводящих ТВС, окруженных 599 сборками из бора. ОЯТ будут храниться в течение двух лет.

БРЕСТ-ОД-300. Энергоблок АЭС с РБН БРЕСТ-ОД-300, тепловой мощностью 700 МВт, электрической мощностью 300 МВт, теплоноситель — свинец, максимальная температура 540 °C, топливо — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП), загрузка топлива — 20,6 т. Зона воспроизводства отсутствует. Коэффициент воспроизводства равняется 1,05. Реактор бассейнового типа — в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец, в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.

К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1; 9,6; 10,4 мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран—плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облученного ядерного топлива других АЭС. Другой особенностью проекта является примыкание непосредственно к реактору комплекса по переработке облученного топлива. Это дает возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку.

Проект разрабатывался с конца 80-х годов в рамках специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР. Главный конструктор реакторной установки — НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля.

Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 («опытный демонстрационный») в связи с отработкой большого количества новых конструктивных решений и апробированием их на относительно небольшом и менее дорогом проекте. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

Представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта «Прорыв», «консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированного на достижение нового качества ядерной энергетики».

С начала 2019 г. на территории Сибирского химкомбината ведется строительство вспомогательных объектов, в частности пристанционных заводов фабрикации топлива и переработки ОЯТ для демонстрации замыкания топливного цикла.

В конце 2018 г. получено заключение Главгосэкспертизы на откорректированный проект реактора «БРЕСТ-ОД-300», утверждена проектная документация. В июле 2019 г. эксперты РАН подтвердили безопасность проекта.

Ожидается получение лицензии Ростехнадзора на строительство. Начало строительства собственно реактора намечено на 2020 г.

СВБР-100 представляет собой проект АЭС с малым модульным РБН (ММР), тепловой мощностью 280 МВт, электрической 100 МВт, свинцово-висмутовым теплоносителем (54 % свинца и 46 % висмута) и температурой 495 °C. Он выполнен в виде модуля диаметром 4,5 м, высотой 7,9 м и весом 270 т. Топливо — диоксид урана UO2 c обогащением 16,3 %, продолжительность топливной компании 7—8 лет (без перегрузки). Возможно использовать другие виды топлива (MOХ-топливо и т.д.). Продолжительность времени эксплуатации — 60 лет. Предполагается, что он будет полностью изготовлен на заводе и транспортироваться любым транспортом: железнодорожным, автомобильным или водным путем. Обеспечивается высокий уровень безопасности и надежности за счет: интегральной конструкции реактора без высокого давления в первом контуре; инертного

к воде и воздуху свинцово-висмутового теплоносителя с очень высокой температурой кипения (1670 °C); пассивной системы безопасности. Любая возможная авария не приведет к радиоактивным выбросам в атмосферу; во время эксплуатации СВБР не выделяется водород; снижен риск одномоментного отказа по общим причинам из-за большого количества модулей.

Ожидается, что АЭС, собранная из таких модулей, будет производить электроэнергию с меньшими затратами, чем любая другая новая технология электропроизводства равной мощности. Проект также соответствует современным требованиям безопасности («Поколение IV»), включая требования к нераспространению.

Россия — единственная страна в Мире, которая имеет многолетний (80 реакторо-лет) опыт использования свинцово-висмутого теплоносителя для ядерных реакторов подводных лодок: 15 реакторов с тепловой мощностью 155 МВт и температурой теплоносителя 450 °C[2].

Проект этого реактора опирается на критически осмысленный уникальный опыт разработки и эксплуатации таких реакторов и на опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Поэтому имеет преимущество по развитию данной технологии по сравнению с другими странами.

Низкие по сравнению с натрием теплопередающие свойства свинцово-висмутового теплоносителя (СВТ) не позволяют получить достаточно высокую энергонапряженность активной зоны. В то же время естественные свойства ТЖМТ дают возможность значительно упростить и удешевить реактор.

Энергоблок АЭС с СВБР-100 был бы первым реактором, охлаждаемым тяжелым металлом, для выработки электроэнергии. Также он может быть спроектирован как многофункциональный энергоблок для производства электроэнергии, тепла или опреснения. Ранее капитальные расходы овернайт (ОСС) на создание одного модуля оценивались в 4000—4500 долл. США/кВт, затраты на производство 4—5 ¢/(кВт·ч) при КИУМ, равным 90 %.

В конце 2014 г. в СМИ сообщалось, что сметная стоимость проекта АЭС с СВБР-100 выросла более чем вдвое по сравнению с первоначальной (с 15 до 36 млрд руб.). В октябре 2015 г. Росатом сообщил: «Эксперты подтвердили, что нет ни научных, ни технических проблем, которые могут помешать завершению проекта и получению лицензии на строительство».

Затем в ноябре 2016 г. Росатом заявил, что к середине 2017 г. рассчитывает разработать основные технические условия на строительство энергоблока СВБР-100 в г. Димитровграде на площадке, примыкающей к территории НИИАР. Однако в 2018 г. проект был закрыт.

 

Развитие АЭС с РБН в США

До настоящего времени ни один американский энергоблок АЭС с РБН не имел мощность более 66 МВт, и ни один из них не поставлял электроэнергию на коммерческой основе. Далее будет уместно привести выводы Комиссии «голубой ленты» по ядерному будущему Америки[3].

Она была организована в США в начале 2010 г. для проведения полномасштабного изучения политики в области замыкающей части ядерного топливного цикла и выдачи рекомендаций по новой стратегии[4]

Сопредседателями комиссии были назначены: Ли Хамильтон, бывший конгрессмен, ныне директор Центра при Университете Индианы, и Брент Скоукрофт, бывший советник по национальной безопасности президентов Г.Форда и Дж.Буша. В нее вошли ученые и политики (15 человек), среди которых были такие известные фигуры, как бывший сенатор Пит Доменичи, Сьюзен Эйзенхауэр, бывший председатель NRC Ричард Мезерв и профессор Массачусетского университета Эрнест Мониз (с 2013—2017 гг. министр энергетики США).

В процессе работы комиссии (с марта 2010 г. по январь 2012 г.) были заслушаны многочисленные эксперты и специалисты, ее члены посетили предприятия по обращению с ядерными отходами в США и за рубежом, а также изучили большое число материалов от различных организаций, групп и отдельных лиц, копии которых вместе с протоколами заседаний опубликованы на сайте комиссии. Было проведено пять публичных заседаний в разных регионах США «с целью получения обратной связи по проекту отчета».

Общий вывод Комиссии достаточно категоричен: «Несмотря на то, что новые технологии реакторов и ЯТЦ, вероятно, обещают достичь значительного прогресса в плане широкой реализации задач в сфере ядерной, экономической, экологической и энергетической безопасности и поэтому заслуживают дальнейших инвестиций на НИОКР со стороны общества и государства, ни одна из существующих сегодня или могущих быть реализованной в разумные сроки разработок реакторов или технологий ЯТЦ (в том числе современные технологии переработки и рециклирования) не способна фундаментально изменить существующую проблему обращения с ВАО, которая встает перед нашей страной минимум на несколько следующих десятилетий, если не больше».

Следует подчеркнуть, что по ключевому для принятия стратегических решений вопросу о замыкании ЯТЦ комиссия признала отсутствие в ней консенсуса: «Наш вывод как группы состоит в следующем: на данном этапе для США преждевременно делать в государственной политике необратимый выбор в пользу какого-либо конкретного варианта ЯТЦ, принимая во внимание значительные неопределенности, связанные с достоинствами и коммерческой жизнеспособностью различных вариантов ЯТЦ и технологий. Скорее перед лицом неопределенного будущего нам правильно было бы сохранять и развивать варианты, которые позволили бы эффективно адаптировать программу обращения с ВАО и развивающуюся ядерно-энергетическую систему к изменяющимся условиям».

АЭС PRISM. Совместное предприятие General Electric (GE) и Hitachi Nuclear Energy (GEN) предложили проект АЭС с обновленным проектом реактора PRISM, представляющим собой энергоблок АЭС с двумя модульными РБН бассейнового типа с натриевым теплоносителем и пассивной системой расхолаживания. Этот проект основан на опыте работы энергоблока АЭС с реактором EBR-II и разработок проекта АЭС с IFR. После 30 лет работы для строительства АЭС в США предлагается проект АЭС с РБН и

ЗЯТЦ, соответствующий требованиям и целям «Поколения IV». Энергоблок АЭС PRISM состоит из двух реакторных модулей тепловой мощностью 840 МВт, электрической 311 МВт каждый, рабочая температура свыше 500 оC. Промежуточный натриевый контур передает тепло к парогенераторам. Реакторные модули располагаются ниже уровня земли. Топливо металлическое: обедненный уран вместе с плутонием из ОЯТ ЛВР по типу топлива реактора EBR-II. При электрометаллургической переработке (пиропроцессинге) сначала уран, а затем все трансурановые элементы удаляются вместе, так что в свежем топливе вместе с ураном и плутонием находятся минорные актиноиды.

Активная зона реактора состоит из 192 ТВС в двух топливных зонах. Рассмотрено несколько вариантов. В варианте, предназначенном для рециркуляции ОЯТ ЛВР, где все это является топливом, проектная максимальная глубина выгорания равняется 122 ГВт/т. В других вариантах, рассмотренных для воспроизводства или сжигания оружейного плутония: 42 ТВС представляют собой внутреннюю зону воспроизводства, еще 42 — радиальную зону воспроизводства, оставшиеся 108 ТВС образуют активную зону, в которой проектная максимальная глубина выгорания достигает 144 ГВтæсут/т.

