Россия — мировой лидер в атомной энергетике и ядерно-радиационных технологиях. Госкорпорация «Росатом» возводит самые современные атомные станции в РФ и других странах, строит центры науки и технологий и поставляет жизненно необходимую изотопную продукцию для зарубежных партнеров, участвует в главных мировых исследовательских проектах класса megascience, создает новый облик крупномасштабной ядерной генерации будущего. И все это в условиях жесткой конкуренции и ограничений на мировом рынке. 

В то же время отечественная атомная отрасль давно вышла за рамки ядерной энергетики и наращивает компетенции в цифровых, квантовых, лазерных и других передовых технологиях.

Лидерство требует постоянного подтверждения в быстро развивающемся мире. Для формирования нового задела в ключевых технологических направлениях в 2020 году была утверждена программа «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации на период до 2024 года», ставшая 14-м национальным проектом.

В составе программы пять федеральных проектов: «Двухкомпонентная ядерная энергетика», «Экспериментально-стендовая база», «Термоядерные и плазменные технологии», «Новые материалы и технологии» и «Референтные энергоблоки атомных электростанций». Они выполняются «Росатомом» в тесном сотрудничестве с Российской академией наук, НИЦ «Курчатовский институт», Объединенным институтом ядерных исследований, вузами и другими научно-исследовательскими центрами.

Успешные результаты РТТН закрепят на десятилетия лидерство России по важнейшим научно-техническим направлениям, без которых невозможно представить будущее цивилизации.
Руководство России уже приняло решение раздвинуть границы действия программы РТТН до 2030 года, увеличив финансирование в том числе за счет средств Фонда национального благосостояния. Первоначальный объем РТТН составлял почти 350 миллиардов рублей до 2024 года.

Суть программы РТТН, ожидаемые и уже полученные результаты — в нашем специальном проекте.

/

Ядерная энергетика наравне с другими возобновляемыми источниками энергии является неотъемлемой частью экологически чистой генерации планетарного масштаба. Без АЭС невозможно обеспечить человечество зеленой энергией в постоянно возрастающих объемах.

Российская ядерная энергетика к середине века должна стать двухкомпонентной: атомные станции двух типов — с водо-водяными реакторами (ВВЭР) и с реакторами на так называемых быстрых нейтронах — будут работать вместе, демонстрируя возможность перехода ядерной энергетики в разряд возобновляемой по топливу и практически не оставляющей отходов.

Первое направление — реализуемый Росатомом проект «Прорыв», направленный на создание новой технологической платформы атомной отрасли России с замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах.

С помощью подобных реакторов можно решить важнейшую экологическую задачу трансмутации минорных актинидов и приведения в безопасное состояние накопленных в мире радиоактивных отходов, при этом одновременно обеспечивая человечество необходимой энергией. Замыкание ядерного топливного цикла делает топливные ресурсы для атомной энергетики практически неисчерпаемыми.

Ожидаемый результат амбициозного проекта — создание конкурентоспособного продукта, который закрепит лидерство российских ядерных технологий в мировой атомной энергетике и в глобальной энергосистеме в ближайшие десятилетия.

/

С 2013 года «Росатом» возводит в Томской области опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК), сердцем которого является реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД‑300, окруженный пристанционными объектами замкнутого топливного цикла:

• модулем фабрикации-рефабрикации уникального плотного уран-плутониевого нитридного топлива;

• модулем переработки отработавшего ядерного топлива;

• комплексом по обращению с радиоактивными отходами.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 станет прототипом будущих коммерческих АЭС, на нем будут отработаны и продемонстрированы преимущества перехода на реакторы на быстрых нейтронах и энергетику на основе ЗЯТЦ.

Ключевым для проекта «Прорыв» является понятие «естественная безопасность», подразумевающее:

• исключение аварий на АЭС и на предприятиях ядерного топливного цикла, требующих эвакуации, а тем более отселения населения;

• уровень радиационной активности отходов, которые формируются в замкнутом топливном цикле, при захоронении не превысит активности природного уранового сырья при его добыче.

ОДЭК — прообраз безопасной, экологически чистой, конкурентоспособной и практически неограниченной по сырью ядерной энергетики будущего.

Строительство модуля фабрикации и пускового комплекса рефабрикации плотного смешанного уран-плутониевого топлива (МФР) планируется завершить в 2024 году. Пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 запланирован на 2027 год.

