Второе заседание семинара проекта «ПРОРЫВ» по направлению: «Получение ядерных энергоресурсов на базе замкнутого ядерного топливного цикла»

23 марта на московской площадке НИЯУ МИФИ с телекоммуникационным участием обособленных подразделений университета и приглашенных представителей предприятий Госкорпорации «Росатом» состоялось второе заседание постоянно действующего семинара проекта «ПРОРЫВ» по направлению: «Получение ядерных энергоресурсов на базе замкнутого ядерного топливного цикла».

Проект «ПРОРЫВ» посвящен разработке технологий ядерной энергетики естественной безопасности на основе реакторов на быстрых нейтронах и замкнутого ядерного топливного цикла.Кардинальное решение проблемы устойчивого развития атомной генерации в мировой экономике на длительную перспективу требует инновационного развития ядерных технологий, обеспечивающих выполнение следующих базовых требований:

• исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более, отселения населения вблизи атомного энергоблока;
• обеспечение конкурентоспособности атомной  энергетики в сравнении с электрогенерацией на органическом топливе при учёте всех затрат как углеводородного, так и замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), сравнения с открытым ядерным топливным циклом;
• технологическое замыкание ЯТЦ для полного использования энергетического потенциала уранового сырья;
• последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному добываемому урановому  сырью) захоронению образующихся радиоактивных отходов (РАО);
• технологическое укрепление режима нераспространения: последовательный отказ от обогащения урана для гражданской атомной энергетики, наработки  плутония в бланкетах реакторов на быстрых нейтронах  и выделения материалов оружейного качества  при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов;
• снижение капитальных затрат на сооружение АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, по крайней мере, до уровня АЭС с реакторами на тепловых нейтронах за счет технологических (реакторы с естественной безопасностью) и проектно-конструкторских решений, присущих только реакторам на быстрых нейтронах.

В докладе на семинаре главного конструктора базового проекта «Разработка и сооружение опытно-демонстрационного  энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем» (ОАО «НИКИЭТ») В.В.Лемехова  был подробно  описан энергоблок с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем. По оценкам, приведенным в докладе, результаты  анализа переходных процессов на реакторной установке  БРЕСТ-ОД-300 показывает возможность исключения тяжёлых аварии, требующих эвакуации населения за пределами энергоблока при использовании, прежде всего, физических свойств теплоносителя, топлива и других компонентов реактора, а также технических решений, направленных на реализацию принципа естественной безопасности. Сформулированы основные проблемы, решение которых должно обеспечить создание демонстрационной установки с реактором БРЕСТ:

•  работа с равновесным составом топлива с коэффициентом воспроизводства порядка единицы в ЗЯТЦ;
• промышленное освоение реакторных технологий со свинцовым теплоносителем (поддержание кислородного режима теплоносителя, перегрузка изделий активной зоны, работа и обслуживание оборудования первого контура);
• подтверждение заложенных характеристик естественной безопасности (нейтронно-физические, теплогидравлические характеристики, работоспособность изделий активной зоны);
• демонстрация возможностей реакторных технологий со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной энергетики (надёжность, безопасность, эксплуатационная пригодность) в ЗЯТЦ.

  В докладе начальника отдела технико-экономического анализа ОАО «НИКИЭТ» Н.А.Молоканова было дано  описание экономических показателей  замкнутого ядерного топливного цикла и  сравнение различных вариантов на базе использования технико-экономического моделирования. Проанализированы экономические показатели топливных циклов реакторов на тепловых и быстрых нейтронах: параметрические задачи обеспечили  возможность сравнения показателей при различных  технологических подходах, в частности,  к формированию стартовой загрузки ядерного топлива.  Обсуждение докладов с использованием интернет-трансляции семинара и участим представителей обособленных подразделений НИЯУ МИФИ показало высокую заинтересованность аудитории. Особую активность, несмотря на разницу во времени, проявили сотрудники СТИ НИЯУ МИФИ: задавали вопросы, высказывали соображения, участвовали в дискуссии.

В  заключительном  слове руководитель постоянно действующего семинара, первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ им.  академика А.А.Бочвара» В.Б.Иванов подвел итоги обсуждения и наметил план дальнейшей работы семинара. Очередное заседание запланировано на конец апреля, его предполагается посвятить проблемам технологии получения ядерного топлива.