В варианте с рециркуляцией ОЯТ ЛВР топливо остается в реакторе четыре года, каждый год удаляется одна четверть, при этом расход делящихся изотопов плутония (239Pu и 241Pu) составляет 72 кг/год. В варианте размножения (бридера) топливо остается в  реакторе около 6 лет, каждые 2 года удаляется 1/3 топлива, при этом каждый год производится 57 кг/год делящегося плутония. Коэффициент воспроизводства зависит от конфигурации активной зоны и изменяется от 0,72 в варианте рециркуляции ОЯТ ЛВР до 1,23 в варианте воспроизводства. ОЯТ PRISM рециркулируется после удаления продуктов деления (не обязательно в реакторе PRISM).

Концепция промышленной АЭС с РБН PRISM является частью концепции по созданию «Центра по переработке с улучшенной технологией, Advanced Recycling Center», состоящей из трех энергоблоков АЭС с PRISM (шесть реакторных модулей) с суммарной установленной мощностью 1,87 ГВт.

В октябре 2016 г. GEH подписала соглашение с Southern Nuclear Development, дочерней компанией Southern Nuclear Operating Company, о сотрудничестве в области лицензирования АЭС с РБН, включая АЭС с PRISM.

В настоящее время GEH предлагает правительственным организациям Великобритании использовать АЭС с PRISM для переработки 115 т британского реакторного плутония. Суть предложения следующая: в двух энергоблоках АЭС PRISM (четырех реакторных модулях) облучать в течение 45—90 дней топливо, изготовленное из этого плутония (20 % Pu, обедненный уран и цирконий), доводя его до уровня радиоактивности «стандартного ОЯТ», после чего оно помещается в сухое хранилище (с воздушным охлаждением). Таким образом, весь реакторный плутоний мог бы переработан в течение пяти лет, при этом производилось бы некоторое количество электроэнергии, однако с частыми перебоями из-за постоянных перегрузок.

Далее эта двухблочная АЭС около 55 лет может работать, как обычная коммерческая двухблочная АЭС с установленной мощностью по 600 МВт у каждого энергоблока и перегрузкой одной трети топлива каждые два года. При этом проектный коэффициент воспроизводства будет равняться 0,8.

По данным GEH стоимость этой АЭС должна быть сопоставима со стоимостью обычной АЭС с PWR. Установка по переработке (Advanced Recycling Center) не предусмотрена, но она может быть добавлена позже.

GE предполагает, что в будущем АЭС с PRISM в Великобритании могли бы перерабатывать ОЯТ PWR, но для этого потребуется создание «Центра по переработке с улучшенной технологией (Advanced Recycling Center)».

Как отмечалось выше, РБН PRISM будет адаптирован в качестве исследовательского реактора в рамках программы VTR (Versatile Test Reactor) Министерства энергетики США, т.е. будут выделены определенные бюджетные ресурсы на строительство этого реактора.

АЭС с ARC-100. GEH и компания Advanced Reactor Concepts (ARC) в марте 2017 г. подписали соглашение о сотрудничестве по лицензированию АЭС с реактором ARC-100, представляющим собой малый модульный РБН.

Планируется, что по этому проекту первая АЭС должна быть построена в Канаде, процедура лицензирования будет начата в регулирующих органах Канады (Canadian Nuclear Safety Commission) в соответствии со стандартной процедурой (Vendor Design Review process).

АЭС ARC-100 представляет собой проект АЭС с малым модульным реактором на быстрых нейтронах (ММР) тепловой мощностью 260 МВт, электрической 100 МВт с натриевым теплоносителем и пассивной системой безопасности. В основу проекта положен реактор на быстрых нейтронах EBR-II. Активная зона состоит из 92 ТВС высотой 1,5 м. Топливо из низкообогащенного урана (во внутренней зоне — 10,1 %, в средней — 12,1 %, внешней — 17,1 %). Время между перегрузками топлива — 20 лет. Предусмотрено сжигание отходов из ОЯТ ЛВР или плутония. При переработке ОЯТ не предусмотрено отдельно выделение плутония. ARC-100 имеет функцию слежения за графиком нагрузки потребителей. КПД энергоблока составляет около 40 %. Эксплуатационные расходы по проекту равняются 5,0 Ѓ‘/(кВт·ч). Сам реактор вместе с основным оборудованием АЭС будет иметь высокую заводскую готовность, сразу подготовленную к монтажу на площадке. Реактор ARC-100, так же, как PRISM, устанавливается ниже уровня земли. Разработчик проекта — компания Advanced Reactor Concepts LLC (ARC), основанная в 2006 г.

АЭС с РБН с бегущей/стоячей волной (Travelling/standing wave reactor). MIT Technology Review в 2009 г. выбрала проект РБН с бегущей/стоячей волной в качестве одной из десяти перспективных технологий. Компания TerraPower, организованная Биллом Гейтсом в 2008 г., разрабатывает этот проект. В мае 2013 г. он заявил: «Цель TerraPower — разработать новую технологию, которая установит еще более высокий стандарт по безопасности и нераспространению. Сегодня атомные станции безопасны, но мы полагаем, что этот проект сделает их значительно более безопасными. В нем используются такие физические процессы, которые позволяют снизить последствия тяжелой аварии, аналогичной на АЭС «Фукусима-1». В этом проекте эффективно используется недорогое топливо.Это снижает потребность в обогащении и химической переработке и упрощает топливный цикл».

В проекте РБН со стоячей волной (standing wave reactor) используется металлическое топливо, теплоноситель натрий, температура активной зоны равняется 550 °C. Компания Terrapower заявила, что демонстрационный реактор TWR-P установленной мощностью 600 МВт(эл.) запланирован к строительству в 2018—2022 гг. После этого в конце 2020-х гг. должен быть запущен крупный энергоблок АЭС с этим типом РБН с установленной

мощностью около 1150 МВт(эл.). В декабре 2013 г. было заключено соглашение между США и Китаем по развитию технологий TWR. О перспективе соглашения см. в пункте: Развитие АЭС с РБН в Китае.

РБН со свинцовым теплоносителем компании Вестингауз (Westinghouse LFR). В октябре 2015 г.. компания Вестингауз объявила, что представила проектное предложение по АЭС с РБН со свинцовым теплоносителем на конкурс Министерства энергетики США (US DOE) на разработку проектов, улучшенных ядерных энергетических реакторов (design of advanced nuclear power reactors) в целях снижения эмиссии СО2 на территории США. Под руководством Вестингауза в команду по работе над проектом вошли Национальные лаборатории США, университеты и частный сектор. Компания заявила, что, по ее мнению, Westinghouse LFR станет следующим поколением реакторных технологий, которые должны быть широко развернуты в США и Мире. В этом реакторе будет использовано новейшее усовершенствованное топливо компании, устойчивое к авариям. Свинцовый теплоноситель повысит безопасность реактора и экономическую эффективность АЭС, по сравнению с другими технологиями, за счет более низких затрат на строительство и более высокой эффективности эксплуатации. Помимо производства электроэнергии, может быть использован для производства водорода и опреснения воды. Кроме того, электропроизводство АЭС будет следовать за электрической нагрузкой, что позволит увеличить использование прерывистых производителей электроэнергии, таких как СЭС и ВЭС.

Однако в этом конкурсе проект Westinghouse LFR проиграл, а победили компания X-energy с проектом высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с шаровыми твэлами (Xe-100 pebble bed advanced reactor) и компания Southern Company Services с проектом жидкосолевого быстрого реактора на хлоридных солях. По условиям конкурса оба проекта к 2035 г. должны быть доведены до демонстрационных образцов. Первоначальные инвестиции DOE составляют по 6 млн долл. США для каждого проекта. При этом каждая компания на условиях долгосрочного долевого участия должна вложить по 40 млн долл. США. Итого на два проекта — менее 100 млн долл. США на 20 лет.

Для справки: в федеральном бюджете на реализацию проекта «Прорыв» предусмотрено около 100 млрд руб. на 10 лет (2010—2020 гг.), или 5 млрд долл. ППС (1 долл. ППС ≈ 20 руб. в 2016 г.), или в 100 раз больше, и на 10 лет дольше по сравнению с США.

Другие более поздние проекты РБН

Инкапсулированный ядерный источник тепла (Encapsulated Nuclear Heat Source, ENHS). Концепция Калифорнийского университета представляет собой РБН тепловой мощностью 50 МВт со свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем. Топливо представляет собой уран-циркониевый сплав с обогащением 13 % U (или U—Pu—Zr с 11 % Pu) со сроком службы 15 лет. Активная зона помещена в модуль, заполненный теплоносителем первого контура, который устанавливается в большом резервуаре, заполненном теплоносителем второго контура. В этом резервуаре размещены отдельно не связанные между собой парогенераторы. После завершения кампании модуль вместе с активной зоной извлекается и хранится на месте до тех пор, пока охлаждающая жидкость первого контура (свинец или свинец-висмут) не затвердеет, а затем отправляется в виде защищенного автономного контейнера. Новый модуль с активной зоной будет полностью заправлен теплоносителем первого контура. ENHS предназначен для развивающихся стран, но еще не близок к стадии коммерческой реализации.

Безопасный переносной автономный реактор (Secure Transportable Autonomous Reactor, STAR). Проект разрабатывает Аргоннская национальная лаборатория Министерства энергетики США, схож с ENHS — концепцией Калифорнийского университета. Реактор STAR — модульный РБН тепловой мощностью 300— 400 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем, естественной циркуляцией и пассивной системой безопасности. Отвод

остаточного тепловыделения обеспечивается внешней естественной циркуляцией воздуха. Топливо — уран-трансурановое нитридное. Время между перегрузками — 15 лет. Возможна транспортировка по железной дороге.

