Инжиниринг. Истории об истории

Ученые «Росатома» проводят эксперименты и по инерциальному термоядерному синтезу. В 2019 году была собрана камера взаимодействия лазерного излучения с мишенью для самой мощной лазерной установки в мире, созданной в Сарове. Примечательно, что идею ее создания советские ученые предложили еще в 1961 году, так что она, зарожденная в прошлом, реализована в настоящем, которое стремительно, прямо на наших глазах, превращается в будущее. Быстрые реакторы Вместе с тем в ближайшие десятилетия ведущая роль сохранится за традиционной атомной энергетикой, основанной на реакциях деления ядер урана. Однако, если продолжать использовать ядерное топливо так, как это делают большинство АЭС в мире — с реакторами на тепловых низкоэнергетических электронах, — уже в обозримом будущем наступит исчерпание разведанных запасов урана. Выход — ядерные реакторы на быстрых нейтронах, технология, в которой Россия на сегодня является безусловным лидером. Представьте, что зола, которая осталась в костре после сгорания дров, в специальной печи вновь превращается в топливо. Причем энергетический потенциал этой золы в 141 раз превосходит дрова. Именно такой эффективностью может в перспективе обладать реактор на быстрых нейтронах. Тепловые реакторы также называют «медленными», потому что в качестве теплоносителя в них используется вода, которая замедляет нейтроны и отнимает у них энергию. В таком состоянии нейтроны способны вызывать деление только ядер 235U, которого в уране всего 0,7 %. Для первых в мире и пока единственных промышленных реакторов на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется расплавленный натрий, который не замедляет нейтроны. При организации замкнутого топливного цикла быстрые реакторы способны будут дожигать весь 238U, а это уже 99,3 % урана. Быстрые реакторы в качестве топлива могут также использовать торий, запасы которого втрое превышают запасы урана.

Уран-плутониевая диета

24 февраля 2021 года четвертый блок Белоярской АЭС с реактором БН-800 был включен в сеть после планово-предупредительного ремонта. Впервые в реактор было загружено только уран-плутониевое топливо — 160 сборок. Доля МОКС-топлива, с которым связывают завтрашний день атомной энергетики, выросла до трети. В январе 2022 года — до двух третей. В конце июня во время планового ремонта в реактор загрузили последнюю треть, а в начале сентября 2022 года блок включили в сеть. Это важный шаг в выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла. «До настоящего времени в основном только Франция промышленно использовала МОКС-топливо для выработки электроэнергии. Для изготовления такого топлива использовали плутоний, наработанный в реакторах на тепловых нейтронах. Его добавляли в количестве до 5 % к урану, обогащенному по 235-му изотопу. Это была попытка перейти от открытого ядерного топливного цикла к замкнутому, — поясняет начальник отдела технологий топлива для быстрых и газовых реакторов ВНИИНМ Андрей Давыдов. — Россия же пошла по другому пути: использование МОКС-топлива в реакторах на быстрых нейтронах позволяет вовлечь порядка 20 % плутония».

Следующий гигантский шаг — БН-1200, первый в мире коммерческий быстрый реактор с натриевым теплоносителем, на площадке сооружения которого начались инженерные изыскания.

(По материалам газеты «Страна Росатом».)

Прорыв «Бреста»

Реализуемый Госкорпорацией «Росатом» проект «Прорыв» нацелен на создание ядерно-энергетических комплексов, включающих в себя АЭС, производства по регенерации и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла для крупномасштабной ядерной энергетики и отвечающих следующим базовым требованиям: 1) исключение на АЭС аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения; 2) обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с альтернативной генерацией; 3) формирование ЗЯТЦ для полного использования энергетического потенциала природного уранового сырья; 4) последовательное приближение к радиационному эквиваленту природного сырья и подлежащего захоронению РАО; 5) технологическое укрепление режима нераспространения: последовательный отказ от обогащения урана для ядерной энергетики, наработки оружейного плутония и его выделения при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов.

На территории Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК) в составе энергоблока с реактором четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. ОДЭК будет замыкать ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки (МП) облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации (МФР) для изготовления стартовых ТВЭЛов из привозных материалов, а впоследствии — ТВЭЛов из переработанного облученного ядерного топлива.

Инновационные ВВЭР