Аэс прорыв. Россия совершила ядерный прорыв. лет назад от этого проекта отказались из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат

Проект Прорыв – один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.

Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.

Генеральный директор Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» Сергей Владиленович Кириенко:

«В сегодняшних условиях мы должны быстрее, чем планировалось, представить на рынке новое поколение конкурентоспособных технологий. Цель проекта «Прорыв» - это не только уникальный результат научно-исследовательских или опытно-конструкторских работ, но и создание конкурентоспособной технологии, с помощью которой атомная отрасль России сможет не только сохранить, но и усилить свое лидерство на мировом рынке в ближайшие 30 лет».

В ближайшие пять лет на площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.

Система управления проектом «Прорыв» в 2014 году победила во Всероссийском конкурсе «Проектный Олимп», проводимом Аналитическим центром при Правительстве Российской Федерации, в номинации «Системы управления проектами с совокупным бюджетом более 500 млн руб. в госкорпорациях, институтах развития, государственных компаниях».

Научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Олегович Адамов:

«Проект «Прорыв» сегодня выполняется с опережением сроков по отношению к другим проектам ядерной энергетики мирового уровня примерно на 10 лет, более половины НИОКР по проекту завершены. Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020-2030-х гг. даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».

Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях ГК «Росатом» были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.

Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.

Ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ - более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это - обычные реакторы так называемого разомкнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.

Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.

Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.

Но главное - безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», - говорит доктор физматнаук А. Крюков.

«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.

Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.

Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».

Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700-1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.

Достоинства реактора:

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:

Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, - очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

АО «Инжиниринговая компания «ЗИОМАР»»Одна из ведущих инжиниринговых компаний России, занимающаяся разработками в области энергетического машиностроения. Основные виды деятельности осуществляются на базе специализации ПАО «ЗиО-Подольск». В состав ИК «ЗИОМАР» входят Специальное конструкторское бюро котлостроения, Специальное конструкторское бюро атомного машиностроения, газнефтехимии и общей техники, Расчетно-инженерный центр и Экспериментальный отдел. ИК «ЗИОМАР» проводит комплексные проектно-конструкторские работы для объектов тепловой и атомной энергетики, газнефтехимии; стендовые и промышленные испытания проектируемого и изготавливаемого оборудования; выполняет теплогидравлические и прочностные расчеты; осуществлет наладку оборудования и обследование действующих объектов на предмет их реконструкции и модернизации.

АО «НЗХК-Инжиниринг»Занимается опытно-конструкторскими работами, изготовлением оборудования и внедрением в производство автоматизированных систем контроля и управления технологическими процессами, средств неразрушающего контроля. Оказывает услуги по металлообработке и изготавлению транспортных упаковочных комплектов. Проводит техническую диагностику оборудования, экспертизу объектов промышленной безопасности, аттестацию методик неразрушающего контроля продукции и технической диагностики оборудования, обучение и квалификационные экзамены специалистов по неразрушающему контролю.

АО «НИКИЭТ»Акционерное общество «Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (АО «НИКИЭТ») - один из крупнейших в России ядерных научно-исследовательских и конструкторских центров, специализирующийся на реакторных технологиях. Предприятие основано в 1952 г.АО «НИКИЭТ» работает на рынке оказания услуг, включающих все стадии жизненного цикла объектов ядерной техники: разработку проекта, проведение НИР в его обоснование, испытания, сопровождение эксплуатации, модернизацию, вывод из эксплуатации, разработка технологий по обращению с радиоактивными отходами. Разрабатывает ядерные установки для флота и космоса, для атомных станций различного типа и назначения, исследовательские и изотопные ядерные реакторы, ядерно-физические системы термоядерного реактора ИТЭР. Осуществляет разработку, изготовление и поставку автоматизированных систем управления ядерными энергетическими реакторными установками, средств контроля и диагностики металла оборудования и трубопроводов АЭС. Выполняет НИОКР в области конструкционных материалов, ядерной и радиационной безопасности, расчетное обоснование прочности реакторных установок.В настоящее время АО «НИКИЭТ» разрабатывает ряд инновационных проектов. Одним из важнейших является создание реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, входящей в состав опытно-демонстрационного энергокомплекса с пристанционным топливным циклом (проект «Прорыв»).

ГНЦ ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей»» Государственный научный центр Российской Федерации Федеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей»» крупнейший межотраслевой материаловедческий центр страны, признанный лидер в области разработки принципиально новых, имеющих общегосударственное значение перспективных материалов и технологий, обеспечивающих решение задач научно-технического развития промышленности и сохранение обороноспособности государства. Институт начал свою деятельность в 1939 году, c создания и освоения производства танковой брони, в первую очередь для легендарного танка Т-34, усовершенствования бронекорпусов танков и самоходных артиллерийских установок. Из материалов, разработанных ЦНИИ «КМ «Прометей», построен практически весь отечественный Военно-Морской Флот - подводный и надводный, множество гражданских судов различного назначения, а также атомные электростанции, ледостойкие буровые платформы и другие конструкции, способные эксплуатироваться под высокими нагрузками в агрессивной среде. Разработки ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей» направлены на развитие ключевых отраслей промышленности: судостроения, атомной, тепловой и гидроэнергетики, газодобывающей и нефтеперерабатывающей промышленности, машиностроения и военной техники, где изделия, конструкции и оборудование работают в экстремальных условиях эксплуатации.

ФГАОУ ВО НИ ТПУФедеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет» - уникальный научный центр по исследованиям в различных областях науки и техники. Обладает большим опытом моделирования, разработки и внедрения АСУ технологических процессов переработки ЯТЦ. В проекте Прорыв занимается разработкой кода моделирования модулей фабрикации/рефабрикации и модуля переработки ОДЭК.

ФГУП ЦНИИмашФедеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт машиностроения» - головной институт Федерального космического агентства. Является передовым научно-исследовательским институтом с историей, восходящей к 1946 г., располагает крупнейшей экспериментальной базой ракетно-космической отрасли, осуществляет комплексные научные исследования и экспериментальную отработку изделий с применением системного подхода к решению стоящих перед институтом задач, укомплектован высококвалифицированными научными кадрами, обладает учебно-методической базой для подготовки научных кадров высшей квалификации.

proryv2020.ru

Participants - Проект Прорыв

Частное учреждение «ИТЦП «ПРОРЫВ»Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «Прорыв»» является системным интегратором, выдающим технические задания частным проектам, выполняющим ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва». ЧУ «ИТЦП «Прорыв»» создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.