Версия АЭС с STAR-LM, с установленной мощностью 180 МВт и температурой теплоносителя 578 °C предполагает производство электроэнергии.

Версия STAR-H2 предназначена для производства водорода. Гелий, нагретый в реакторе до 800 °C, направляется в термохимическую установку по производству водорода, а тепло с более низким потенциалом будет использоваться для обессоливания (в многоступенчатом процессе вскипания). Далее коммерческая выработка электроэнергии будет производиться топливными элементами из водорода. Предполагается дальнейшее развитие проекта. В STAR-H2 предусмотрено полное выгорание урана и трансуранов, при этом отходами будут являться только продукты деления.

Малый герметичный переносной автономный реактор (Small Sealed Transportable Autonomous Reactor, SSTAR). Является уменьшенным вариантом STAR, который разрабатывается в сотрудничестве с Toshiba и другими японскими компаниями (см. о реакторе 4S ниже). Тепловая мощность в диапазоне 10—100 МВт, базовый вариант: тепловая мощность 45 МВт, электрическая 20 МВт. Теплоноситель — свинец или свинец-висмут, работает при температуре 566 °C, имеет встроенный парогенератор внутри герметичного блока, реактор устанавливается ниже уровня земли. Время автономной работы (без дозаправки) — 20 лет. После завершения работы весь реакторный блок забирается на переработку топлива. Диаметр активной зоны 1 м, высота 0,8 м. Рабочий контур реактора оснащен газовой турбиной, работающей в цикле Брайтона на сверхкритическом диоксиде углерода. Прототип должен был быть изготовлен к 2015 г. Проект будет соответствовать целям и требованиям реакторов «Поколения IV».

Для всех реакторов семейства STAR планируется централизованное снабжение свежим топливом, переработка ОЯТ и поставка нового топлива для предотвращения ненадлежащего использования через специальные региональные центры поддержки.

Развитие АЭС с РБН в Евросоюзе

Опыт реализации предыдущих программ энергоблоков АЭС с РБН показывает всю ее сложность. Однако сегодня в ЕС от этой технологии пока не отказываются, потому что в РБН имеется потенциальная возможность сжигать высокоактивные долгоживущие минорные актиниды из ОЯТ ЛВР. В Евросоюзе различные технологии РБН разрабатываются по программе «Европейский план стратегического развития энергетических технологий,EU's Strategic Energy Technology Plan (SET-Plan)». Собственно, разработки технологий РБН ≪поколения IV≫ проводятся в рамках Европейской инициативы по поддержке атомной промышленности (European Sustainable Nuclear Industrial Initiative, ESNII), которая была создана в 2007 г. и объединяет более 90 отраслевых и исследовательских организаций, занятых исследованиями в области ядерных технологий.

В Евросоюзе разрабатываются два проекта АЭС с РБН: Astrid (Франция) и ALFRED (Италия и др.).

Astrid (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration, 2009 г.) — это прототип энергоблока АЭС с РБН с натриевым теплоносителем с первоначально установленной мощностью 600 МВт (2009 г.), скорректированной мощностью 100—200 МВт (2018 г.).

Французская комиссия по атомной энергии (СЕА) в середине 2006 г. начало разработку АЭС с двумя типами реакторов на быстрых нейтронах, которые по существу являются проектами «Поколения IV». Первый — это улучшенная версия АЭС с РБН с натриевым теплоносителем — реактор Astrid. Он проектировался с учетом многолетнего французского опыта работы АЭС с РБН с натриевым теплоносителем («Феникс» и «Суперфеникс»). Второй — уже упомянутый инновационный газоохлаждаемый быст-

рый реактор Allegro. Оба реактора должны работать в замкнутом топливном цикле (ЗЯТЦ), Проект реактора Astrid до сих пор являлся приоритетом во французской программе НИОКР по перспективным проектам в ядерной энергетике в силу его потенциальной возможности сжигать минорные актиниды из ОЯТ ЛВР.

Предполагалось, что на первом этапе должен быть разработан проект опытно-промышленного энергоблока АЭС с реактором Astrid, как прототип серии промышленных энергоблоков АЭС с РБН установленной мощностью 1500 МВт. Прогнозировалось, что эта серия будет развернута примерно с 2050 г. В качестве топлива предполагается использовать большие запасы обедненного урана (только у одной Франции будет полмиллиона тонн), а также сжигать плутоний из ОЯТ ЛВР с MOХ-топливом. Предварительная стоимость этого энергоблока (по оценке Deloitte, февраль 2010 г.) должна составить около € 4,3 млрд. Шестилетний концептуальный проект был завершен в 2015 г., а окончательное решение о строительстве должно быть принято в 2019 г. Энергоблок с реактором Astrid планируется построить в г. Маркуле, там же, где находятся энергоблоки с реакторами «Феникс» и «Суперфеникс».

В 2015 г. Комиссия по ядерной энергии Японии (JAEA) вместе с крупнейшей машиностроительной компанией Японии Mitsubishi Heavy Industries и ее дочерним предприятием Mitsubishi FBR Systems (MHI-MFBR) стали вторыми крупнейшими участниками проекта Astrid, после Areva NP (теперь Framatome). В марте 2017 г. Япония подтвердила свое партнерство в этом проекте после того, как было принято решение правительством этой страны о выводе АЭС Monju из эксплуатации. В октябре 2017 г. CEA подписало соглашение с НИИАР по использованию реактора БОР-60 для испытаний

материалов для Astrid. Тем не менее в июне 2018 г. французское правительство заявило, что разработка коммерческой АЭС с РБН больше не является приоритетной задачей для страны, а также для сокращения затрат на строительство реактора Astrid его мощность будет уменьшена с первоначально запланированных 600 МВт до 100—00 МВт. Японскую сторону это заявление сильно разочаровало. В ответ компания Toshiba заявила, что реактор Astrid с меньшей мощностью станет шагом назад в японской программе разработки АЭС с РБН. Это, возможно, вынудит Японию не полагаться на Astrid, а построить собственную АЭС с демонстрационным РБН.

Реактор Astrid спроектирован согласно международным требованиям к реакторам «Поколение IV» по безопасности, экономике и нераспространению. Его топливом является MOХ-топливо с содержанием плутония 25-35 % и в целом схоже с аналогичным топливом PWR. В проекте реактора Astrid заложена значительная глубина выгорания топлива с выжиганием долгоживущих высокоактивных минорных актинидов. Активная зона реактора имеет отрицательный паровой коэффициент реактивности. Тепловая схема реактора трехконтурная, промежуточный контур с натриевым теплоносителем. В третьем контуре реализуется газотурбинный цикл Брайтона, где в качестве основного рабочего тела рассматривается азот, чтобы исключить любое потенциальное взаимодействие воды с натрием. Но рассматривается и резервный вариант с сверхкритическим водяным паром. В период 2014—2016 гг. были проведены эксперименты по отработке газотурбинного цикла Брайтона на азоте. Конструкция реактора была спроектирована таким образом, чтобы снизить вероятность последствий тяжелой аварии до уровней значительно ниже, чем в существующих АЭС с РБН (сегодня это только российские АЭС с БН-600 и БН-800).

ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) —это европейский демонстрационный энергоблок АЭС с РБН со свинцовым теплоносителем, тепловой мощностью 300 МВт, электрической мощностью 120—25 МВт, пассивной системой безопасности. Строительство ALFRED планировалось начать в 2017 г., ввод в эксплуатацию —в 2025 г. Ядерное топливо —MOХ-топливо с равновесным содержанием плутония около 17 % и возможностью выжигания минорных актинидов с процентным содержанием около 1 %. Первая загрузка будет представлять собой 82,5 % урана и 17,5 % плутония, а далее будет добавляться природный уран из расчета 1 г на 1 МВтæсут выгорания. Продукты деления будут удаляться с такой же скоростью. Равновесная концентрация плутония в MOХ-топливе будет равняться 17 %. На первом этапе эксплуатации реактор будет работать при низких температуре и мощности. На втором этапе (около 2040 г.) будет работать при высокой температуре (около 550 °С) на полной мощности с использованием воспроизведенного топлива, полученного на первом этапе.

В декабре 2013 г. был создан консорциум для его строительства, в который вошли Italy’s National Agency for New Technologies, Energy and the Environment (ENEA), Ansaldo Nucleare и Romania’s Nuclear Research Institute (ICN). Название консорциума —Fostering Alfred Construction (Falcon), его планируется расширить за счет участия других европейских организаций. Общая стоимость проекта оценивается примерно в $1 млрд. АЭС с ALFRED планируется построить на юге Румынии в г. Миовени на территории института ICN, где функционирует завод по производству топлива для реакторов Candu. ALFRED рассматривается как прототип более мощного энергоблока.

PROLFR —энергоблок АЭС с РБН со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300—400 МВт, который планируется построить к середине 2030-х гг. Далее рассматривается строительство опытно-промышленного энергоблока АЭС с РБН: European Lead-cooled Fast Reactor, ELFR. Это опытно-промышленный энергоблок АЭС с европейским быстрым реактором установленной мощностью 600 МВт, теплоноситель — жидкий свинец или свинец-висмут (эвтектика), температура 480 °С. Работает при низком давлении. Топливо — MOХ-топливо (с добавлением актинидов из ОЯТ ЛВР или без них). Жидкий свинец (свинец-висмут) будет прокачиваться через восемь парогенераторов. Остаточное тепловыделение отводится естественной конвекцией. Проект был почти завершен в 2008 г., было запланировано построить небольшую демонстрационную установку, но с тех пор мало что слышно. Кажется, проект был заменен на реактор ALFRED, но Ansaldo Nucleare продолжает работу над концепцией в Китае.