Основные вехи проекта «Прорыв» в 2021 году:

8 июня 2021 года был залит первый бетон в основание уникального инновационного ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300, началось его строительство.

Завершена основная часть научно-исследовательских и опытно конструкторских работ по проектированию модуля переработки ОЯТ.

Разработан технический проект промышленной реакторной установки с натриевым теплоносителем с улучшенными технико-экономическими характеристиками БН-1200М.

Продемонстрирована конкурентоспособность мощного промышленного энергоблока с таким «быстрым» реактором по сравнению с АЭС с традиционными «тепловыми» ВВЭР и ПГУ.

Завершен монтаж ряда ключевых производственных линий МФР для выпуска ядерного топлива. 

Второе направление — развитие отечественной технологии водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) атомных энергетических станций. В сочетании с реакторами на быстрых нейтронах они призваны сформировать новый облик ядерной генерации.

Специалисты Росатома создали ВВЭР-ТОИ (типовой, оптимизированный и информатизированный) — передовой проект двухблочной, оптимизированной по технико-экономическим показателям атомной станции поколения «три плюс» с реакторными установками ВВЭР, разработанный в современной информационно-технологической среде проектирования.

Особенность ВВЭР-ТОИ в том, что применение его базового варианта в индивидуальных проектах различных АЭС не требует изменений основных концептуальных, конструктивных и компоновочных решений.

ВВЭР-ТОИ обладает и дополнительными опциями в сравнении с другими российскими проектами энергоблоков:

• сокращение сроков сооружения, использование серийных процессов и типизация строительных решений;

• повышенная сейсмостойкость основных зданий и сооружений АЭС;

• возможность маневрировать выдаваемой мощностью;

• устойчивость к падению объектов на здание реактора (самолет весом 400 т);

• применение специального MOX-топлива.

Проект ВВЭР-ТОИ призван обеспечить конкурентоспособность российской реакторной технологии на международном рынке и готов к серийному сооружению АЭС в России и за рубежом.

На Курской АЭС-2 сегодня возводят два энергоблока с реакторными установками ВВЭР-ТОИ, которые постепенно заменят энергоблоки, выводимые из эксплуатации. Мощность каждого нового блока — 1255 МВт.

Новую ядерную энергетику не построить без науки. Ученым для этого нужны современные исследовательские реакторы, с помощью которых можно развивать технологии и создавать новые материалы для будущих поколений атомных станций.

Сегодня в мире существует дефицит научных материаловедческих реакторов, и тем более с быстрым спектром нейтронов. Почти все из них были введены в строй более 40 лет назад. Развитие ядерных технологий требует новых экспериментальных инструментов, способных сделать атомную генерацию еще более безопасной. 

Самый современный и мощный на планете многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР) строится сегодня в городе Димитровграде Ульяновской области на базе Государственного научного центра — Научного исследовательского института атомных реакторов (ГНЦ НИИАР).

МБИР приходит на смену всемирно известному реактору БОР-60, который уже более полувека функционирует в ГНЦ НИИАР. Реактор МБИР с его современной и технологически более совершенной исследовательской инфраструктурой позволит обеспечить создание безопасных ядерных энергетических установок Generation IV.

Его уникальные возможности позволят разрабатывать и совершенствовать технологии двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла.

Современная исследовательская инфраструктура МБИР позволит:

• проводить испытания новых конструкционных и поглощающих материалов для обоснования разработки реакторных установок IV поколения;

• изучать перспективные виды топлива, тепловыделяющих элементов и разрабатывать технологии ЗЯТЦ;

• производить радиоактивные изотопы для решения задач промышленности и медицины, а также осуществлять наработку модифицированных материалов;

• проводить исследования с применением нейтронных пучков в области медицины, фундаментальной и прикладной физики.

На основе МБИР Россия создает самую современную исследовательскую площадку для всего «атомного мира». К моменту ввода реактора в промышленную эксплуатацию на его базе развернет свою работу Международный центр исследований (МЦИ) — мировой центр компетенций по быстрым реакторам, в деятельности которого будут принимать участие ученые со всего мира. Вовлечение широкого числа участников, представляющих различные научно-технические школы, создаст синергический эффект для всех партнеров проекта. Работа будущего Центра будет очень тесно коррелировать с целями устойчивого развития ООН. Содействие достижению этих целей — неотъемлемое условие работы Росатома. Энергетика будущего невозможна без атомных технологий, свободных от CO2, которые помогут в решении проблемы изменения климата и в будущем обеспечат баланс промышленных энергосистем.