АО «ВНИИНМ»Государственный научный центр Российской Федерации АО «ВНИИНМ» является головной организацией Росатома по вопросам материаловедения и технологий ядерного топливного цикла, технологий обращения с делящимися и ядерными материалами, остающимися в оборонной области.

АО «ВНИИХТ»Акционерное общество «ВНИИХТ» - Ведущий Научно-Исследовательский Институт Химической Технологии. Осуществляет полный цикл научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию рентабельных высокоэффективных и экологически безопасных технологий получения и производств урана, ядерно-чистых и редких металлов (лития, бериллия, циркония, гафния, тантала, ниобия и др.) от переработки сырья до получения конечной товарной продукции.

АО «ГНЦ НИИАР»Основной деятельностью института является выполнение научно-исследовательских, опытно-конструкторских и технологических работ в области атомной энергетики с использованием экспериментальной реакторной и внереакторной базы института. Также институт является поставщиком широкой номенклатуры радиоизотопной продукции.

АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ») – многопрофильная научная организация, ведущая комплексные исследования физико-технических проблем атомной науки и техники. Стал первым в стране институтом, созданным для разработки атомных реакторов.

АО «Инжиниринговая компания “ЗИОМАР”»Одна из ведущих инжиниринговых компаний России, занимающаяся разработками в области энергетического машиностроения. Основные виды деятельности осуществляются на базе специализации ПАО «ЗиО-Подольск». В состав ИК «ЗИОМАР» входят Специальное конструкторское бюро котлостроения, Специальное конструкторское бюро атомного машиностроения, газнефтехимии и общей техники, Расчетно-инженерный центр и Экспериментальный отдел. ИК «ЗИОМАР» проводит комплексные проектно-конструкторские работы для объектов тепловой и атомной энергетики, газнефтехимии; стендовые и промышленные испытания проектируемого и изготавливаемого оборудования; выполняет теплогидравлические и прочностные расчеты; осуществлет наладку оборудования и обследование действующих объектов на предмет их реконструкции и модернизации.

АО «КБСМ»Акционерное общество «Конструкторское бюро специального машиностроения» многопрофильное предприятие, обладающее всеми видами технологий и оборудования для проектирования и создания высокотехнологичных и наукоемких изделий для гражданской и военной промышленности. КБСМ решает многие задачи машиностроительного направления, где необходима работа машин и механизмов с гидро-, пневмо- или электроприводом при одновременном сочетании большой мощности, надежности и точности, а также создает сложные металлоконструкции различного назначения.

АО «МЗП»Акционерное общество «Московский завод полиметаллов» входит в состав Топливной Компании «ТВЭЛ» - одного из мировых лидеров по производству ядерного топлива. До 2013 года АО «МЗП» производило продукцию атомного машиностроения - поглощающие стержни для систем управления и защиты ядерных реакторов.

АО «Наука и инновации»Управляющая организация АО «Наука и инновации» создана для координации активов и научно-исследовательской деятельности институтов, входящих в периметр Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом».

АО “НЗХК-Инжиниринг”Занимается опытно-конструкторскими работами, изготовлением оборудования и внедрением в производство автоматизированных систем контроля и управления технологическими процессами, средств неразрушающего контроля. Оказывает услуги по металлообработке и изготавлению транспортных упаковочных комплектов. Проводит техническую диагностику оборудования, экспертизу объектов промышленной безопасности, аттестацию методик неразрушающего контроля продукции и технической диагностики оборудования, обучение и квалификационные экзамены специалистов по неразрушающему контролю.

АО «НИКИЭТ»Акционерное общество «Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (АО «НИКИЭТ») – один из крупнейших в России ядерных научно-исследовательских и конструкторских центров, специализирующийся на реакторных технологиях. Предприятие основано в 1952 г.АО «НИКИЭТ» работает на рынке оказания услуг, включающих все стадии жизненного цикла объектов ядерной техники: разработку проекта, проведение НИР в его обоснование, испытания, сопровождение эксплуатации, модернизацию, вывод из эксплуатации, разработка технологий по обращению с радиоактивными отходами. Разрабатывает ядерные установки для флота и космоса, для атомных станций различного типа и назначения, исследовательские и изотопные ядерные реакторы, ядерно-физические системы термоядерного реактора ИТЭР. Осуществляет разработку, изготовление и поставку автоматизированных систем управления ядерными энергетическими реакторными установками, средств контроля и диагностики металла оборудования и трубопроводов АЭС. Выполняет НИОКР в области конструкционных материалов, ядерной и радиационной безопасности, расчетное обоснование прочности реакторных установок.В настоящее время АО «НИКИЭТ» разрабатывает ряд инновационных проектов. Одним из важнейших является создание реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, входящей в состав опытно-демонстрационного энергокомплекса с пристанционным топливным циклом (проект «Прорыв»).

АО «ОКБМ Африкантов»Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова» основано в 1945 году. Предприятие имеет развитую инфраструктуру с полным производственно-технологическим циклом: от проектирования, изготовления и испытания до комплектной поставки заказчику и обеспечения сервисного сопровождения в течение всего периода эксплуатации реакторных установок высокой надежности. ОКБМ участвует в работах по обращению с отработанным ядерным топливом судовых реакторов и разработке средств для его хранения и транспортировки. Наряду с решением проблем атомной энергетики ОКБМ в рамках конверсии разработало ряд установок и оборудование для химических и нефтеперерабатывающих производств.

АО «Сибирский химический комбинат»Основная деятельность «Сибирского химического комбината» – производство целого спектра ядерной и неядерной продукции на уровне мировых стандартов. На площадке предприятия в ЗАТО Северск (Томская область) реализуется проект «Прорыв».

АО «ТВЭЛ»Акционерное общество «ТВЭЛ» создано в целях достижения оптимальной структуры управления предприятиями ядерно-топливного цикла российской атомной отрасли, повышения эффективности их работы и конкурентоспособности на глобальном рынке. Компания включает в себя предприятия по фабрикации ядерного топлива, конверсии и обогащению урана, производству газовых центрифуг, а также научно-исследовательские и конструкторские организации.Основной деятельностью ТК «ТВЭЛ» является производство и поставки ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов. Топливная компания обеспечивает ядерным топливом 74 энергетических реактора в России и пятнадцати государствах Европы и Азии, 30 исследовательских реакторов в мире, а также все транспортные реакторы российского атомного флота. Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе, изготовленном ТК «ТВЭЛ». ТК «ТВЭЛ» поставляет на российский и мировой рынок широкий спектр неядерной продукции: цирконий, литий, кальций, магниты, тонкостенные трубы, полирующие порошки, трайб-аппараты, цеолитные катализаторы, сверхпроводниковые материалы и другую продукцию. На предприятиях ТК «ТВЭЛ» при поддержке собственных проектно-конструкторских и научно-исследовательских подразделений успешно функционируют гидрометаллургические, металлообрабатывающие, машиностроительные и прокатные производства.