Состояние и развитие АЭС с РБН в Японии

В Японии, как и во всем Мире, на первом этапе развития атомной энергетики (1961—1994 гг.) считалось, что основой ее будущего развития станут АЭС с РБН, так как они позволяют кардинально повысить энергетическую эффективность использования природного урана, а следовательно, снизить его потребность. Однако к 1994 г. после аварии на Чернобыльской АЭС (1986 г.) темп роста электропроизводства на АЭС в Мире драматически снизился,  соответственно снизился темп роста потребления урана. С другой стороны, строительство АЭС с РБН и их эксплуатация оказались значительно дороже, чем АЭС с ЛВР (опыт Франции и СССР). Поэтому в 1994 г. Япония последовала примеру США и перенесла программу строительства коммерческих АЭС с РБН сразу к 2030 г., а в 2005 г. она была отодвинута уже к 2050 г. Однако в современной программе развития атомной энергетики Японии предусмотрено строительство демонстрационного энергоблока АЭС с РБН с натриевым теплоносителем «Поколения IV», с планируемым вводом его в эксплуатацию к 2025 г.

В 1999 г. Японский институт по развитию ядерного топливного цикла (Japan Nuclear Cycle Development Institute, JNC) инициировал программу по анализу перспективных концепций по развитию ЯТЦ, определил программу исследования до 2005 г. с целью строительства энергоблока АЭС с РБН к 2015 г. Основные характеристики: пассивная система безопасности, экономическая конкурентоспособность АЭС с ЛВР, эффективное использование топлива (сжигание минорных актинидов и использование обедненного урана), уменьшение ВАО, соответствие требованиям о нераспространении и универсальность (включая возможность производства водорода). В этой программе приняли участие операторы (эксплуатирующие организации) АЭС Японии.

Вторая фаза исследования была сосредоточена на четырех основных конструкциях РБН: с натриевым теплоносителем, с MOХ- и металлическим топливом; гелиевым теплоносителем, нитридным и MOХ-топливом; свинцово-висмутовым (эвтектика) теплоносителем; с нитридным и металлическим топливом; со сверхкритическим водяным теплоносителем с MOХ-топливом. Все они должны были работать в ЗЯТЦ. Были рассмотрены три технологии переработки ОЯТ: усовершенствованная гидрометаллургическая (водная), электролитическое окисление и пиропроцессинг (электрорафинирование). Эта работа связана с инициативой развития реакторных технологий «Поколение IV», где Япония играет ведущую роль в АЭС с РБН с натриевым теплоносителем.

В октябре 2016 г. на конференции по разработке РБН, проводимой под эгидой METI (Ministry of Economy, Trade and Industry, Japan), было решено, что технологически возможно разработать демонстрационный РБН, используя опыт, полученный на экспериментальной АЭС Монжу с реактором-размножителем, которая по решению правительства Японии (декабрь 2016 г.) выводится из эксплуатации, и экспериментальном реакторе Joyo, принадлежащем Японскому агентству по атомной энергии (JAEA). Также была отмечена важность международного сотрудничества в работах по этому направлению. Было сделано сообщение о ходе работ над проектом РБН Astrid во Франции. Агентство по природным ресурсам и энергии (Agency for Natural Resources & Energy, ANRE) при METI утвердило требования к любым новым демонстрационным АЭС с РБН в Японии.

Эксплуатация японского экспериментального реактора Joyo началась в 1977 г., последовательно было перегружено три активные зоны. В 2003 г. тепловая мощность была увеличена до 140 МВт, остановлен в 2007 г. из-за повреждения. После существенной модернизации планируется перезапустить в 2021 г. JAEA (Japan Atomic Energy Agency) заявило, что в течение более восьми лет эксплуатации на реакторе Joyo было облучено около 100 ТВС с MOХ-топливом, он сыграл важную роль в формировании политики в отношении ЯТЦ в Японии.

JSFR (Japan Sodium-cooled Fast Reactor) — японский быстрый реактор с натриевым теплоносителем предполагаемой мощностью от 500 до 1500 МВт, с коэффициентом воспроизводства меньше единицы. Предполагается, что в MOХ-топливе будут сжигаться минорные актиниды. Mitsubishi Heavy Industries (MHI) является основным участником консорциума по разработке концепции этого реактора. В связи с этим MHI создала компанию Mitsubishi FBR Systems (MFBR). Строительство демонстрационной модели быстрого реактора должно было быть начато в 2015 г. с вводом в эксплуатацию в 2025 г. MHI прогнозирует к 2050 г. построить коммерческий энергоблок АЭС с РБН установленной мощностью 1500 МВт.

LSPR (Japan lead-bismuth cooled reactor) — это модульный РБН со свинцово-висмутовым теплоносителем мощностью 150 МВт/53 МВт (эл.). Предполагается, что он будет полностью заводской готовности, работать без перегрузки 30 лет, а затем возвращаться на завод-изготовитель. Концепция реактора предназначена для развивающихся стран.

В Японском центральном научно-исследовательском институте электроэнергетики (Japan’s Central Research Institute of Electric Power Industry, CRIEPI) в сотрудничестве с Научно-исследовательским институтом Mitsubishi при финансовой поддержке Японского исследовательского института атомной энергии (JAERI) был разработан проект малого ядерного реактора Rapid-L тепловой модностью 5 МВт, электрической 200 кВт с использованием изотопа литий-6. Он представляет собой одноразовый картридж или встроенную топливную сборку, содержащую 2700 топливных элементов из нитрида урана, обогащенного до 40—50 %, с температурой плавления 2600 °С. Система контроля реактивности пассивная, с использованием расширяемых литиевых модулей (РЛМ), которые обеспечивают компенсацию выгорания, работу с частичной нагрузкой, а также обратную связь с отрицательной реактивностью. По мере повышения температуры в реакторе литий расширяется в активной зоне и вытесняет инертный газ. Другие типы литиевых модулей, также встроенные в топливный картридж, отключают и запускают реактор. Охлаждение осуществляется жидким натрием. С помощью системы управления РЛМ мощность реактора изменяется пропорционально расходу первичного теплоносителя. Перегрузка будет происходить каждые 10 лет в среде инертного газа. Сама перегрузка не требует больших навыков из-за повышенной внутренней безопасности реактора. Вся установка будет иметь размеры около 6,5 м в высоту и 2 м в диаметре.

Компания Тошиба и CRIEPI (Япония) в сотрудничестве с STAR (США) разрабатывает маленький и простой реактор — 4S «ядерная батарея» с натриевым теплоносителем и электромагнитными насосами, с пассивными свойствами безопасности, в частности отрицательной температурной и пустотной реактивностью. Реактор имеет полностью заводскую готовность, транспортируется на место, устанавливается ниже уровня земли

и будет работать в паротурбинном цикле. Может работать без перегрузки 30 лет. Металлическое топливо (169 твэлов диаметром 10 мм) представляет собой уран-циркониевый или сплав U—Pu—Zr с обогащением ни менее 20 %.

Поддержание выходной мощности на постоянном уровне в течение всего срока эксплуатации достигается путем постепенного перемещения вверх кольцевого отражателя вокруг активной зоны (диаметр 0,68 м, высота 2 м). Через 14 лет поглотитель нейтронов в центре активной зоны удаляется, и отражатель повторяет свое медленное движение вверх по активной зоне еще 16 лет. При потере электропотребления отражатель падает на дно корпуса реактора, реакция замедляется, а естественная циркуляция атмосферного воздуха обеспечивает отвод остаточного тепловыделения.

Развитие АЭС с РБН в Китае

В Китае исследования и разработки реакторов на быстрых нейтронах начались в 1964 г. Первый китайский РБН тепловой мощностью 65 МВт и натриевым теплоносителем был построен недалеко от Пекина при научно-техническом содействии российских организаций. Подключен к сети в июле 2011 г.

Следующий шаг в программе China Institute of Atomic Energy (CIAE) — это строительство Commercial Demonstration Fast Reactor (CDFR), т.е. энергоблока АЭС с демонстрационным быстрым реактором CFR600 с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1500 МВт, электрической 600 МВт, КПД энергоблока 41 %, температурой пара перед турбиной 480 °С. Топливо — MOХ-топливо с глубиной выгорания 100 ГВт·сут/т. В дальнейшем переход на металлическое топливо с глубиной выгорания 100—120 ГВт·сут/т. Коэффициент воспроизводства должен равняться около 1,1, расчетный срок эксплуатации 40 лет. В проекте предусмотрены активные и пассивные системы отключения и расхолаживания.

Для CIAE проект CFR600 является «проектом номер один». Рассматривался также «проект номер два» — строительство в Китае коммерческой АЭС с двумя реакторами БН-800, аналогичными 4 энергоблоку Белоярской АЭС, запущенному в декабре 2015 г. (с началом строительства в 2013 г. и вводом в эксплуатацию в 2018—2019 гг). Ожидалось, что этот проект приведет к тесному двустороннему сотрудничеству по разработке топливных циклов для быстрых реакторов. Однако от него китайская сторона отказалась.

