Госкорпорация «Росатом» подвела итоги выполнения в 2022 году комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ» (КП РТТН). Все ключевые показатели по пяти федеральным проектам программы выполнены.
Проект первый. Безотходный атом
В рамках первого федерального проекта КП РТТН (инициатива социально-экономического развития «Новая атомная энергетика») создаётся опытно-демонстрационный энергокомплекс с замыканием ядерного топливного цикла. Задача – впервые в мире продемонстрировать на практике работоспособность концепции «безотходного атома», когда отработавшее ядерное топливо снова и снова используется для генерации электроэнергии.
В федеральном проекте также разрабатываются новые типы реакторов следующего поколения – более безопасные и экономически, в том числе экспортно-, привлекательные. Большое внимание уделено атомным станциям малой мощности, необходимым для развития удалённых и изолированных от энергосистем районов и также имеющим большой экспортный потенциал.
Так, разработан технический проект реакторной установки РИТМ-200Н, которая станет основой для атомных станций малой мощности (АСММ). Введена в эксплуатацию первая очередь учебно-тренировочного информационного центра Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), сооружаемого в рамках проекта «ПРОРЫВ». Активная зона реактора БН-800 (энергоблок № 4 Белоярской АЭС) была на 93% загружена МОКС-топливом. Получены результаты НИОКР в области замыкания ядерного топливного цикла, создания атомных станций малой мощности и теплоснабжения, промышленных реакторов на быстрых нейтронах.
Второй проект. Двухкомпонентная атомная энергетика
Второй федеральный проект направлен на создание экспериментально-стендовой базы для разработки технологий двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом. Одним из ключевых направлений проекта является строительство многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР. Его основное предназначение – проведение реакторных испытаний инновационных конструкционных и топливных материалов активных зон ядерно-энергетических систем четвертого поколения, включая реакторы на быстрых нейтронах и тепловые реакторы малой и средней мощности. Установка станет самым мощным из действующих, сооружаемых и проектируемых исследовательских реакторов на быстрых нейтронах, аналогов которому нет в мире. На базе ректора МБИР также создается Международный центр исследований (МЦИ МБИР), развитие которого заложит фундамент для продвижения технологий реакторов на быстрых нейтронах на мировом рынке.
Выполнены запланированные исследования в обоснование безопасности многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР и продления сроков эксплуатации БОР-60. Создан Консультативный совет МЦИ МБИР, в состав которого вошли ведущие российские и зарубежные эксперты атомной отрасли. В апреле 2022 года на площадку сооружения МБИР доставили корпус реактора (установка корпуса реактора в проектное положение была завершена в январе 2023 года).
Третий проект. Управляемый термоядерный синтез
Третий федеральный проект посвящен разработке технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий.
ГНЦ РФ ТРИНИТИ совместно с АО «НИКИЭТ разработан и изготовлен внутрикамерный элемент защиты первой стенки, а также литиевый лимитер для экспериментов на российском токамаке Т-15МД. На малом токамаке Т-11М, расположенном в ГНЦ РФ ТРИНИТИ, специалисты провели эксперименты по изучению влияния инжекции мелкодисперсного лития на параметры плазмы. Все эти устройства важны для защиты первой стенки токамака от потоков частиц с высокой энергией и получения режимов работы токамака Т-15МД с самыми высокими параметрами. Ожидается, что разрабатываемая технология также найдет свое применение в токамаке реакторных технологий (ТРТ), который разрабатывается как важнейший необходимый этап на пути к созданию демонстрационного термоядерного реактора.
В Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ» (НИЯУ МИФИ, опорный вуз Госкорпорации «Росатом») был разработан и создан кольцевой лимитер учебного исследовательского токамака МИФИСТ с интегрированным комплексом электромагнитных диагностик (пояс Роговского, катушки Мирнова). Показана возможность предыонизации плазмы с помощью системы ионно-циклотронного (ИЦР) нагрева и определен порог необходимой для этого вкладываемой мощности. Разработаны распределённая система сбора, система хранения и визуализации измерений на токамаке МИФИСТ.
В Санкт-Петербургском политехническом университете им. Петра Великого (вуз входит в Консорциум опорных вузов Росатома) были созданы эскизные и технические проекты конструкторской документации трех стендов различных технологий доставки топлива в термоядерный реактор.
В части работ по созданию прототипа плазменного ракетного двигателя в 2022 году в ГНЦ РФ ТРИНИТИ создали ускоритель плазмы с системой предварительной ионизации рабочего тела, экспериментально исследовали энергобаланс в плазменном потоке с высоким удельным импульсом и разработали методы повышения ресурса электродов в нем. Изготовить прототип двигателя планируется в 2024 году.
