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.


Двухкомпонентная ядерная энергетика будущего. Проект «Прорыв»

/


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.


Площадка строительства опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках проекта «Прорыв»

/


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.


Площадка строительства опытно-демонстрационного энергокомплекса в рамках проекта «Прорыв»


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.


Передовая экспериментальная база

МБИР 

многоцелевой быстрый исследовательский реактор


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).


Государственный научный центр — Научный исследовательский институт атомных реакторов


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.


Строительная площадка МБИР


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.


В 2021 году была проведена контрольная сборка корпуса реактора, начато сооружение всех объектов реакторного комплекса МБИР, включая градирню, машинный зал и вспомогательные здания.


В текущем году корпус реактора доставят на площадку АО «ГНЦ НИИАР», и ожидается, что в 2023 году он будет установлен в штатное положение.


В 2022 году планируется сформировать международную программу перспективных экспериментальных исследований на МБИР.


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.


Изготовление корпуса МБИР


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.


Приручить энергию Солнца

УТС

управляемый термоядерный синтез


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.


Основные преимущества управляемого термоядерного синтеза:


• практически неограниченные и дешевые топливные ресурсы;


• низкая радиоактивность материалов термоядерного реактора;


• отсутствие вредных выбросов в атмосферу;


• отсутствие угрозы радиоактивного загрязнения местности в случае аварии;


• возможность наработки топлива для уже действующих АЭС.


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.


В 2021 году российские предприятия выполнили ряд ключевых обязательств в рамках совместной реализации международного проекта ИТЭР:


• В середине марта в Санкт-Петербурге на территории Средне-Невского судостроительного завода (АО «СНСЗ») успешно завершилась вакуумно-нагнетательная пропитка обмотки катушки полоидального поля для реактора ИТЭР.


• ООО «НПО «ГКМП» (г. Брянск) приступило к изготовлению основного компонента стендов для испытания порт-плагов для ИТЭР — поставочной вакуумной камеры испытательных стендов.


• В апреле В АО «НИИЭФА» (входит в Госкорпорацию «Росатом») успешно завершились коммутационные испытания прототипа системы быстрого (защитного) вывода энергии из сверхпроводящих обмоток тороидальной магнитной системы ИТЭР, являющейся одной из важнейших частей системы защиты реактора.


• В АО «НИИЭФА» при участии международных специалистов успешно прошла очередная серия тепловых испытаний обращенных к плазме элементов конструкции ИТЭР.


• В начале декабря на площадку сооружения ИТЭР отправлена первая партия российского оборудования для дополнительного нагрева плазмы в строящейся установке.


• В начале декабря из АО «НИИЭФА» на площадку сооружения реактора ИТЭР во Франции отправлен полномасштабный прототип центральной сборки дивертора ИТЭР — одной из основополагающих систем будущей установки.


• На площадку сооружения реактора ИТЭР доставлена очередная партия электротехнического оборудования, необходимого для получения первой плазмы на установке.

////

АО «НИИЭФА», стенд тепловых испытаний

//

В 2022 году планируется выполнение текущих обязательств Российской Федерации по проекту, среди которых:


• отправка катушки полоидального поля PF1 на площадку сооружения ИТЭР во Франции;


• поставка первой партии гиротронов на площадку сооружения ИТЭР;


• отправка последней партии пьедесталов электрических соединителей модулей бланкета;


• завершение изготовления первого стенда для испытания порт-плагов;


• продолжение отправки шинопроводов и коммутирующей аппаратуры;


• продолжение изготовления систем установки, входящих в сферу российской ответственности (прежде всего компонентов, необходимых для получения первой плазмы на установке).

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.


Площадка сооружения ИТЭР во Франции


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.


Стенд для испытания газовых клапанов с лазерным интерферометром. АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ»


• 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.


Новый ускоритель плазмы, на основе которого разрабатывается прототип плазменного ракетного двигателя. АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ»


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. 


Новые материалы и технологии


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.


Мишенный зал ускорительного комплекса, ФЭИ


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.


Головной образец 3D принтера MeltMaster3D для печати металлических изделий


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.


В 2022 году планируется изготовить первую очередь оборудования ускорительного комплекса и комплекса по разделению изотопов. Для создания исходных мишеней наработки тяжелых изотопов специалисты «Росатома» осваивают технологии работы с минорными актинидами и синтез нужного количества высокоактивного кюрия.


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. 


Референтные энергоблоки атомных электростанций

АСММ

атомные станции малой мощности

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».

{{$index + 1}}/{{countSlides}}
{{currentSlide + 1}}/{{countSlides}}


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.


Установка реактора «РИТМ-200» для ледокола «Урал»


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».

ТАСС Спецпроекты, 2022

ТАСС информационное агентство (свидетельство о регистрации СМИ № 03247 выдано 2 апреля 1999 г. Государственным комитетом Российской Федерации по печати). Отдельные публикации могут содержать информацию, не предназначенную для пользователей до 16 лет.

В проекте использованы фотографии из источников партнера и сайта проекта ИТЭР (iter.org).

Над проектом работали:
{{role.role}}: {{role.fio}}