Следующий шаг — это строительство коммерческой АЭС с реактором CFR1000 (China Commercial Fast Reactor, CCFR) установленной мощностью 1000—1200 МВт. Топливо металлическое (U—Pu—Zr) с глубиной выгорания 120—150 ГВт·сут/т. Планируется, что в 2020 г. будет принято решение о начале его строительства ориентировочно в декабре 2028 г., а начало эксплуатации в 2034 г. Ранее рассматривался другой проект АЭС с РБН — АЭС с CDFR1000 тепловой мощностью 2500 МВт, реактором бассейнового типа с тремя петлями, топливо — MOХ-топливо со средней глубиной выгорания 66 ГВт·сут/т, температурой теплоносителя на выходе 544 °С, коэффициентом воспроизводства 1,2. Активная зона состоит из 316 ТВС, а зона воспроизводства — из 255 ТВС. Были предусмотрены и активные, и пассивные системы отключения, а также пассивная система расхолаживания. Срок эксплуатации 40 лет. По-видимому, некоторые проектные решения энергоблока с CDFR1000 будут использованы в CFR1000.

В декабре 2013 г. в уведомлении Федерального реестра США было заявлено, что США заключили соглашение с Китаем, «которое будет способствовать совместному развитию технологии TWR», включая его версии в виде стоячей волны. В сентябре 2015 г. CNNC и TerraPower подписали соглашение о работе по созданию опытного энергоблока TWR-P установленной мощностью 600 МВт в Сяпу (провинция Фуцзянь) в период 2018—2025 гг. Коммерческий вариант этой технологии, который до сих пор называется «реактором бегущей волны (TWR-C)», будет иметь установленную мощность 1150 МВт.

Создание и развитие АЭС с РБН в Индии                                                          

Индия обладает самыми большими запасами тория в Мире. Именно поэтому в этой стране в основу развития атомной энергетики заложена цель максимально использовать торий в качестве основного сырья для АЭС. В Индии разрабатывается усовершенствованный торий-урановый цикл, в основе которого лежит трансмутация неделящегося четного изотопа 232Th в делящийся изотоп 233U. Вся программа состоит из трех этапов.

Первый этап — это получение плутония 239Pu, для этого используется ОЯТ от АЭС с тяжеловодными реакторами (PHWR), у которых ядерным топливом является природный уран, а также ОЯТ от АЭС с ЛВР.

Второй этап — получение урана 233U из тория 232Th, для этого планируется  спользовать АЭС с РБН, в котором нейтроны, образующиеся при делении плутония 239Pu, будут использоваться для производства 233U из 232Th. Для этого вокруг активной зоны реактора устанавливается экран, который будет содержать и 232Th, и 238U. Таким образом, будет производится из 233U дополнительно плутоний 239Pu, в идеале особо чистый.

Третий этап — на АЭС с усовершенствованными тепловыми реакторами на тяжелой воде, где в качестве запального топлива будут использоваться 233U и полученный 239Pu с выделением в активной зоне около 1/3 энергии, а в качестве основного топлива — торий

232Th, который сжигается в два этапа: сначала превращается в 233U, а далее делится тепловыми нейтронами с выделением в активной зоне около 2/3 энергии. Таким образом будет создан трехступенчатый торий-урановый цикл.

В рамках принятой программы в Центре атомных исследований им. ндиры Ганди с 1985 г. работает исследовательский ториевый реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 40 МВт (FBTR). Кроме того, небольшая экспериментальная установка «Камини» используется для исследования тория в качестве ядерного топлива в торий-урановом (233U) ядерном топливном цикле.

В Калпаккаме возле г. Мадраса в 2004 г. было начато строительство АЭС с опытно-промышленным РБН, с натриевым теплоносителем, электрической мощностью 500 МВт (эл.) (PFBR). В качестве ядерного топлива используется MOХ-топливо, т.е. смесь диоксидов урана и плутония (UO2 + PuO2). Плутоний был выделен из ОЯТ существующих тяжеловодных реакторов. В нем та же установлен экран, содержащий

232Th и 238U. Ожидалось, что физпуск произойдет в конце 2010 г., а на номинальную мощность выйдет в 2011 г. Однако произошли существенные задержки в сроках строительства, только в 2014 г. на площадку АЭС было поставлено 1750 т натрия, а само строительство АЭС завершилось в июне 2015 г. В июле 2017 г. тогдашний министр по атомной энергии Индии Джитендра Сингх сообщил в нижней палате парламента, что этот энергоблок будет запущен в этом году. Однако до сих пор нет информации о том, когда наконец реактор выйдет на физпуск.

Кстати, на него с 2010 г. не распространяются гарантии МАГАТЭ. Всего на площадке в Калпаккаме планируется построить еще два энергоблока АЭС с РБН. Там же создается Центр по переработке ториевого топлива. Предполагается, что начало эксплуатации АЭС с PFBR позволит Индии перейти ко второму этапу программы развития атомной энергетики в стране.

На этом этапе планируется построить еще шесть энергоблоков АЭС РБН установленной мощностью 600 МВт каждый первоначально с оксидным уран-плутониевым топливом (MOХ), а в последующим с металлическим, чтобы обеспечить более короткое время удвоения. Первоначально активная зона имеет две подзоны обогащения, экран и отражатель. Проектное выгорание составляет 150 ГВт·сут/т, коэффициент воспроизводства равняется 1,11.

Индия для РБН также разрабатывает смешанное карбидное топливо (U—Pu—CNO). На этом топливе (70 % PuC, 30 % UC) работает FBTR с 1985 г., была без сбоев достигнута глубина выгорания 165 ГВтæсут/ т. Оно было переработано в пилотной установке. После 2020 г. предусмотрено металлическое топливо. Демонстрационная установка по переработке ОЯТ РБН (DFRP) создается для производства и MOХ-топлива, и смешанного карбидного топлива. В настоящее время ведется строительство специализированной установки по топливному циклу быстрого реактора (FRFCF) для PFBR.

В Программе развития атомной энергетики в Индии давно имеется план по строительству завода по переработке ОЯТ с целью извлечения из него неиспользованного урана и плутония для их последующего вовлечения в топливный цикл. Индийское правительство в 2013 г. приняло решение о строительстве такого объекта в Калпаккаме для переработки ОЯТ реактора PFBR и других быстрых реакторов.

Строительство завода по переработке ОЯТ быстрых реакторов — это уже четвертое соглашение между центром им. Индиры Ганди и HCC. Ранее между ними были заключены соглашения по строительству завода по производству топлива в ядерном центре имени Хомы Баба в Тарапуре, а также на строительство двух тяжеловодных реакторов на площадке в Раватбхате.

Развитие АЭС с РБН в Южной Корее

Корейским институтом атомной энергии (KAERI) разрабатывается проект АЭС с РБН бассейнового типа с натриевым теплоносителем, с MOХ-топливом, который будет работать в режиме сжигания ОЯТ ЛВР. Также выполнен проект установки по переработке ОЯТ с использованием электрометаллургической технологии — пиропроцессинга. Была построена экспериментальная установка для демонстрации этой технологии. Корейское предложение по РБН было поддержанно США в рамках программы GNEP/IFNEC.

АЭС с PGSFR (Prototype Generation IV sodium-cooled fast reactor) — первый корейский проект АЭС с РБН и натриевым теплоносителем, разрабатывается в рамках соглашения с Аргоннской национальной лабораторией с августа 2014 г. Реактор PGSFR имеет тепловую мощность 392 МВт, электрическую 150 МВт, топливо — металлическое, сплав из низкообогащенного урана и 10 % циркония. Впоследствии планируется использовать топливо, в котором содержатся минорные актиниды, полученные после переработки ОЯТ (оксид).

Основная цель PGSFR — продемонстрировать его работу в ЗЯТЦ и возможность существенного уменьшения объема радиоактивных отходов за счет выжигания долгоживущих высокоактивных минорных актинидов, полученных после переработки ОЯТ ЛВР. Планируется завершить лицензирование проекта к 2020 г., а ввод в эксплуатацию — к концу 2028 г.

В проекте PGSFR используется опыт работы американского исследовательского реактора EBR-II (ANL) (см. § 5.7). Специалисты ANL отмечают: «PGSFR будет первым в Мире современным энергоблоком с РБН с внутреннеприсущими свойствами безопасности, препятствующими тяжелым авариям».

АЭС с KALIMER (Korea Advanced Liquid Metal Reactor) — концепция АЭС с РБН электрической мощностью 600 МВт, бассейнового типа, натриевым теплоносителем с температурой свыше 500 °C. Эта концепция — эволюция проекта PGSFR с электрической мощностью 150 МВт. Топливо-металлическое, сплав урана и минорных актинидов, полученных после переработки (пиропроцессинга) ОЯТ (диоксид урана). Зона воспроизводства в реакторе отсутствует. Предполагается, что АЭС с KALIMER-600 станет референтным (пилотным) проектом АЭС с РБН с натриевым теплоносителем «Поколения IV». Одна из АЭС по этому проекту будет построена в Южной Корее.

В Корейском научно-исследовательском центре по ядерной энергетической трансмутации (NuTrECK) при Сеульском университете развивается еще одно направление АЭС с РБН. Это направление опирается на российский опыт по разработке и эксплуатации РБН со свинцово-висмутовым теплоносителем. Рассматриваются проекты энергоблоков с РБН с установленной мощностью 35, 300 и 550 МВт, которые будут работать на топливе, переработанном из ОЯТ ЛВР методом пиропроцессинга. Предполагается, что энергоблок мощностью 35 МВт будет работать без перегрузки 20 лет и на этот срок отдаваться в лизинг, а затем возвращаться поставщику. Он будет заправляться топливом, полученным после переработки ОЯТ ЛВР на пироперерабатывающем заводе. Расчетное время эксплуатации энергоблока — 60 лет.



