Дорожная карта освоения ядерных технологий в России

Данный слайд был представлен на пленарном заседании конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", прошедшей в ОКБ "Гидропресс" в мае 2013 года. Эту презентацию можно посмотреть, в частности, тут:  http://ru.scribd.com/doc/...хнологии-ВВЭР 

Понятно, что для экспертов он не содержит ничего нового, некоторые слушали доклад вживую, а кто-то может сам нарисовать слайд не хуже. Но мне он понравился достоверностью, полнотой и компактностью представления информации и я потратил некоторое время на его расшифровку:

"ТР" - реакторы на тепловых нейтронах. Они делятся на малые (ММ; для локальных изолированных энергосистем), средние (СМ; для региональных энергосистем; возможно, Кольская и Калининградская АЭС) и большие(БМ).

• "ВВЭР-ТОИ" - типовой оптимизированный и информатизированный проект двух-блочной АЭС с реактором технологии ВВЭР мощностью 1255 МВт. ВВЭР-ТОИ является развитием текущего проекта ВВЭР-1200 в сторону улучшения экономических характеристик. В частности, планируется уменьшить стоимость строительства на 20%, уменьшить срок строительства с 60 до 48-40 месяцев, увеличить срок службы реактора с 40 до 60 лет. Первый блок, построенный по этому проекту планируется ввести в строй в 2019 году на Нижнегородской АЭС.
• "СУПЕР-ВВЭР" - перспективный реактор ВВЭР с кардинально улучшенными характеристиками по использованию топлива. Предполагается переход на сверхкритические параметры теплоносителя, на активную зону с тесной решеткой твэлов и с быстро-резонансным спектром нейтронов, на замкнутый топливный цикл с самообеспечением топливом (КВ ~ 1).
• "ВТГР" - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с температурой теплоносителя до 1000 C. Особенности реактора: производство электроэнергии с высоким КПД; работа на различных видах ядерного топлива; использование не только для производства электроэнергии, но и для производства водорода, и для промышленного теплоснабжения (например, нефтехимического производства).
• "ВБЭР - 250-500" - семейство водо-водяных блочных энергетических реакторов мощностью от 150 до 600 МВт. Реакторы создаются на основе судовых реакторов и предназначены для замены городских газо-мазутных и угольных теплоэлектростанций средней мощности.
• "ВВЭР-600" - семейство водо-водяной энергетический реактор мощностью 300-600 МВт на базе ВВЭР-1200. Решение для случаев, когда ВВЭР-1200 избыточен.
• Последние 2 проекта конкурируют друг с другом.
• "Серийный ВВЭР-СМ" - запуск серийного производства реакторов ВВЭР средней мощности.
• "ПАТЭС" - мобильная плавучая атомная теплоэлектростанция малой мощности. Представляет собой судно с двумя реакторами КЛТ-40С ледокольного типа с суммарной электрической мощностью 70 МВт. Может использоваться также для теплоснабжения и опреснения морской воды.
• "Ледоколы" - возобновление строительства атомных ледоколов. Предположительно, 2 ледокола проекта ЛК-60Я. Напомню, что только 2 атомных ледокола (из 7 эксплуатирующихся) останется в строю после 2020 года.
• "Альтернативы" - непонятно. Возможно, имелись в виду ВК-300 (корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя) или Унитерм.
• "Серийный ММР" - запуск серийного производства малых модульных реакторов.

"ЯТЦ" - ядерный топливный цикл.

• "MOX (MIX)" - производство топлива на основе U238 и Pu239 (вместо дефицитного U235).
• "Плотное топливо" - производство плотного нитридного топлива. Является альтернативой для MOX-топлива (коэффициент воспроизводства и безопасность выше, но процент выгорания и экологичность ниже). Основное топливо для реактора БРЕСТ.
• "Th" - производство топлива на основе тория (Th232). По сравнению с ураном торий обладает рядом преимуществ: не нужно обогащение, не поддерживается цепная реакция (более безопасен), запасы тория в 3 раза больше. Главный недостаток всего один — непроработанность цикла. И это несмотря на то, что проекты появлялись с 50 годов, в США было пущено 2 экспериментальных реактора, а Индия десятилетия (!) строила свою ядерную программу на тории.
• "ОДЦ" - создание опытно-демонстрационного центра по переработке отработанного ядерного топлива.
• "РТ-2"- создание крупномасштабного завода по переработке (регенерации) ОЯТ нового поколения.
• "Сухое хранилище" - создание и расширение сухого хранилища отработанного ядерного топлива. Первая очередь была сдана в 2011 году.
• "Объект окончательной изоляции" - создание геологического объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов, который будет размещен в Красноярском крае на территории Нижнеканского массива на глубине 1 км.

"БР" - реакторы на быстрых нейтронах, бридеры.

• "БН" - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
• "БН-800" - экспериментальный реактор на быстрых нейтронах мощностью 880 МВт. Основные цели проекта: испытание MOX-топлива в промышленном масштабе; отработка элементов замкнутого ядерного цикла; проверка оборудования для серийного БН. Строительство началось в 1984 году, повторно началось в 2006 году, завершается в 2014. Замечу, что основным топливом для БН-800 должно быть MOX-топливо - возможно, именно поэтому в плане эта программа завершается только в 2020 году.
• "БН-1200" - серийный реактор на быстрых нейтронах мощностью 1220 МВт. Этот проект является главной ставкой России на создание замкнутого ядерного топливного цикла. Грубо говоря, переход с U235 (запасов хватит где-то на 50 лет) на U238 и Tb>(запасы на 2-3 тысячи лет).
• "БРЕСТ-300"  опытно-демонстрационный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем с нитридным топливом мощностью 300 МВт и пристанционным замкнутым топливным циклом. Особенности: крайне высокая пассивная безопасность, возможность подготавливать топливо на пристанционном заводе, реализация замкнутого топливного цикла (альтернатива БН-1200). Запуск завода по фабрикации топлива - 2017 год; запуск реактора - 2020 год.
• "СВБР" - семейство энергетических ядерных реакторов малой мощности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем мощностью 10 и 100 МВт. Особенности: крайне высокая пассивная безопасность, транспортабельность целиком всего блока, сборка модуля из нескольких блоков.
• "Альтернативные БР" - непонятно. Бесхимический бридер?
• "Серийный БР" - запуск серийного производства реакторов на быстрых нейтронах.

Дополнительные системы:

• "ЖСР" - жидкосолевый реактор, топливо которого является расплавленная смесь фторидов лития и бериллия с растворенными в ней фторидами Th232 и U238. Достоинства: высокоактивные отходы состоят только из короткоживущих продуктов деления; малое потребление топлива; безопасность ввиду пассивного охлаждения.
• "ADS" - электроядерная установка, состоящая из под-критического реактора и протонного ускорителя. Предназначение: пережигание ОЯТ и радиоактивных отходов.
• "ТИН" - термоядерный источник нейтронов. Создание (исследовательской, опытной, а затем и серийной) термоядерной установки типа токамак для наработки ядерного топлива и переработки отходов реакторов типа ВВЭР.

Хочешь всегда знать и никогда не пропускать лучшие новости о развитии России? У проекта «Сделано у нас» есть Телеграм-канал @sdelanounas_ru. Подпишись, и у тебя всегда будет повод для гордости за Россию.