Доступ российских и иностранных партнеров к реактору реализован через уникальную для российского рынка и научных проектов юридическую платформу — соглашение о консорциуме «МЦИ МБИР». Сегодня Россия обсуждает условия участия в консорциуме с организациями из стран Евразийского континента, Африки, Латинской Америки и других.

Событием 2021 года стало утверждение национальной программы перспективных экспериментальных исследований на МБИР в период на 2028–2040 годы, которая предполагает, что потребность российских организаций в реакторном ресурсе МБИР составляет порядка 50% общих возможностей установки.

На стройке применяются инновационные технологии BIM-моделирования и бережливого производства, полномасштабно применяются инструменты комплексного дистанционного мониторинга: спутниковая съемка высокого разрешения, съемка с беспилотных летательных аппаратов, лазерное сканирование.

Исследовательская ядерная установка МБИР состоит из реакторной установки с двумя натриевыми контурами охлаждения и третьим пароводяным контуром, паротурбинной установки, транспортно-технологической системы, вертикальных и горизонтальных каналов.

Для выполнения широкого спектра исследований проектом реакторной установки МБИР предусмотрено наличие автономных/независимых петлевых каналов для моделирования условий работы активных зон с различными теплоносителями.

МБИР станет одним из самых востребованных исследовательских реакторов в мире и самым мощным из действующих и сооружаемых исследовательских установок, обеспечит атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой как минимум на ближайшие 50 лет.

С первой половины XX века ученые задумались над возможностью создать на Земле «искусственное Солнце», чтобы получить практически неисчерпаемый источник энергии. Источником тепла Солнца служат спонтанно происходящие реакции ядерного синтеза — слияния ядер легких атомов (к примеру водорода, изотопов гелия). Такие реакции эффективно протекают лишь при исключительно высокой температуре (в десятки и сотни миллионов градусов) и сопровождаются выделением огромного количества тепла, из-за чего их назвали «термоядерными». При этом вещество звезды находится в состоянии плазмы, удерживаемой силами гравитации. Физики работают над управляемым термоядерным синтезом (УТС) — земным воплощением звездного процесса. На земле для удержания горячей плазмы придумали использовать сильное магнитное поле, создавая различные магнитные ловушки, самыми удачными из которых оказались русские токамаки.

Светит нам ИТЭР

С начала термоядерных исследований во второй половине ХХ века наша страна входила в число мировых лидеров в области УТС. Отечественными учеными был придуман, разработан и построен токамак — самая перспективная на сегодня система магнитного удержания высокотемпературной плазмы, основа термоядерного реактора. По инициативе нашей страны начат и успешно развивается объединивший все ведущие мировые державы проект сооружения международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР — крупнейший исследовательский проект современности, нацеленный на демонстрацию научной и технологической возможности использования термоядерной энергии в мирных целях.

ИТЭР создается как технологическая платформа будущей термоядерной энергетики, а международная кооперация предприятий, на которых выполняются разработка и изготовление систем и компонентов сооружаемой установки, может стать основой будущей мировой термоядерной промышленности.

Каждый участник ИТЭР имеет право на получение безвозмездных лицензий на использование создаваемых в проекте технологий для собственных целей.

////

//

Каждая сторона — участник проекта ИТЭР — стремится использовать его наработки в собственной национальной программе по УТС для развития компетенций и освоения самых передовых технологий.

Сегодня прогресс в области термоядерных исследований не мыслится без:

• модернизации существующих и создания новых термоядерных установок и плазменных стендов;

• создания новых технологических систем и их элементов для достижения повышенных параметров плазмы;

• разработки и внедрения передовых диагностических средств;

• освоения и внедрения технологий высокотемпературной сверхпроводимости;

• разработки новых конструкционных материалов и технологий;

• развития теоретической базы и разработки программ трехмерного моделирования плазмофизических процессов;

• широкого внедрения современных систем автоматизированного управления и контроля проведения экспериментов и работы технологических систем;

• создания интеллектуальных управляющих и аналитических информационных систем;

• непрерывной и системной подготовки профессиональных кадров в данной области науки и инженерии.

Федеральный проект №3 по УТС — это первый этап системного решения указанных задач, и условно он делится на пять исследовательских направлений.