[1] World Nuclear News, 13 August 2019 http://world-nuclear-news.org/Articles/Rosatompostpones-fast-reactor-project-report-say

[2] Ашот Саркисов: свинец-висмут — технология, опередившая время. AtomInfo.Ru: http:/

/www.atominfo.ru/news/aira164.htm

[3] Гагаринский А.Ю. // Атомная энергия. 2012. Т. 112. Вып. 4. С. 249—251.

[4] Blue Ribbon Commission on America's Nuclear Future. Report to Secretary of Energy.

January 2012 http://brc.gov/sites/default/files/documents/brc finalreport ian2012.pdf

 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Блог Булата Нигматулина
· Новость от proatom


Самая читаемая статья: Блог Булата Нигматулина:
О двухтомнике Б.И. Нигматулина

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 3.93
Ответов: 78


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 51 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
"Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней." - фраза просто "отстойная", по всей вероятности редакционный ляп.


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Булат Искандерович!При 560 градусах воды под давлением не бывает


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Если речь идет о сверх критических параметрах, то 560 градусов это и пар и вода одновременно. Так что здесь все нормально.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
А что здесь "отстойного?"


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Замечательная работа! Информативно и полезно. 


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Цитата:
"Цели реактора Allegro: определение целесообразности развития газоохлаждаемых РБН в качестве альтернативы РБН с натриевым теплоносителем"

Ради одного только повышения КВ на 0,15 переход с натриевого на газовое охлаждение вряд ли рационален. По сравнению с газовым охлаждением быстрого бридера, в далёком будущем может оказаться менее фантастическим один из двух вариантов:
1)
Замена конструкционного материала оболочки ТВЭЛа на сплав вольфрама-184 и превращение БН в высокотемпературный аналог ВВЭРа только на натрии. У реактора первый контур - радиоактивный натрий под давлением, второй - газовая турбина на парообразном раскалённом натрии с отказом от теплообменника "натрий-вода".
2)
Замена натриевого теплоносителя на жидкий рубидий под давлением.
Если у натрия температуры соответственно плавления и кипения при давлении в одну атмосферу 98 и 883 Цельсия, то у металлического рубидия 39 и 688 Цельсия.

Рубидий более химически активен, более взрывным образом реагирует с водой. О возможности его применения как теплоносителя - при условии удешевления добычи этого металла к чему есть возможности - мнения расходятся. Даже в институте Академии Наук, имеющем многолетний успешный опыт водяного охлаждения 20-киловаттной мишени ускорителя с жидким рубидием в особом сорте нержавейки в качестве оболочек ТВЭЛов.

При температуре реактора на уровне 1000 Цельсия, пар рубидия под давлением - по аналогии с водяным паром в ВВЭР -  не только можно пускать напрямую на турбину. Рубидий имея более тяжёлую атомную массу (изотопы 85 и 87), меньше замедляет нейтроны упругим рассеянием по сравнению с натрием (атомная масса 23).



[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Ссылка [1] важная. Однако почему-то она не работает: выдаёт ошибку 404.
Технический эффект или планы - по энергопуску БН-1200 к 2036 году - снова успели переиначить?




[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
https://world-nuclear-news.org/Articles/Rosatom-postpones-fast-reactor-project-report-say


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 26/02/2020
Цитата:
"Первоначальная загрузка делящихся изотопов плутония равняется 7,5 т,"

Что-то много, в минимальных вариантах проработок БН-1600 были достаточны 4 тонны.

Цитата:
"Предполагается, что коэффициент воспроизводства активной зоны с MOХ-топливом первоначально будет равняться 1,2, а затем 1,35, а для нитридного топлива — 1,45,"

Цифры относятся к полному коэффициенту воспроизводства: активная зона плюс зоны воспроизводства. Для МОХ-топлива КВ=1,19. На нитридном выше процентов на 20, возможно вправду 1,45 однако это ещё экспериментально не доказано.

КВ именно активной зоны на МОХ топливе 0,89 у БН-1200. Поднять его до единицы с трудом удаётся даже на "БРЕСТе" со свинцовым теплоносителем.




[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Цитата:
" СВБР-100 выполнен в виде модуля диаметром 4,5 м, высотой 7,9 м и весом 270 т.
Проект также соответствует современным требованиям безопасности («Поколение IV»), включая требования к нераспространению."

С позиций ядерных боеголовок верно. Однако СВБР нарушает требования к нераспространению как реактор, который может быть применён на атомных подводных лодках. Его масса и габариты на пределе допускают транспортировку всего готового модуля по железной дороге.

Поскольку длина экватора Земли 40000 километров, а топливная кампания даже реакторов первого поколения соответствует пробегу в допустим 5 раз больше - и десятки раз для современных поколений - то существует опасность: если Китай или Иран раздобудут технологию, их АПЛ придётся отлавливать по всему мировому океану.

США недавно опубликовали тревожную статистику: китайские АПЛ вовсю ходят как в Охотское море, так и в Северный Ледовитый Океан. Это площадки для запуска МБР как наших так и американских. Какая-нибудь тайком пробравшаяся туда иранская АПЛ может запустить две ракеты - одну по США вторую по России - и спровоцировать этакой атакой с тыла глобальную ядерную войну между великими державами.

Если сейчас противостояние флотов ведётся локально возле побережья стран-изгоев учитывая крохотный радиус хода их маломерных кораблей, то при утекании технологии СВБР полем противостояния окажется весь мировой океан.
Придётся совместными силами флотов России и США патрулировать северную Атлантику и Берингов пролив чтоб воспрепятствовать проходу сотен вражеских АПЛ в общий тыл. Совсем другие ставки будут в масштабах дел флота и цены вопроса. В связи с этим:

Цитата:
"В конце 2014 г. в СМИ сообщалось, что сметная стоимость проекта АЭС с СВБР-100 выросла более чем вдвое по сравнению с первоначальной (с 15 до 36 млрд руб.). В октябре 2015 г. Росатом сообщил: «Эксперты подтвердили, что нет ни научных, ни технических проблем, которые могут помешать завершению проекта и получению лицензии на строительство». Затем в ноябре 2016 г. Росатом заявил, что к середине 2017 г. рассчитывает разработать основные технические условия на строительство энергоблока СВБР-100 в г. Димитровграде на площадке, примыкающей к территории НИИАР. Однако в 2018 г. проект был закрыт. "

Согласно словам знающих людей, фактически СВБР был окончательно закрыт в 2014 году.

Собственно, есть ещё довод: к концу 1980-х командование ВМФ СССР имело единовременно в боевой готовности 200 АПЛ в основном с реакторами ВВЭР, из которых 7 штук были дорогостоящие капризные в эксплуатации скоростные жидкометаллические. Командование решило не возиться с экзотикой и все АПЛ делать на основе ВВЭРов.

Главный бонус свинца-висмута: мощный реактор очень компактен, благодаря высокой удельной мощности можете сэкономить на массе биологической радиационной защиты. Сделать скоростную глубоководную компактную АПЛ массой 2000 тонн или даже меньше.
В условиях СССР посчитали в 1980-е дело слишком затратным для узкоспециальной задачи. Для современной России оно же - непомерно дорого плюс технологическая невозможность раздобыть тысячи тонн висмута. Если и возможно раздобыть - только на неприемлемых условиях делающих бессмысленной всю затею.



[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Даже  Кириенко, наконец,   разберется


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Создается впечатление, что под Нигматулина Б. работает какой то аспирант... Это конечно полезно откопипастить материал. Где сиськи??!!! Где анализ задач хотя бы российских РУ с РБН?? Заявлены ИР на быстрых нейтронах, а все в кучу! Что за ху...ня происходит??! 


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Чувствуется рука научных руководителей СВБР, АСММ из известных шапито им. Адамова ибн Рачкова & ВНИИАЭС... )))


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Чувствуется рука научных руководителей СВБР, АСММ из известных шапито им. Адамова ибн Рачкова & ВНИИАЭС... )))==============

Вот уж действительно, "смешались в кучу кони, люди" или "слышал звон, да не знает, где он". Это во ВНИИАЭС Вы нашли "научных руководителей СВБР"? И кто же из них "водит рукой" Б.И. Нигматулина? Вы вообще в своем уме?


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Автор поста прав... Т. н. называемый академик Рачков - научный руководитель ФЭИ, а кто как не ФЭИ научный руководитель СВБР? Можно поподробнее? Может Тошинский - человек-организация? Или сброд дятлов - АКМЕ-реинжиниринг?


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Уважаемому Георгию Ильичу Тошинскому, коллеги, 92 года хотя бодрый и на вид 70. Уважительнее надо бы высказываться. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
ВНИИАЭС вроде АСММ под себя затягивает, ну или кто-то из бездельников


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Определенно кто-то из ВНИИАЭС впаривает Булату подборку материалов о РБН и АСММ. Где то похожие куски этого материала  уже проходили... Статья какая попсовая... Не аспирант - точно, аспирантка. Но "сисек" определенно нет.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
"Чувствуется рука научных руководителей...Рачкова"..про Рачкова лучше не говорите, где такого "знатока" откопали, не понятно. Видели бы вы, что под его "университетским" руководством делают, просто смех сквозь слезы. И кто таки только туда назначает?