АО «ЦКБМ»Акционерное общество «Центральное конструкторское бюро машиностроения» специализируется на разработке и производстве главных циркуляционных насосов (ГЦН), герметичных насосов, центробежных электронасосов для АЭС, турбомолекулярных насосов и дистанционно-управляемого оборудования для атомной промышленности. ЦКБМ является единственным в стране разработчиком и изготовителем главных циркуляционных насосов для всех типов российских реакторов.

АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»Акционерное общество опытно-конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС» осуществляет сложный комплекс конструкторских, расчетно-теоретических, экспериментально-исследовательских и производственных работ по созданию реакторных установок для АЭС различного назначения, обладающих свойствами повышенной безопасности, надежности и экономичности, конкурентоспособных в Российской Федерации и за рубежом.

ГНЦ ФГУП «ЦНИИ КМ “Прометей”» Государственный научный центр Российской Федерации Федеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов “Прометей”» крупнейший межотраслевой материаловедческий центр страны, признанный лидер в области разработки принципиально новых, имеющих общегосударственное значение перспективных материалов и технологий, обеспечивающих решение задач научно-технического развития промышленности и сохранение обороноспособности государства. Институт начал свою деятельность в 1939 году, c создания и освоения производства танковой брони, в первую очередь для легендарного танка Т-34, усовершенствования бронекорпусов танков и самоходных артиллерийских установок. Из материалов, разработанных ЦНИИ “КМ “Прометей”, построен практически весь отечественный Военно-Морской Флот - подводный и надводный, множество гражданских судов различного назначения, а также атомные электростанции, ледостойкие буровые платформы и другие конструкции, способные эксплуатироваться под высокими нагрузками в агрессивной среде. Разработки ФГУП “ЦНИИ КМ “Прометей” направлены на развитие ключевых отраслей промышленности: судостроения, атомной, тепловой и гидроэнергетики, газодобывающей и нефтеперерабатывающей промышленности, машиностроения и военной техники, где изделия, конструкции и оборудование работают в экстремальных условиях эксплуатации.

ИБРАЭ РАНИнститут проблем безопасного развития атомной энергетики Российской Академии наук является одним из ведущих мировых научных центров по проведению фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной и радиационной безопасности. ИБРАЭ создан Распоряжением Совета Министров СССР от 3 ноября 1988 г. № 2198р для проведения фундаментальных исследований и независимого анализа ядерной и радиационной безопасности и за долгие годы своей деятельности накопил уникальные знания и опыт в этой области.

АО «Концерн Росэнергоатом»АО «Концерн Росэнергоатом» является одним из крупнейших предприятий электроэнергетической отрасли России и единственной в России компанией, выполняющей функции эксплуатирующей организации (оператора) атомных станций. Основным видом деятельности АО «Концерн Росэнергоатом» является производство электрической и тепловой энергии атомными станциями и выполнение функций эксплуатирующей организации ядерных установок (атомных станций), радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.

АО «СвердНИИхиммаш»Развивающийся инжиниринговый центр ядерного комплекса России, выполняющий функции ведущей организации отрасли по созданию оборудования и сложных технологических комплексов для радиохимического производства, ядерно-топливного цикла, переработки и захоронения радиоактивных отходов.

ООО НПФ «Сосны»Общество с ограниченной ответственностью научно-производственная фирма «Сосны» осуществляет исследования и разработки в области атомной энергетики. Фирма специализируется на решении нестандартных задач по обращению с ОЯТ энергетических, исследовательских, транспортных реакторов России и зарубежья.

ООО «ЯВА Строй»Осуществляет строительство газо- и нефтепроводов, гражданских и промышленных объектов капительного строительстваа, а также АЭС, ГРЭС, ТЭЦ

ПАО «МСЗ»Публичное акционерное общество «Машиностроительный завод» – одно из крупнейших промышленных предприятий страны. ПАО «МСЗ» входит в структуру Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом» и является одним из ведущих мировых производителей и поставщиков ядерного топлива для атомных электростанций. Кроме того, предприятие выпускает топливо для исследовательских реакторов и реакторных установок судов морского флота.

РФЯЦ–ВНИИТФ«Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика Е. И. Забабахина» занимается разработкой целого ряда технологий в области ядерной энергетики, суперкомпьютеров, оптических и лазерных систем, а также систем контроля и управления.

РФЯЦ-ВНИИЭФРоссийский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики РФЯЦ-ВНИИЭФ в ЗАТО Саров. В состав РФЯЦ-ВНИИЭФ входят несколько институтов: теоретической и математической физики, экспериментальной газодинамики и физики взрыва, ядерной и радиационной физики, лазерно-физических исследований, научно-технический центр высоких плотностей энергии, а также конструкторские бюро и тематические центры, объединенные общим научным и административным руководством. ВНИИЭФ положил начало реализации масштабной программы Советского Союза по проведению ядерных взрывов в мирных целях. ВНИИЭФ В 1962 году была решена уникальная задача зажигания и горения термоядерного горючего при отсутствии делящихся материалов при использованию термоядерных взрывов максимально малой мощности. Высокий научно-технический потенциал позволяет РФЯЦ-ВНИИЭФ расширять сферу исследований и разработок и быстро осваивать новые области высоких технологий, получать научные результаты мирового уровня, проводить уникальные фундаментальные и прикладные исследования.

ФГАОУ ВО НИ ТПУФедеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет» – уникальный научный центр по исследованиям в различных областях науки и техники. Обладает большим опытом моделирования, разработки и внедрения АСУ технологических процессов переработки ЯТЦ. В проекте Прорыв занимается разработкой кода моделирования модулей фабрикации/рефабрикации и модуля переработки ОДЭК.