• Исследования и разработки по базовым термоядерным технологиям

К «базовым» термоядерным относятся технологии, необходимые для магнитного удержания высокотемпературной термоядерной плазмы и, следовательно, востребованные при любом пути развития УТС — создании энергетического реактора или термоядерного источника нейтронов как основы гибридного реактора. Ученые намерены детально отработать методы и средства мощного нагрева плазмы, инновационную технологию литиевой защиты в реакторе, которая, как предполагается, может позволить сделать следующий важный шаг к достижению реакторных параметров плазмы, удерживаемой в токамаках.

• Исследования и разработки по гибридным реакторным технологиям и системам

Главное преимущество гибридного термоядерного реактора по сравнению с любой другой ядерной установкой заключается в использовании термоядерных нейтронов высокой энергии, что позволяет в почти в десять раз увеличить интенсивность наработки новых делящихся изотопов из сырьевых при одинаковой мощности установок.

Благодаря этому присутствие гибридных термоядерных реакторов в структуре ядерной энергосистемы можно ограничить небольшой долей — менее 15% — и одновременно в полном объеме решить проблему обеспечения топливом. Реакторы деления, составляющие основу существующей атомной энергетики, будут обеспечены делящимися изотопами, произведенными в гибридных реакторах. Одновременно с этим гибридные реакторы будут обеспечены тритием, наработанным в реакторах деления.

Современный уровень знаний и имеющиеся наработки в области УТС достаточны для создания «плазменного сердца» гибридного реактора, требования к параметрам плазмы и конструкционным материалам в котором заметно ниже, чем для энергетического термоядерного реактора.

• Лазерный термоядерный синтез и технологии

Принцип лазерного термоядерного синтеза — в поджиге (микровзрыве) термоядерной мишени за время, меньшее времени ее разлета. Лазерный термоядерный синтез разрабатывается как альтернатива методу магнитного удержания и позволяет выполнить изучение пространственно-временной структуры материи и неизвестных явлений на стыке физики высоких энергий и физики сверхсильных полей. Ученые планируют в будущем создать лазерный центр на основе принципиально нового уникального источника света с мощностью 0,1–0,2 эксаватта, в сотни раз превосходящей лучшие мировые аналоги.

• Разработка инновационных плазменных технологий, в том числе опытно-промышленных

Доведение до промышленного уровня ряда разработок на основе использования плазменных технологий для машиностроения, медицинской техники, космоса и других отраслей. Параметры созданных устройств будут превышать мировой уровень, это обеспечит экспортную привлекательность разработанной техники.

• Разработка нормативной базы термоядерных и гибридных систем, обеспечение лицензионной деятельности, обмен научно-технической информацией

Системное создание нормативных документов, регулирующих сферу взаимоотношений и ответственности участников использования объектов УТС. Эти документы будут особенно важны при появлении реальных термоядерных генерирующих объектов, к примеру электростанций, которые надо рассматривать с точки зрения радиационной и нейтронной безопасности, а также ядерной безопасности в целом. Создание документов должно быть организовано совместно с надзорными органами и опираться на взаимодействие с МАГАТЭ. Нужен полноценный обмен информацией и быстрый и информативный доступ к уже имеющимся и вновь нарабатываемым данным всех участников проекта.

Среди задач третьего федерального проекта РТТН — проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по строительству и техническому перевооружению действующих объектов УТС на территории России.

В частности, в РТТН прописано серьезное дооснащение «итэроподобного» токамака Т-15МД в НИЦ «Курчатовский институт», после которого он должен стать основной исследовательской термоядерной установкой в России на ближайшее десятилетие. Токамак укомплектуют новейшими системами, в том числе мощным гиротронным комплексом для электронного циклотронного нагрева плазмы, разработанным Институтом прикладной физики РАН, системой инжекционного нагрева плазмы суммарной мощностью не ниже 6 МВт, системой ионного циклотронного и нижнегибридного нагрева плазмы мощностью соответственно 6 и 4МВт.

Будет проведена масштабная реконструкция комплекса токамака с сильным полем в АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» (городской округ Троицк, Москва), в том числе его инженерно-технических систем: энергетической, вакуумной, криогенной и других, и на этой базе должна быть построена установка TRT — токамак с реакторными технологиями, с электромагнитной системой на основе высокотемпературных сверхпроводников.