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Уважаемые мои, я вижу явный сарказм и иронию об Рачкове и пр. упомянутыми представителями росатомовской-мудазвонно-менеджерской кодлы


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
"Чувствуется рука научных руководителей...Рачкова"..про Рачкова лучше не говорите, где такого "знатока" откопали, не понятно. Видели бы вы, что под его "университетским" руководством делают, просто смех сквозь слезы. И кто таки только туда назначает?" - так автор статьи это, как тут обозначили "шапито", и разводил - воспитал такого кадра как "Рачков", Першукова - кто притащил? 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
Коллеги, просьба понизить градус дискуссии. И объяснить интересующимся: какой реальный коэффициент воспроизводства (АЗ плюс ЗВ) сейчас получается по факту на БН-800 ?


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 27/02/2020
По литературным данным, все загрузки мощных отечественных БН были только на 235_UO2 в основной части загрузки которой вся физика определяется: КВ, доля запаздывающих нейтронов, коэффициенты реактивности и тп. С плутониевым МОХом были иногда отдельные кассеты, т.е. единовременно ~1% всей загрузки.
На 235_UO2 должен быть общий КВ между 0,8 и 0,9.Стартовый - предположу что 0,9.Осколки деления при выгорании 100 (ГВт×сутки/тонна) снижают КВ на мягком спектре большого БН к концу топливной кампании на 0,15 и в среднем за кампанию на 0,075. Средний за топливную кампанию КВ БН-800 на 235_UO2 надо полагать 0,8 с копейками. Пу сть 0,85 из которых около 0,35 оружейный плутоний: в сумме в торцах ТВЭЛов АЗ и в ТВЭЛах бокового отражателя. 
Все цифры оценочные. Обогащение топлива порядка 25% из которых за кампанию сгорает (1/3). В конвертерном режиме масса оружейного плутония в торцах стержнец АЗ и боковом отражателе порядка 10% массы урана-235 в 25-процентном топливе, которое можно было легко дообогатить до 90%.
К слову, в былые времена прорабатывался быстрый реактор с гелиевым охлаждением, там на 235_UO2 получался 1,04(+-)0,05. В случае натрия на 0,15 меньше. Что же касается перевода БН на плутониевое топливо, требуется технология рефабрикации ТВЭЛов и желательно без пылящих операций таких как шлифовка миллионов спечённых таблеток из UO2. На обогащённом уране радиоактивность позволяет работать в технологической цепочке действий вручную. Радиоактивность рециклированного плутония - не позволяет вручную, требует дистанционных манипуляторов. В этом вся разница. Поэтому все наши мощные БН временно, свыше 50 лет, только на уране235 обкатываются. Затянулся начальный этап. А вот США ииФранция не видели в этом смысла и сразу переходили на плутониевые загрузки. Это сложнее и потому кажется, что их бридеры работали менее надёжно по сравнению с нашими.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Судя по этой информации КВ 1,1 и более нам на промышленных аппаратах не грозит в ближайшем будущем... А если учесть, что капзатраты даже на БН-800 в 2,5 раза выше, чем на ВВЭР-1200, то экономический смысл теряется почти полностью... Кроме того пока никто внятно не объяснил размер образования РАО от переработки ОЯТ и затрат на их захоронение


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2020
Экспериментально доказанный КВ "Феникса" КВ=1,16 на плутониевом Моксе.В более крупной активной зоне БН-1200 обещают 1,19 засчёт большей объёмной доли топлива. 
Цифра вроде относится к реактору на собственном изотопном составе плутония в среднем за кампанию.Вроде не учитывает потерь актиноидов  при химпереработке и рефабрикации топлива, не учитывает распада плутония-241 а америций, т.е. КВ цикла будет меньше чем КВ реактора.
Цифра не учитывает гипотетическую трансмутацию минорных актинидов образовавшихся в этом же реакторе. То есть безотходную схему: когда на вход реактора грузим уран238, на выходе извлекаем оружейный плутоний для ЯРД плюс ядра-осколки деления которые после относительно короткой выдержки /от года до сотни лет для разных химэлементов и изотопов/ самораспадаются в редкоземельные химэлементы с активностью меньшей МЗУА и возможностью применения в обычной технике.
На плутонии БН гарантируют превышение КВ=1 всем циклом. Пока-что превышение небольшое. Чтоб его увеличить, нужно усложнять технологию по сравнению с самой простой её версией. Пути известны и сложны: быстрая радиохимия с рефабрикацией, переход на плотные топлива нитридное или металлическое, замена натрия на свинец или гелий под давлением и т.д.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2020
К слову, КВ активной зоны без учёта отражателей для БН-1200 и БРЕСТ-300 должен достигнуть соответственно 0,89 и 1,05. Это больше чем у БН-350, БН-600, БН-800 и тем более превышает цифры ВВЭРов, РБМК.
Тем самым достигается сравнительно небольшое изменение реактивности в процессе выгорания топлива и возможность снижения кратности перегрузок вплоть до одной, то есть работы без перегрузок. Это одно из новшеств, которое будет достигнуто впервые на БН-1200 и БРЕСТе-300.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2020
.......Это одно из новшеств, которое будет достигнуто впервые на БН-1200 и БРЕСТе-300."===========================

Это какая-то глупость. При КВ 1.05 реактивность со временем будет расти и очень заметно, в этом нетрудно убедиться, и  не раз, конечно, такие расчеты делались. А значение КВА, близкое к 1 при начальном равновесном содержании плутония в СНУП, будет в течение кампании сохраняться только за счет перегрузок. Чтобы это увидеть, достаточно посмотреть результаты расчетов общеизвестного теста МАГАТЭ - как изменяется реактивность модели БРЕСТА в режиме работы 1400 суток без перегрузки и в режиме работы с перегрузками периодами по 140 суток.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2020
В цифре 1,05 имеется ввиду, что КВА достаточно велик для поддержания постоянной реактивности: увеличивающаяся со временем концентрация плутония как раз компенсирует наработку осколков деления, которые поглощают часть нейтронов.
В БН Допплер-эффект между холодным и горячим состоянием меняет реактивность примерно на 1% то есть 2-3 бета плутониевого топлива. Для сравнения, в ВТГР с температурой нужной для ЯРД, соответствующая величина 20 бета уранового топлива. Таким образом, БН может быть сделан с относительно небольшими "по весу" регуляторами реактивности. 
Это один из аспектов, по которым БН-1200 является существенным шагом вперёд по сравнению с БН-800 для экономики и увеличения КИУМ. Поэтому у нас многие вместо тиражирования БН-800, хотят строить БН-1200 что безусловно на первых порах дороже, сложнее и дольше. Зато в результате получится хороший полномасштабный серийный реактор. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 03/03/2020
Читаю материалы Нигматулина и удивляюсь его широчайшему кругозору. Пролистал сайт ПРоАтом и увидел больше 70 его актуальных статей по атомной энергетике, монографии. Для меня все это как учебник – все понятно, доступно и современно. Лет 50 назад что-то похожее писал про экономику атомной энергетики Петросьянс, если кто помнит. Но материалы Нигматулина, конечно, более глубокие, конкретные и многоплановые. В связи с этим не понимаю, почему его кандидатура не прошла  на недавно прошедших выборах в член-коры Академии наук в секцию атомной энергетики. По-моему, именно таких людей как Нигматулин там явно не хватает. От пассивных престарелых академиков ничего свежего ждать не приходится – секция полумертвая, просто все сидят на стипендиях. Злые языки говорят, что Пономарев-Степной выступил там и заявил, что Нигматулин – не атомщик, а теплофизик. Если уж Нигматулин не атомщик, то кто тогда сегодня атомщик? Ну, не Пономарев-Степной же, который везде числится формально, и давно должен уступить место молодым, и в редакции журнала и в организации науки. Так нет же, будут эти старые пердуны до последнего сидеть на окладах. Если уж надеяться на какой-то перспективный взгляд на атомную энергетику со стороны Академии наук, так сделать это могут только такие люди, как Нигматулин.  Это мое личное оценочное мнение.


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 04/03/2020
Ученик Нигматулина Б. - Рачков... Вот "настоящий" академик. Не берусь оценивать все статьи, но конкретно эта - полная попса. Уровень аспирантки. Как понимаю, Першукова притащил в отрасль тоже Нигматулин Б. Поправьте если ошибаюсь. После таких "приводов" - шел бы он ...


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 04/03/2020
"...Не берусь оценивать все статьи, но конкретно эта - полная попса. Уровень аспирантки..." – Мне представляетя, что эта статья взята из контекста книг Нигматулина. Очевидно, редакция поставила ее на сайт как "лыко в строку" к разговору о строительстве "Прорыва". 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 04/03/2020
Не Нигматулин Б. первый копипастит материал, причем примитивно, и не будет последним. Но если "в контексте книг" не нашлось материала анализа темы ИР с ж/м-теплоносителем, то это беда. Причин этого не так много, все они - нелицеприятные. Ну не он первый совесть продает...