ФГУП ЦНИИмашФедеральное государственное унитарное предприятие «Центральный научно-исследовательский институт машиностроения» – головной институт Федерального космического агентства. Является передовым научно-исследовательским институтом с историей, восходящей к 1946 г., располагает крупнейшей экспериментальной базой ракетно-космической отрасли, осуществляет комплексные научные исследования и экспериментальную отработку изделий с применением системного подхода к решению стоящих перед институтом задач, укомплектован высококвалифицированными научными кадрами, обладает учебно-методической базой для подготовки научных кадров высшей квалификации.

proryv2020.ru

Итцп "Прорыв", ЧУ, Москва ИНН 7726485277 | Реквизиты, юридический адрес, КПП, ОГРН, схема проезда, сайт, e-mail, телефон

ЧАСТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ГОСУДАРСТВЕННОЙ КОРПОРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ" "ИННОВАЦИОННО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ПРОЕКТА "ПРОРЫВ"

На рынке 5 лет

ИНН 7726485277

КПП 770801001

Научные исследования и разработки в области естественных и технических наук прочие

еще 7 видов деятельности2 лицензииПодлесных Алексей Валерьевич

ДИРЕКТОР

еще 1 компания

Сотрудников:от 100 до 500 человек

На рынке 5 лет

ИНН 7726485277

КПП 770801001

Владельцы

Уставный капитал

Нет данных

Связанные лица

Еще 69 компаний

Нет данных об участии в качестве истца

Нет данных об участии в качестве ответчика

Прибыль░░ 65░ ░░░ ₽

Рентабельность продаж 1%

Рентабельность капитала -92%

Деловая репутация

Финансовое положение

Финансовое положение

Торги и госконтракты

Участник

░ ░░░ ░░░ ░16 ₽

░ ░░░ 74░ ░░░ ₽

Организовал

░ ░░░ ░░2 5░░ ₽

Госконтракты

░ 85░ ░░░ ░░░ ₽

Основной заказчик:

Росатом, ГОСКОРПОРАЦИЯ

Стоимость░ ░░8 5░░ ₽

58836 место в регионе Москва

Похожие по объему выручки

(Корбуков М. Г.)

(Кульбацкая Е. И.)

Итцп "Прорыв", ЧУ

(Подлесных А. В.)

(Гнучевская Ю. А.)

Итцп "Прорыв", ЧУ

(Подлесных А. В.)

(Саркисьян А. П.)

Краткая справка

Итцп "Прорыв", ЧУ зарегистрирована по адресу Москва г, ул.Красносельская М., д.2/8, к.4, 107140. ДИРЕКТОР организации ЧАСТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ГОСУДАРСТВЕННОЙ КОРПОРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ" "ИННОВАЦИОННО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ПРОЕКТА "ПРОРЫВ" Подлесных Алексей Валерьевич. Основным видом деятельности компании является Научные исследования и разработки в области естественных и технических наук прочие. Также Итцп "Прорыв", ЧУ работает еще по 7 направлениям.

Имеет 2 лицензии.

Компания Итцп "Прорыв", ЧУ принимала участие в 10 торгах из них выиграла 10. Основным заказчиком является Росатом, ГОСКОРПОРАЦИЯ.

ЧАСТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ГОСУДАРСТВЕННОЙ КОРПОРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ" "ИННОВАЦИОННО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ПРОЕКТА "ПРОРЫВ" присвоен ИНН 7726485277, КПП 770801001, ОГРН 1127799016542, ОКПО 11440481

На рынке 5 лет

sbis.ru

ИНН 7726485277, ОГРН 1127799016542, ФИО директора

egrinf.com

ИТЦП «Прорыв» принял участие в V Школе-конференции молодых атомщиков Сибири

ИТЦП «Прорыв» принял участие в V Школе-конференции молодых атомщиков Сибири, которая прошла 22-24 октября 2014 года в Томске, на базе Томского политехнического университета.

Организаторами мероприятия выступили Госкорпорация «Росатом», Администрация Томской области, Северский технологический институт Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», Национальный исследовательский Томский политехнический университет, ОАО «Сибирский химический комбинат», Информационный центр по атомной энергии города Томска, некоммерческие партнерства «Сибатомкадры» и «Томский атомный центр». В конференции приняли участие более 200 студентов, аспирантов, молодых ученых из регионов России и Республики Казахстан.

Направлениями докладов конференции в этом году стали: химические технологии атомной промышленности и энергетики, вопросы ядерного нераспространения, безопасность и экология ядерной отрасли, перспективные направления развития ядерной энергетики, ядерные технологии в инновационной экономике и ядерной медицине, автоматизация и информатизация технологий и объектов атомной отрасли.

ИТЦП «Прорыв» в составе расширенной делегации, возглавляемой научным руководителем проектного направления «Прорыв» Евгением Адамовым, приняли участие в работе конференции. Эксперты «Прорыва» рассказали слушателям о проекте и его реализации на территории Томской области, ключевых научно-технических решениях и перспективных направлениях исследований: о кодах нового поколения, как инструментарии математического моделирования, для повышения эффективности и оценки безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, о радиационной безопасности и экологической состоятельности проекта «Прорыв», о современных методах и подходах в проектировании модуля фабрикации/рефабрикации опытно-демонстрационного энергокомплекса, представили предложения по компоновочным и схемным решениям реакторной установки БР-1200, который станет следующим поколением свинцовоохлаждаемых реакторов уже коммерческого использования.

В частности, Евгений Адамов высоко оценил темп работ, выполняемых Сибирским химическим комбинатом при реализации проекта:

«Когда в рамках "Прорыва" начинались работы по нитридному ядерному топливу, некоторые специалисты говорили, что испытания топлива в промышленном реакторе можно будет увидеть лет через 20. А мы уже из реактора БН-600, приостановленного 16 октября этого года для перегрузки, извлекли первую сборку, топливо для которой было изготовлено на СХК. Сегодня темпы работ опережают прогнозы пессимистов».

Эксперты конференции еще раз подчеркнули приоритетность таких принципов проекта, как безопасность, экологичность, технологическое укрепление режима нераспространения опасных ядерных материалов, принцип обеспечения конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации.

Обобщая представление проекта «Прорыв» участникам форума Евгений Адамов сказал:

«Энергоблоки АЭС с реакторами на быстрых нейтронах позволят существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Технологиями таких реакторов обладают очень немногие страны, и Россия здесь является мировым лидером».

На конференции с докладами также выступили заместитель губернатора Томской области по промышленности и ТЭК Леонид Резников, генеральный директор ОАО «Сибирский химический комбинат» Сергей Точилин, научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300 ОАО «НИКИЭТ» Андрей Моисеев, представители ИБРАЭ РАН, ОАО «Атомпроект», Томского политехнического университета, бизнес сообщества.

Для справки:

«Школа-конференция молодых атомщиков Сибири» - ежегодное мероприятие, первое заседание которой прошло в 2010 году. Цели проведения конференции: вовлечение студентов, магистрантов и аспирантов в научно-исследовательскую деятельность различных направлений атомной отрасли; развитие взаимодействия образовательных, научных и производственных организаций Сибирского федерального округа с предприятиями Госкорпорации «Росатом»; популяризация знаний о ядерных технологиях среди молодежи, повышение качества научных знаний молодых ученых.

www.atomic-energy.ru

Научный дивизион Росатома представил Прорыв на Открытые Инновации

Инновационные технологии в ядерной энергетике, развиваемые в рамках Проектного направления «Прорыв», представил научный дивизион Росатома (АО «Наука и инновации») на Московском международном форуме «Открытые Инновации», проходящем в Технопарке Инновационного центра «Сколково».