Для профессиональной подготовки кадров в области УТС в научно-исследовательском ядерном университете «МИФИ» будет работать небольшой учебно-демонстрационный токамак «Мифист», оснащенный системой автоматизации физического эксперимента, которая должна стать визитной карточкой установки, а в НИУ «МЭИ» — комплекс установок для испытания материалов первой стенки термоядерных реакторов.

Ученые также планируют:

• создать или модернизировать инженерно-экспериментальные стенды, на которых будут отрабатываться технологии УТС;

• разработать полностью отечественные высокотемпературные сверхпроводники и изделия из них;

• построить и испытать макеты мощных плазменных ракетных двигателей, необходимых как для дальних космических перелетов, так и для сохранения паритета в околоземном пространстве. 

Цель четвертого федерального проекта РТТН, получившего название «Разработка новых материалов и технологий для перспективных энергетических систем», — исследование поведения материалов в экстремальных условиях, в том числе при межъядерных взаимодействиях, экстремальных давлениях и температуре; разработка и ускорение цикла разработки и внедрения новых материалов для ядерной энергетики.

В проекте три программы, в рамках которых в 2022 году будет выполнено 38 научно-исследовательских и опытно-конструкторских проектов:

I. Программа по разработке новых материалов и технологий, направленная на создание не только отдельных материалов для существующих и перспективных энергоустановок, но и методики — технологий и оборудования, ускоряющих темпы внедрения материалов в 1,5–2 раза.

Задача — материаловедческое и технологическое обоснование перспективных реакторных технологий, а также развитие аддитивных технологий для применения их в атомной промышленности.

В будущей крупномасштабной̆ ядерной энергетике центральное место займут реакторы с замкнутым топливным циклом нового поколения Generation IV (G IV), отличающиеся повышенным уровнем безопасности, высокой надежностью и экономической эффективностью. Для этих реакторов российские ученые создадут экспериментальные инструменты, позволяющие в несколько раз сократить цикл разработки новых материалов, прежде всего за счет качественного сокращения обоснований работоспособности материалов на предельных дозах нейтронных воздействий (более 200 сна). 

К концу 2024 года в России будет построена вся инфраструктура поддержки и обеспечения функционирования центра имитационных исследований по новым материалам для перспективных российских ядерных реакторов.

Для повышения экономической эффективности и безопасности АЭС и снижения уровня инженерных рисков при лицензировании и вводе в эксплуатацию будет создана система управления ресурсом/старением конструкций, систем и элементов на всех этапах жизненного цикла атомных станций, гармонизированная с международными требованиями МАГАТЭ.

Кроме традиционных металлических и керамических материалов, в рамках четвертого федерального проекта создаются:

— технологии получения сверхвысокопрочного углеволокна, которое можно применять в ядерной энергетике и заменять им более дорогие материалы, к примеру использовать вместо сталей и сплавов в судостроении;

— высокоэнергетические магниты из сплавов редкоземельных элементов, применяемые в автомобильной промышленности, аэрокосмической отрасли, нефтяном, газовом, энергетическом и химическом машиностроении. Такие магниты незаменимы для строительства ветроэнергоустановок.

В 2021 году на Международном форуме «Армия-2021» Росатом представил аддитивное оборудование, полностью состоящее из отечественных компонентов. 

Недостаточно просто изготовить 3D-принтер — необходимо им эффективно управлять, для чего разрабатывается базовая программно-аппаратная платформа (ПАП), технический уровень которой и определяет конкурентные преимущества отечественного оборудования по отношению к импортным аналогам. Такую платформу создают в рамках РТТН, она будет универсальной для всех типов аддитивного оборудования и позволит в режиме реального времени корректировать технологические режимы для безошибочной 3D-печати изделий.

ПАП построена исключительно на отечественных компонентах, в частности НПО «ЛУЧ» в 2021 году завершил этап разработки трехосевого лазерного сканатора для российских 3D-принтеров по металлу, не имеющего мировых аналогов. Этот ключевой компонент повысит качество изготавливаемых изделий методами аддитивных технологий.

II. Программа по разработке технологий, оборудования, материалов в области синтеза сверхтяжелых элементов и свойств вещества в экстремальном состоянии.

Создание экспериментальной установки по синтезу сверхтяжелых элементов откроет возможность проводить научные исследования на передовом уровне науки, техники и технологий, изучать фундаментальные вопросы о границе материального мира.