Четвертый проект. Новые материалы и технологии
Четвертый проект посвящен разработке новых материалов и технологий для перспективных энергетических систем. В рамках четвертого проекта работы ведутся в трех научных направлениях: разработка новых материалов и технологий для существующих и перспективных энергоустановок, синтез сверхтяжелых элементов и изучение свойств вещества в экстремальном состоянии (ЭСВ), создание исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР).
В рамках еще одного НИОКР специалисты завершили исследования по модификации поверхности металлических материалов плазменно-лазерной обработкой. В частности, разработали технологию лазерного ударного упрочнения, которая позволяет убрать внутренние напряжения, возникшие в металлических образцах, повысить их усталостную прочность и долговечность без последующей механической обработки. В результате увеличиваются прочностные характеристики конструкционных сталей, из которых изготавливаются элементы газовых турбин: твердость поверхности повышается в 3,5 раза, а шероховатость поверхности уменьшается на 25%. Для обработки изделий сложной формы создана установка по воздействию импульсными плазменными потоками.
В рамках федерального проекта по новым материалам и технологиям специалисты научного дивизиона Росатома в 2022 году создали методику ускоренных испытаний, позволяющую сократить цикл разработки нового материала в 3-4 раза. Она показала свою эффективность при разработке твэлов из бескислородного углеволокна на основе карбида кремния, а также конструкционных топливных материалов для реакторов типа БР, БН, БРЕСТ.
Специалисты дивизиона также разработали технологию и изготовили опытно-промышленную партию заготовок новой марки стали аустенитного класса с повышенными прочностными свойствами. Такая сталь будет востребована при создании атомных станций малой мощности. Из новых высокопрочных облегченных материалов команда проекта получила ступенчатые поковки корпусов водо-водяных реакторов: ВВЭР-СКД и ВВЭР-С. Помимо этого, для первой установки выбрали и обосновали ключевой конструкционный материал, а для второй установки в промышленных условиях выполнили сварное соединение элементов ее корпуса.
Разработали и изготовили два 3D-принтера, на которых можно создавать изделия из керамических (методами FDM/LDM и SLA) и полимерных (методами FDM) материалов. Такой способ значительно сокращает сроки изготовления нужных деталей, а также оптимизирует себестоимость производства. В НИИ НПО «ЛУЧ» собрали первый отечественный, не имеющий аналогов в мире трехосевой сканатор. Он обеспечивает контроль температуры и модулирующее воздействие на материал при кристаллизации во время селективного лазерного плавления, позволяет управлять структурой материала во время 3D-печати изделий.
В направлении изучения свойств вещества в экстремальном состоянии (ЭСВ) в ГНЦ РФ ТРИНИТИ в прошлом году создали стенд по исследованию коррозии металлов в условиях одновременного воздействия влажного воздуха и ионизирующего излучения, сокращающий необходимое время эксперимента в тысячи раз. В рамках проекта по созданию комплекса для синтеза новых сверхтяжелых элементов в ГНЦ НИИАР разработали радиохимические технологии получения изотопов трансплутониевых элементов – мишенных материалов для синтеза новых элементов периодической таблицы Менделеева.
В рамках создания исследовательского жидкосолевого реактора команда в прошлом году завершила один из ключевых этапов – эскизное проектирование. До конца 2024 года по этому федеральному проекту команда рассчитывает получить не менее 11 новых материалов, которые при сохранении ресурсных показателей будут обладать более высокими прочностью, коррозионными и радиационными свойствами, а также шесть образцов новой техники.
Пятый проект. Серийное строительство АЭС
Пятый федеральный проект нацелен на практическую отработку технологий серийного строительства энергоблоков АЭС. Первым этапом, реализуемым сегодня, является наработка опыта строительства на Курской АЭС-2 энергоблоков с реакторами ВВЭР-ТОИ, которые рассматриваются как основа российского экспорта ядерных энергетических технологий на ближайшую перспективу.
По федеральному проекту по отработке технологий серийного строительства энергоблоков АЭС, в 2022 году на энергоблоке № 1 Курской АЭС-2 установлен в проектное положение корпус реактора, а на энергоблоке № 2 завершено бетонирование перекрытия установки главного циркуляционного насоса. Готовность Курской АЭС-2 к вводу в промышленную эксплуатацию доведена до 37,48 % (план – 37,3 %).
В планах на 2023 год – завершение разработки технического проекта комплекса обращения с ядерным топливом АСММ с реакторной установкой РИТМ-200Н, монтаж опорной плиты корпуса блока в рамках сооружения установки БРЕСТ-ОД-300, загрузка МОКС-топливом на 100% активной зоны реактора БН-800, получение результатов НИОКР в области создания ОДЭК и будущих промышленных энергокомплексов. В 2023 году в рамках проекта по сооружению Курской АЭС-2 на энергоблоке № 1 планируется установить в проектное положение дизель-генераторные установки, на энергоблоке № 2 – завершить устройство шахты реактора.