В рамках выставочной экспозиции Росатома посетители Форума могут получить всю необходимую информацию о «Прорыве», являющемся одним из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике и совершить уникальный виртуальный мультимедийный тур по площадке опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), в деталях ознакомившись со всеми элементами ОДЭК, в том числе с устройством реактора «БРЕСТ-300» и модуля фабрикации/рефабрикации.

«Росатом создает в рамках «Прорыва» новую платформу атомной энергетики, экономически эффективную и экологически чистую. Мы делаем то, что позволит обеспечить атомную энергетику топливной базой на тысячелетия, обеспечив при этом наивысший уровень ядерной и радиационной безопасности», - директор Частного учреждения «ИТЦП «ПРОРЫВ» Алексей Подлесных.

Проект «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.

Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «ПРОРЫВ»» (ИТЦП) является системным интегратором проекта, выдающим технические задания на частные проекты, осуществляющие ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва».

ИТЦП также создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.

proryv2020.ru

Проект "Прорыв" | АО "СХК"

На Сибирском химическом комбинате (АО «СХК»; входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») продолжаются собеседования с работниками предприятия, пожелавшими пройти обучение по программе «Подготовка эксплуатационного персонала модуля фабрикации/рефабрикации» для возможного дальнейшего трудоустройства на опытно-демонстрационный энергокомплекс по проекту «Прорыв». За первое полугодие 2018 года собеседование прошли более сотни работников СХК.

Подробности Создано 27.07.2018 09:12

Внеочередная сороковая сессия Думы ЗАТО Северск, которая состоялась 26 июля, была посвящена итогам работы АО "СХК" в первом полугодии 2018 года и перспективам развития комбината.

Подробности Создано 23.07.2018 18:53

Сибирский химический комбинат (АО «СХК»; входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») привлечет к монтажу оборудования на модуле фабрикации/рефабрикации опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) по проекту «Прорыв» монтажные организации из нескольких регионов.

Подробности Создано 20.07.2018 09:36

С 1 июля 2018 года на площадке строительства объектов опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) (АО «СХК»; входит в топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») начал работать студенческий стройотряд «Барс» из Красноярского края. В отряде 30 человек, все они старшекурсники Назаровского энергостроительного техникума.

Подробности Создано 16.05.2018 15:59

19 сотрудников Сибирского химического комбината (АО «СХК»; входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») завершили курс обучения в Северском технологическом институте НИЯУ МИФИ (СТИ НИЯУ МИФИ) для планируемого перевода на модуль фабрикации опытно-демонстрационного энергокомплекса, создающегося на площадке АО «СХК» по проекту «Прорыв».

Подробности Создано 26.04.2018 08:55

Председателем Совета директоров Сибирского химического комбината (АО «СХК»; входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») избран вице-президент по развитию технологий и созданию производства замкнутого ядерного топливного цикла АО «ТВЭЛ» Виталий Хадеев. Решение принято 24 апреля 2018 года.

Страница 1 из 13

Мы уже несколько раз показывали, насколько тяжело уразуметь полностью «энергетические новости» от наших «больших СМИ». Короткие фразы, скрывающие массу непроговоренной информации, не дают возможность полностью понять значение того или иного события – традиционно это выглядит именно так. Но интерес к энергетике в России есть, и к энергетике атомной он тоже заметен.

Стали появляться стаьи нового типа: большие, обзорные, с явной попыткой полностью раскрыть тему. Это, конечно, просто здорово: таких статей в федеральных СМИ должно быть как можно больше, поскольку Россия с полным на то правом претендует на титул энергетической сверхдержавы, а атомная энергетика – вершина ее развития, до которой многим и многим конкурентам добраться очень тяжело. Но и в этом случае появляются проблемы, на этот раз связанные, как нам кажется, с тем, что описать коротко новые и новейшие направления развития атомного проекта в одной заметке просто невозможно – слишком уж объемен материал, не так прост он для понимания людьми без узко специального образования.

Вот не так давно в «Комсомольской Правде» была опубликована под заголовком “Замыкая цикл: мечты и реальности”.

Скриншот со страниц КП, Фото: kompravda.eu

Все хорошо, особенно вступительная часть… А дальше начинается нечто удивительное, смотрите.

«Но вот беда – в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 не делится (т. е. не вырабатывает энергию), а, поглощая нейтрон, превращается в другой изотоп – плутоний-239»

Простите, вот весь уран-238 р-р-раз, и превратился в плутоний-239, причем только в плутоний-239, а не в плутоний-238, не в плутоний-240? Да это ж мечта всех генералов и министров обороны! Стоишь себе возле реактора АЭС и лопатой выгребаешь оружейный плутоний, штампуя тут же все новые ядерные и термоядерные бомбы. Зачем вот так-то, спрашивается? Чтобы у читателя появилось впечатление, что любая АЭС – великолепный источник ядерного и термоядерного оружия, что ли? Ни слова о том, что превращение урана-238 в плутоний-239 весьма редкое событие в реакторе тепловой АЭС, ни слова о том, что с равной вероятностью появляются изотопы плутония-240 и плутония-241. В ОЯТ (отработанном ядерном топливе) их по 33%, и именно такая смесь делает ОЯТ безопасным в смысле возможности создать из него ядерное оружие. Уж очень вредны для боеголовок эти вот плутоний-240 и плутоний-241. И именно эти свойства урана-238 дают возможность строить реакторы на быстрых нейтронах, не нарушая условия Договора о нераспространении ядерного оружия.

Небольшая, вроде бы, неточность, но сами видите, что упущено. Единственная фраза в этой статье требует куда как более полного рассказа, который на страницах «Геоэнергетики» уже .

«Ученые создали реакторные установки на быстрых нейтронах, или бридеры»

Хм… А зачем нужны реакторы-бридеры, если у нас и из обычных реакторов плутоний так и хлещет? Ну, да ладно – пришла ученым в голову вот такая прихоть – создавать реакторы-бридеры. Да, поскольку объяснения термина «реактор-бридер» в статье и в помине нет, придеся уже нам поведать, что это такой реактор, в которым делящегося вещества (ядерного топлива) на выходе больше, чем на входе. При этом уважаемая Ольга Ганжур считает, что реакторы-бридеры работают только и исключительно на уран-плутониевом топливе, даже не вспоминая о том, что реакторам БН-350 и БН-600 вполне хватало топлива чисто уранового, да и БН-800 пока только готовят к приему уран-плутониевого, пока чистый уран горит.