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
Да, Рачков – это, конечно, дискредитация звания академика и всей академической идеи. Прошел туда исключительно по политическим основаниям, по звонкам из Росатома. Главная задача  была – заблокировать прохождение Нигматулина.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
А Адамов со своей докторской степенью - не дискредитации степени доктора наук?? Нигматулин не знает как степень получена и как диссертация написана? Не надо из Нигматулина ангела делать. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
«...Нигматулин не знает, как степень получена, и диссертация написана...» — очень интересно! А подробнее, и со сылками.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
Вы этот вопрос задайте этим гражданам, обоим. Попросите тест на полиграфе пройти.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
"...Попросите тест на полиграфе пройти..." – очень похоже, что вы болтунишка, ну, т.е. сплетник. Никаких доков по претензиям к диссертациям у вас нет, но дезу в эфир вы запустили. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 05/03/2020
Глядите! Росатомовские троллики повылезали))) Какая топливная работа :) Про Адамова - не новость совсем. Давно все известно. На этой странице есть авторы, писавшие диссертации не6которым руководителям НИКИЭТ, например. Автор поста прав. Поддерживаю. Пусть Нигматулин Б. отреагирует на это обвинение к его бывшему боссу. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 04/03/2020
Иногда хочется взять черенок от лопаты и отлупить этих академиков. Современные академики стали довольно ничтожными и продажными. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
"В конце 2018 г. получено заключение Главгосэкспертизы на откорректированный проект реактора «БРЕСТ-ОД-300», утверждена проектная документация. В июле 2019 г. эксперты РАН подтвердили безопасность проекта." - интересно, кто-нибудь из этих экспертов хоть раз сам что-нибудь считал(кроме своей зарплаты), хоть раз сам какую-нибудь завалящую расчетную схему собрал? А все туда же -  экспертируют. А что еще они могут, ничего, ни работать, ни учить, ни управлять, только экспертировать.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2020
Так... Главгосэкспертиза … - госучреждение под управлением Минстроя РФ. Что такое Минстрой РФ - вы понимаете, что это за шапито????????????? Это 40 человек на всю Россию!!!!!!!!!! Большая часть - это угондошенные недоноски, которым платится немного через подставные рога и копыта. Как и Ростехнадзоровским экспертам по теме БРЕСТ, Прорыв. РАНовским экспертам по Прорыву и БРЕСТу также платили из бюджета Прорыва, Адамов практически диктовал, что должно быть в заключении каждого эксперта. Это госситситема… система Росатома. Все это знают. Тут писали про то, что Адамов имел "литературного и научного негра" для своей диссертации. Кто не в курсе то? Это известно. К сожалению, этот негр умер. Уважаемый человек был, настоящий дока, имел монографии. Отсыпал на скудность Адамову. Жалко память чела. Рачков сам свою докторскую писал?? - Да ни хера, за бюджетные же бабки ему писали. Люди эти живы. В ФЭИ стебутся о том какой академик Рачков. Некоторые еще помнят Лейпунского в ФЭИ. Сравните его и Адамова, Рачкова, Нигматулина, Першукова. Это просто кружок анонимных пидорасов. 


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 07/03/2020
Ну, про Нигматулина вы зря. Нигматулин трудяжка, упертый и грамотный человек. Вряд ли он доверил бы кому-нибудь свою диссертацию, он сам фонтанирует идеями и непрерывно, даже сегодня, работает с материалами и готов еще пару диссертаций выдать, причем, не только по атомной тематике. Обсуждать, спорить, развивать свои мысли – это да, он вполне способен общаться с людьми.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 07/03/2020
Относительно диссертации Нигматулина Б. не было никаких реплик, тут все честно. Он просто в своем анализе ситуаций не доводит до конца своих обвинений, предложений и т. д. Т.е. до обозначения конкретных виновных лиц, предложений по изменению управления и т.д. В силу каких причин это он не делает, можно догадаться, но никак не одобрить.


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 07/03/2020
"Он просто в своем анализе ситуаций не доводит до конца своих обвинений, предложений и т. д."До конца это до тюрьмы и расстрела?


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 08/03/2020
А почему бы и нет?..


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 08/03/2020
Нигматулин не судья. Его задача, которую он сам себе подвижнически поставил, – анализ ситуации, синтез и прогноз. Он ученый, а не следователь и не прокурор. Он учит, и делает это без всякой корысти.  И, слава Богу, что Нигматулин есть, и раскрывает нам глаза на бесхозяйственность, тупость и волюнтаризм. Судить должны те, кто поставлен для этого. Кстати, покупайте и читайте его книги, и тем самым вы поддержите редакцию «Проатом».


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 09/03/2020
Вы глубоко заблуждаетесь. Не надо быть судьей или прокурором, чтобы в качестве результата анализа ситуации, принятых управленческих или научно-технических решений давать оценку должностям, которые принмали те или иные решения, как и самим решениям. Это помогает выстраивать управленческие системы, увольнять или поощрять управленцев, а, возможно, сажать их в тюрьму за халатность, некомпетентность, нанесение вреда государству, предприятичм и пр. Кто должен оценивать эффективность конкретных чиновников правительства, Кириенко, Лихачева, Локшина, Комарова, Лимаренко?? Почему давать оценки конкретным людям, занимающим определенные должности должны тлдько судьи и прокуроры?? В этом и беда: давать научно-технические оценки, анализировать - это важно и нужно, это очень популярно, а вот давать это еще и такие оценки - это ближе к решению, изменению к лучшему, но это уже и"больно".


[
Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 11/03/2020
Название полностью не соответствует содержанию! Где про исследовательские РБН, где МБИР?Набор (копипаст) фантастических прожектов, которые не будут реализованы в ближайшие 10-15 лет. На их фоне, даже БРЕСТ выглядит реализуемым )))


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 11/03/2020
Хорошая работа. Благодарность автору.
За то, что представлено продвижение в ходе работ во всём мире по быстрым реакторам, на отметке по времени гораздо более свежей чем зафиксировано в большинстве мировых монографий. Вдумчивый читатель найдёт для себя полезное в тексте.

Из публикации общий вектор текущего состояния дел в мире понятен, хоть и неутешителен: большинство стран второго эшелона - то есть кроме США и ЕС - топчатся на месте, ждут пока другие прорубят путь к серийным мощным быстрым реакторам - в надежде затем через промышленный шпионаж добыть готовые технические решения и ноу-хау. Вместо того чтоб финансировать свою интеллигенцию, которая по способностям так-себе, посредственная, однако при наличии ресурсов и отмашки властей могла бы постепенно продвигаться к успеху.

Что касается США и ЕС интеллигенция которых легко и быстро может решить задачу создания серийных мощных БН и замкнутого топливного цикла: лидеры Западного мира по-прежнему видят в быстрых реакторах не столько энергетику будущего, сколько угрозу расползания ядерного оружия. То есть делящихся материалов и компетенций как с ними работать чтобы сделать бомбу. Расползания в руки террористов и диктаторских режимов подлежащих демонтажу и разбору на запчасти: демонтажу национального самосознания у населений и превращению народов третьего мира в просто дешёвую рабсилу для глобальной экономики, для иностранных владельцев денег.

По этой причине США и ЕС не форсируют технологический прогресс в БН и ЗЯТЦ. Тем не менее, на минимальном уровне поддерживают технологию, некоторое малое число специалистов по ней в своих странах, чтобы при необходимости - совершить быстрый рывок и выйти по ней в мировые лидеры. Вот такое состояние дел.




[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2020
Першуков в своем блоге пишет:"Без МБИРа у Росатома нет мира

10 марта 2020, 11:10




Недавно наши американские коллеги сделали несколько докладов, в которых анализировали причины того кризиса, который реально существует в ядерной энергетике США. Выход из тяжелой ситуации для своей атомной генерации они видят, прежде всего, в создании новой платформы для атомной энергетики и переходу к реакторам на быстрых нейтронах, позволяющим замкнуть ядерный топливный цикл.
Американский ученые честно признают, что главные конкуренты у США в этой области - Россия и Китай, достигшие максимальных успехов в развитии собственной ядерной науки и технологий, а также опытно-промышленной реализации. Именно поэтому американцы анонсировали старт проекта по исследовательской экспериментальной базе и создание VTR, который почти полностью повторяет наш Многоцелевой быстрый исследовательский реактор МБИР, только у американцев мощность их реактора доведена до 300 МВт. Более того, американцы уже начали выстраивать международное партнерство c ведущими ядерными странами - Францией, Южной Кореей и Японией, по кооперации и строительству VTR в штате Айдахо.  Подобную кооперацию создаем и мы, кстати, давно подписав соглашения по МБИР и с США, и с Францией. Но, к сожалению, прежде всего из-за санкций, сотрудничество с этими странами пока приостановилось. Зато активно развивается с другими партнерами, в том числе с Китаем.  Активные действия США свидетельствуют об одном - мировой консорциум на базе Международного центра исследований МБИР обретает серьезного конкурента на рынке. Я считаю, что наша задача - удержать технологическое первенство и, не снижая темпов, завершить строительство реактора МБИР для демонстрации нашего превосходства в создании новой ядерной энергетики.  Иначе мы рискуем отстать в развитии и, вполне возможно, навсегда. МБИР же позволит нам не просто закрепить мировое лидерство, но лишит коммерческого смысла запускать научно-исследовательские реакторы в других странах. А это значит, что с заказами на испытания новых материалов и топливных композиций  для новой быстрой энергетики будут приходить в Росатом."______________________________________________________________
Т. е. вот такое понимание Першукова назначения МБИР...1. Что будет делать Першуков в промежутках между удержаниями лидерства?2. РФ тратит свой бюджет, строит планово-убыточный МБИР, будет тратить средства на обеспечение эксплуатации, чтобы снизить издержки нищебродам из ЕС?3. Это значит, что МБИР задачами для Росатома не может быть загружен даже 50%?4. Где можно ознакомиться с планом загрузки МБИР на 5, 10, 15, 20 лет и выделенным бюджетом под это?


[ Ответить на это ]


Re: Программа создания новых исследовательских РБН (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2020
В рамках текущей финансово-экономической модели, практикуемой в Росатоме, МБИР не просто не нужен, а вреден! И в первую очередь - Заказчику-Застройщику и Эксплуатирующей организации.


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
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: 0.13 секунды
Рейтинг@Mail.ru