Синтез новых сверхтяжелых элементов позволит понять строение ядерной материи, моделировать процессы образования тяжелых элементов во Вселенной, прогнозировать их существование в природе. Ученые намерены синтезировать элемент Z119, который станет первым элементом в восьмом периоде Периодической таблицы химических элементов. Это обеспечит лидерство РФ в данной области на ближайшие 20–25 лет. К 2024 году фабрика синтеза сверхтяжелых элементов будет представлять собой комплекс из оборудования для синтеза 119 и 120 элементов Периодической таблицы.

III. Программа по разработке и демонстрации ключевых технологических решений для создания исследовательского жидкосолевого реактора с модулем переработки отработавшего ядерного топлива (ЖСР), относящегося к реактору нового поколения G IV.

Исследовательский жидкосолевой реактор необходим для отработки технологии дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики — так называемых минорных актинидов (МА), что позволит в конечном счете создать реактор для утилизации радиоактивных отходов в промышленном масштабе и решить проблемы ядерного наследия. Такой исследовательский реактор планируют запустить к 2031 году. Одной из основных проблем, ограничивающих развитие этой технологии, является низкая стойкость существующих конструкционных материалов в контакте с топливной солью. 

Пятый федеральный проект посвящен проектированию и строительству энергоблоков АЭС, в том числе атомных станций малой мощности (АСММ) на базе реакторных установок серии «РИТМ».

В основе отечественных проектов малых модульных реакторов серии «РИТМ» — впечатляющий опыт разработки и эксплуатации реакторов для атомного ледокольного флота.

С 1959 года в нашей стране было изготовлено и успешно эксплуатировалось более 20 ядерных реакторов на 11 ледоколах и одном лихтеровозе. Сегодня шесть «РИТМ-200» являются энергетическим сердцем атомных ледоколов «Арктика», «Сибирь» и «Урал».

С подобными энергоустановками сооружаются еще два ледокола — «Якутия» и «Чукотка».

АЭС малой мощности — оптимальное решение для стабильного и экологически чистого энергообеспечения потребителей, находящихся на отдаленных и изолированных от центральных энергосетей территориях, к примеру в районах Крайнего Севера. АСММ также отлично подходят для замены старых угольных или дизельных электростанций.

Чем хороша атомная станция малой мощности:

• Конкурентоспособная стоимость электроэнергии в сравнении с электростанциями на других видах топлива.

• Многоцелевое применение — для электроснабжения и теплоснабжения.

• Небольшая площадь размещения станции. Площадь, занимаемая АСММ российского дизайна, значительно меньше по сравнению с электростанциями на углеводородном топливе, гидроэлектростанциями и возобновляемыми источниками энергии аналогичной мощности.

Например, одна АСММ мощностью 110 МВт занимает территорию всего лишь 8 стандартных футбольных полей, в то время как солнечная электростанция аналогичной мощности — 24 футбольных поля, ветроэлектростанция — 34, а ГЭС — 180 полей.

• Маневренность. АСММ с «РИТМ-200» позволяет управлять мощностью реакторной установки, чтобы производить энергию под необходимую нагрузку электросети (от 30% до 100% от установленной мощности).

• Длительный период работы без перегрузки. Уникальное топливо позволяет обеспечить непрерывную работу АСММ без перегрузки до шести лет.

• Сооружение АСММ способствует комплексному развитию удаленных территорий. Появление такой электростанции в Усть-Янском районе Республики Саха (Якутия) снабдит чистой энергией одно из крупнейших в России месторождений золота Кючус, что будет способствовать появлению нескольких тысяч новых рабочих мест и повышению уровня жизни населения.

В 2020 году Росатом и Республика Саха (Якутия) подписали соглашение «О подходах к тарифообразованию и обеспечению доходности АСММ с реакторными установками РИТМ-200». В 2021 году в регионе были завершены предпроектные полевые инженерные изыскания.

В этом же году были разработаны предварительные материалы по оценке воздействия на окружающую среду (ОВОС) и по ним проведены общественные слушания в поселке Усть-Куйга (Якутия), на которых также рассматривалось обоснование лицензии на размещение атомной электрической станции малой мощности. В ноябре 2021 года Росатом подготовил материалы по обоснованию инвестиций в проект.

В 2022 году Росатом намерен:

1. Провести государственную экологическую экспертизу на размещение АСММ в Якутии.
2. Разработать материалы обоснования лицензии на размещение атомной станции малой мощности.
3. Создать технический проект реакторной установки «РИТМ-200Н».