И, тем не менее, «Геоэнергетика» весьма признательна автору КП – по ее статье можно уверенно готовить план наших будущих публикаций. «Ставим галочку»: подробнее рассказать, как Росатом будет осваивать МОКС-топливо на БН реакторах и на реакторах ВВЭР.

«В 2010 г. «Росатом» инициировал работы по созданию новой технологической платформы атомной отрасли на основе быстрых реакторов и ЗЯТЦ. Идею поддержало правительство, была принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года». Годом позже многие работы объединили в росатомовском проекте «Прорыв»

«В рамках «Прорыва» предполагается, во-первых, создание проектов двух типов реакторных установок: коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 1200 МВт (БН-1200*) и опытно-демонстрационного со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Во-вторых, предстоит создать совершенно новое топливо для них: СНУП (смешанное нитридное уран-плутониевое)»

Интересно сказано, да вот только проект «Прорыв» это не только два указанных пункта, но и еще один, едва ни главный – решение проблемы ОЯТ. Да, мы умеем хранить в пристанционных бассейнах и построили нечто совершенно новое – центральное хранилище ОЯТ. Да, мы умеем делать из него МОКС-топливо, Ремикс-топливо, мы уверены, что сможем использовать его в реакторах БН. БН-реактор, напомним, можно расшифровать по разному: реактор на быстрых нейтронах и реактор быстрый натриевый – по типу используемого теплоносителя. Зачем, для чего нам еще и БРЕСТ, реактор, в котором в качестве теплоносителя используется рсплавленный свинец, если и так «все в порядке»? И зачем нам еще какое-то СНУП? МОКС-топливо уже есть, зачем городьбу городить? И каким образом СНУП-топливо будет использоваться на БН-реакторах, если сама их технология «заточена» под МОКС-топливо?

Пара фраз – а загадок в них на несколько страниц текста. Нитрудное топливо – это путь решения проблемы ОЯТ, поскольку в его составе не только нитриды плутония и урана, а еще и минорые актиниды – так красиво атомщики называют все те вредные составляющие ОЯТ, о которых Геоэнергетика писала достаточно подробно:

«35 кило пресловутых осколочных нуклидов – перечислять лениво, мы не на олимпиаде по химии. Все прочее – трансурановые элементы с названиями красивыми – нептуний, америций, кюрий» – это мы мысленно разбирали на составные части 1 тонну ОЯТ.

Изготавливать СНУП будут на специальном заводе, который является неотъемлемой частью БРЕСТа. Грубо: вытаскиваем ТВЭЛы из БРЕСТа, потрошим, щедро досыпаем те самые «минорные актиниды» , снова формируем ТВЭЛы, снова ставим в БРЕСТ. Если все расчеты верны, БРЕСТ будет «сжигать» до 30% радиоактивных отходов (именно отходов – вредных радиоактивных элементов), которые мы получаем в составе ОЯТ обычных реакторов.

Интересна скорость производства новых ТВС: после выгрузки из реактора БРЕСТ использованные ТВС охлаждаются в пристанционном хранилище всего 1 год, после чего поступают в переработку. Почему так быстро, ведь ОЯТ с тепловых реакторов охлаждается до 20 лет? Да вот по той самой причине: высокоактивные радиацонные материалы реактором БРЕСТа уничтожаются в куда большей степени, чем в реакторах обычных АЭС. А вот те минорные актиниды, которые не сумеет переработать даже БРЕСТ¸будут поступать в опять же пристанционное хранилище длительной выдержки, и тут слово «длительный» уж точно на своем месте, поскольку в этом случае это от 150 до 200 лет. Вот только, если все расчеты окажутся верны, появляется очень приятная, очень милая сердцу и уму любого нормального человека деталь: количество радиоактивности, которую мы вернем Земле будет ровно такой же, какую мы использовали на замкнутый топливный ядерный цикл. При этом СНУП-топливо не рассчитывается под «размножение» плутония: коэффициент его воспроизводства в БРЕСТе будет не выше единицы. Вот и еще одна «галочка» для Геоэнергетики – рассказать о СНУП-топливе, о проблеме ОЯТ и о том, почему завод по фабрикации топлива будет неотъемлемой частью БРЕСТа, не менее важной и нужной, чем сам реактор.

Почему для сжигания минорных актинидов требуется именно нитридное топливо? Ведь что в обычном топливе, что в МОКСе используются оксиды урана и оксиды плутония? Зачем возня с напичкиванием в топливо азота? Да все как бы «простенько».

С точки зрения физики нитридное топливо лучше оксидного: оксидное жёсткое, но хрупкое, трескается, распухает под действием нейтронов, а нитридное – более крепкое, поэтому и называется плотным, оно более устойчиво к механическим дефектам, не распухает, не лопается, не давит на оболочку твэла. За счёт лучшей теплопроводности нитридное топливо легче переносит температурные режимы, это даёт возможность повысить ресурс эксплуатации таких сборок, а значит, делает их более выгодными с точки зрения экономики. Что тут делает слово «экономика»? Да намекает на стоимость производства топлива, разумеется. Дорогое оно в производстве-то – что оксидное, что нитридное. Углеводороды нынчеподешевели, урановая руда после всех фукусим и планов той же Германии позакрывать все свои АЭС тоже стала недорогой, так что вопрос экономки вовсе не случаен: при всем своем новаторстве реакторы на быстрых нейтронах должны генерировать электричество по конкурентным ценам. Иначе никак, иначе дорога в пропасть, подобную той же, в которой вскоре может оказаться та же Германия, многие годы субсидировавшая «зеленую энергетику» за счет государственного бюджета. Собрать деньги со всей страны, со всех налогоплательщиков и поощрять ими новаторов – это, простите за резкость, просто новый вид распила, не более того. Поскольку коррупция в России и так ой-ой-ой, приумножать ее за счет атомного проекта совершенно не стоит.

Экономика того или иного вида атомного топлива «завязана» на такой показатель, как степень выгорания этого топлива. Что это такое? Да ничего хитрого – это просто доля выгоревшего основного топлива от начального его количества. Если мы говорим об обычных, тепловых, атомных реакторах, то основное топливо – привычный нам уран-235. Для реакторов РБМК (того самого, «чернобыльского» типа) степень выгорания урана-235 составляет от 0,35 до 0,37, для реакторов типа ВВЭР степень выгорания – от 0,30 до 0,33. С этим показателем, в свою очередь, связана глубина выгорания топлива – это и есть то, что уже можно считать в денежных единицах. Глубина выгорания – количество выработанной электроэнергии за топливную компанию (от момента погружения ТВЭЛов в реактор до момента их выемки) на единицу массы первоначально загруженного топлива. В этом случае речь идет обо всем топливе – и о том, которое «горит» и о том, которое выполняет практически роль некоего балласта. Для тепловых реакторов учитывают все количество урана – и «балластового» урана-238 и «горящего» урана-235. Измеряют глубину выгорания в МВт сутки на 1 тонну тполива. Чем это удобно? Да вот как-то затруднительно непосредственно измерить в граммах массу продуктов деления внутри реактора – уж очень много измеряльщиков придется израсходовать, знаете ли. Зато количество энергии, выделившейся в активной зоне реактора – величина измеряемая с хорошей точностью. А теоретическая атомная физика помогает понять все остальное. 1 грамм урана при своем делении за сутки выделяет 1 МВт тепловой энергии и 1 грамм продуктов деления. Полную массу загруженного в реактор урана мы тоже знаем – стало быть, глубина выгорания является величиной, легко и точно измеряемой.

Разумеется, разные соединения урана характеризуются разной глубиной его выгорания. Например, 1 тонна чистого, металлического урана за сутки выделяет от 3’000 до 3’500 МВт тепловой энергии, а вот соединения урана – куда больше. Горящий в «классических», тепловых реакторах диоксид урана – вещество пористое, поэтому способен накопить внутри себе куда больше продуктов деления без изменения формы ТВС, без деформации трубок. Потому глубина выгорания топлива в реакторах типов РБМК и ВВЭР – от 20 000 до 100 000 МВт на тонну оксида урана за сутки. Логически совершенно очевидно: чем больше глубина выгорания топлива, тем больше мы получаем энергии с каждой тонны этого топлива. 100 000 – это пока теория, а практика дает среднюю цифру для ВВЭР-реакторов в 50 000 МВт на тонну оксида урана за сутки. Чем больше глубина выгорания – тем экономичнее топливо, тем меньше цена генерируемой электроэнергии. Чтобы экономика МОКС-топлива не проигрывала экономике обычного ядерного топлива (диоксида урана), глубина его выгорания должна составлять не менее 70 000 МВт в сутки на тонну топлива. Еще выше требуется глубина выгорания для СНУП-топлива – его производство дороже не только производства «классического» топлива, но и дороже производства МОКС-топлива.

Но тут, если вы заметили, мы даем просто определения характеристик, а подробности того, как идет борьба за увеличение глубины выгорания ядерного топлива требует, разумеется, отдельной статьи и, возможно, даже не одной. Нефть и газ дешевеют – значит, Росатом обязан увеличивать глубину выгорания и «классического» ядерного топлива, предназначенного для ВВЭР. Спасибо, Ольга – подсказки от вас обеспечили нам работу вот уже на 3-4 заметки.

«Однако свинцовый реактор имеет потенциальные преимущества перед натриевым. Свойства основных компонентов БРЕСТ (свинцовый теплоноситель и плотное нитридное топливо) естественным образом исключают два класса наиболее тяжелых аварий – с неконтролируемым ростом мощности и потерей отвода тепла. За счет упрощения систем безопасности (по сравнению с ВВЭР) может быть достигнута экономическая конкурентоспособность.»

Нет, это просто прекрасно: написать в скобочках «свинцовый теплоноситель» и устремиться дальше. А что такое несколько сотен тонн расплавленного свинца, циркулирующего по трубам – вы вообще представляете? Ну, вот на пальцах: что за материал для этих труб, какой такой насос рассчитан прокачку свинца, где и как разогреть тот свинец, как поддерживать его в жидком состоянии? Главный циркуляционный насос ВВЭР – уже произведение инженерного искусства, так он ведь воду гоняет, а тут речь совсем о другой жидкости. Вот хоть что делайте, но БРЕСТ требует еще одной статьи и снова есть подозрение, что в одну уложиться невозможно будет. Уж слишком много действительно прорывных технологий требуется для такого реактора – Росатом подобрал очень точное название. И от «Геоэнергетики» – новая порция благодарности Ольге Ганжур, на подсказках которой мы видим вот уже от 4 до 6 статей.

«БН-1200 обладает коэффициентом воспроизводства 1,2. Это значит, что одна такая установка произведет компоненты топлива для себя и для двух традиционных реакторов типа ВВЭР.»

Ой. Коэффициент 1,2 означает нечто совсем иное: каждый загруженный в БН-1200 килограмм плутония на выходе превратится в кило двести грамм, вот и все. По какой такой причине он станет компонентом топлива сразу для трех реакторов, спрашивается? Нет, Ольга при этом совершенно права, просто надо намного подробнее рассказать о новом виде ОЯТ – отработанном МОКС- топливе реакторов на быстрых нейтронах. Исходный состав топлива – уран в комплекте с плутонием, на выходе мы получим совсем другой состав, чем в случае с урановым топливом. Да-да, все правильно – это готовый материал еще для одной статьи от нашего сайта.

Остается надеяться, что 7 – счастливое число, и нам их будет достаточно для того, чтобы полностью описать все то, чего статья в КП только коснулась. В общем – большое спасибо большому СМИ, который не дает «Геоэнергетике» скучать и жаловаться на отсутствие тем! И – низкий поклон Ольге Ганжур за ее попытку одной статьей «закрыть» ВСЮ тему закрытого ядерного топливного цикла.

Если мы ничего не упустили – это первая такого рода попытка в федеральных СМИ. И это – просто здорово: значит, все больше людей интересуются этой замечательной темой, все больше людей хотят понимать, что такое наш атомный проект. Это настолько здорово, что, если вы заметили, «Геоэнергетика» ни словечка не проронила про конкурентов Росатома, не ёрничала по этому поводу. Даже если очень захотеть, все равно не получится: в создании технологии реакторов на быстрых нейтронах Россия нашла настолько далеко вперед, что конкурентов найти просто не удается.

Вконтакте

Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.

20 лет назад от этого проекта отказались из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.

В 2012 году Госкорпорация «Росатом» объявила о выделении 1,8 млрд рублей на возобновление работ по созданию промышленного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-300, относящегося к последнему, четвертому поколению и использующего свинцовый теплоноситель. Основу атомной энергетики они смогут составить не ранее 80-х годов XXI века, хотя ряд экспертов сомневается, что такой реактор может быть создан в названные сроки.

1,8 млрд рублей были выделены на научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР). Согласно документам корпорации, результаты этих работ должны были готовы к концу 2012 года.

По окончании НИОКР должен был представлен технический проект основных частей реакторной установки (внутрикорпусные устройства, насосы, корпус реактора, перегрузочный комплекс, парогенератор), а также обоснования работоспособности и безопасности принимаемых конструктивных решений с проведением расчетных и экспериментальных исследований.

Вся разработка технического проекта «БРЕСТ-300» должна была завершена в 2014 году. А подготовка рабочей проектной документации и прохождение госэкспертизы были запланированы до конца 2015 года.

И только в 2016 году, как ожидалось, должно начаться строительство первого энергоблока. Мощность реактора, который планировалось построить только к 2020 году, будет невысокой и составит всего 300 МВт. В случае успешности этого проекта будет ставиться вопрос о разработке более мощной реакторной установки БРЕСТ-1200.

В «Росатоме» считают, что внедрение реакторов на быстрых нейтронах в современную энергетику многократно увеличит эффективность использования урана, которая будет в 10 раз выше, чем у тепловых.

В части реакторов на быстрых нейтронах мы пока заметно впереди, поскольку остальные страны пока ничего подобного не делают. Таким образом, мы сейчас не конкуренцию развиваем, а свои конкурентные преимущества в плане технологий, - отмечает директор департамента коммуникаций госкорпорации «Росатом» Сергей Новиков. - Реакторы четвертого поколения начнут доминировать после 80-х годов, когда они вытеснят с рынка предыдущее поколение.

И тогда в 2012 году оптимизм госкорпорации в отношении подобного типа реакторов разделяли не все.

На тот день проект «БРЕСТ-300» был только на словах. Как тогда считали, что специалисты могли бы работать над ним еще на протяжении 100 лет. Тогда даже не было доказательств безопасности данного реактора, - отмечал «Известиям» Юрий Семенков, директор Института ядерных реакторов «НИЦ Курчатовский институт». - Я не думаю, что в данном случае Россия находится на каком-то прорывном пути в технологиях.

Но ученый согласен, что для перехода на замкнутый топливный цикл действительно необходим реактор на быстрых нейтронах. Но какой это должен быть реактор, тогда ещё было неизвестно: «Кроме реакторов с натриевым теплоносителем, другие свою жизнеспособность и уверенность в безопасности не показали» .

В «Росатоме» говорят, что намерены занять 20% мирового рынка строительства АЭС в ближайшие 20 лет. По оценкам МАГАТЭ, общемировая потребность в реакторах мощностью 100–400 МВт до 2040 года составит от 500 до 1 тыс. блоков. В денежном эквиваленте объем рынка оценивается в $300–600 млрд.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах впервые появились в 1950-е годы. Первым в мире реактором промышленного назначения на быстрых нейтронах стал российский БН-600, который был запущен на третьем блоке Белоярской АЭС в 1980 году. Он до сих пор остается единственным в мире действующим реактором на быстрых нейтронах. Первые работы над проектом «БРЕСТ» начались в конце 80-х годов прошлого столетия. Однако в начале 1990-х годов как этот, так и большинство мировых проектов по созданию реакторов на быстрых нейтронах, были прекращены из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.

Россия приблизилась к завершению проекта «Прорыв»

И вот 17 марта 2015 года компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, суперамбициозный высокотехнологичный проект России стал еще на ступень ближе к завершению.

17 марта компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу.

Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов «замкнутого ядерного топливного цикла». Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах «Брест-300», проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.

Реализация проекта «Прорыв» позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.

Развернутая оценка такого события сделана инвестором Александром Геннадьевичем Крюковым в статье «Россия – лидер высоких технологий в энергетике»» .

В первую очередь проект позволит решить проблему накопившегося ОЯТ, превратив его в топливо для реакторов на быстрых нейтронах. А.Г. Крюков отмечает, что «за шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ, их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки электроэнергии Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации».

Важно отметить, что в данный момент РФ опередила всех, и Россия – «единственная страна в мире, которая может кардинально изменить ситуацию с производством электроэнергии для себя и поставить на мировой рынок высокотехнологичный продукт, не имеющий аналогов – атомную энергетику 4-го поколения с внутренне присущей безопасностью» – подчеркивает аналитик А.Г. Крюков.

Реализация проекта «Прорыв» связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.

Ядерный прорыв

Константин Гурдин в статье «Ядерный прорыв» пишет, что ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ – более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это – обычные реакторы так называемого разом­кнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.

Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.

Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.

Но главное – безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», – говорит доктор физматнаук А. Крюков.

«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.

Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.

Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал строительство завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».

Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700–1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.

Надежный БРЕСТ

Оригинальный подход в развитии БН-реакторов демонстрирует НИКИЭТ, разработавший проект реакторной установки БРЕСТ для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности для крупномасштабной ядерной энергетики будущего.

БРЕСТ - энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.

Достоинства реактора:

• - естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
• - долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
• - нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
• - экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
• - экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U , высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:

• самоход всех органов регулирования
• отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
• отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
• разгерметизация корпуса ректора
• разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
• наложение различных аварий
• неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.

Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, - очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

Общий вид реактора БРЕСТ-300

Реактор БРЕСТ-1200

Вообще масса плюсов перед нынешними реакторами у реакторов на быстрых нейтронах:

• Внутри реактора давление атмосферное -> меньше опасность взрыва (в водных реакторах давление 50-150 атмосфер даже в обычных условиях, а уж при аварии …).
• Как следствие, нет необходимости в стальном коконе вокруг всей этой байды - огромное давление держать нет необходимости
• Всеядность - жрёт 238й уран, которого в природе в десятки раз больше 235го, и плутоний, который в больших количествах нарабатывается в набившем оскомину «отработанном ядерном топливе». То есть, по сути, ОЯТ это практически готовое топливо для реакторов на БН.

Плюс к тому, у данного реактора свинцовый теплоноситель - отлично придумано.

Даже в самом крайнем случае активная зона стечёт на дно реактора и автоматически сверху накроется толстенным слоем свинца, который заэкранирует радиацию. Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза. У нынешних реакторов на БН в качестве теплоносителя используется натрий, а он жутко химически активен, в случае прорыва контура входит в бурную реакцию с бетоном, горит и так далее. Хорошо хоть не ядовит.

Отрадно сознавать, что по части ядерной энергетики Россия реально впереди планеты всей.

This entry passed through the Full-Text RSS service - if this is your content and you’re reading it on someone else’s site, please read the FAQ at fivefilters.org/content-only/faq.php#publishers.