Реферат: Федеральное агентство по атомной энергии фгуп «цнииатоминформ» центр «атом-инновация» материалы инновационного форума росатома июнь, 2007 год москва партнеры форума

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ


ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»


ЦЕНТР «АТОМ-ИННОВАЦИЯ»


МАТЕРИАЛЫ


ИННОВАЦИОННОГО ФОРУМА


РОСАТОМА


Июнь, 2007 год


МОСКВА

ПАРТНЕРЫ ФОРУМА


ТВЭЛ

Логотип


Техснабэкспорт

Логотип


ГЦИПК

Логотип


Первоуральский новотрубный завод

Логотип


ISTC (МНТЦ)

Логотип

Содержание

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА 6

Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики 6

Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС 9

О возможности участия ФГУП МП «ЗВЕЗДОЧКА» в реализации проектов малой атомной энергетики 11

Система аккумулирования тепловой энергии (САТЭ) повысит конкурентоспособность АЭС в условиях суточного регулирования электрических нагрузок 14

Наиболее эффективные способы аккумулирования энергии и перспективы использования технологии аккумулирования энергии в атомной отрасли 19

Союз атома и газа 28

Комплексные системы управления квалификацией персонала объектов использования атомной энергии 33

Разработка и обоснование концепции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах 37

Технопарк первого наукограда России для проекта «АЭС-2006» 47

Моделирование процессов дефектообразования в структурах «Кремний на сапфире» при радиационных воздействиях 48

МАТЕРИАЛЫ 51

Нанопористые материалы 51

Наноматериалы и нанотехнологии в современной нефтегазохимической индустрии 54

Огнегасящие полимерные материалы в качестве автоматических безинерционных систем подавления возгораний 57

Масса «НИКИ» – водогазоогнестойкая уплотнительная для групповых проходов кабелей через металлические переборки 60

Технология пайки стали с цветными, тугоплавкими и редкими металлами 63

ЭКОР - материал XXI века 64

Ключевые материалы атомной отрасли 67

Новые материалы для новой экономики 70

Космические материалы атомной отрасли 73

Создание производства литированного оскида кобальта в ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» 75

Головной отраслевой научный центр стандартных справочных данных 78

Вакуумноплотные высокотемпературные электрические вводы 81

МАШИНОСТРОЕНИЕ ДЛЯ ЭНЕРГЕТИКИ 82

Совершенствование технологии изготовления статорных перегородок герметичных насосов на основе применения электронно-лучевой сварки 82

Торцовые уплотнения вала 84

Характеристики и возможности гидрорезного оборудования РФЯЦ-ВНИИТФ 85

Компактный линейный ускоритель электронов для радиационных технологий 87

Разработка энергоустановок на твёрдооксидных топливных элементах 89

Блочно-комплектные устройства для ТЭК 91

Коммерциализация контейнерных систем заправки и транспортировки сжатого природного газа 94

МЕДИЦИНА 95

Протонная терапия и терапия тяжелыми ионами – перспективное направление лучевой терапии 95

Радиологические лечебные технологии на базе источников нейтронов 98

Прибор «СТИМУЛ-БИОФИТ» 101

Новая инновационная технология лечения местных лучевых поражений 102

Инновационный подход к исследованию нарушений микроэлементного обмена у лиц, являющихся носителями радиоактивных элементов 103

Центр ионной лучевой терапии в Протвино 105

^ НАУКА И ИННОВАЦИИ 108

Правовая поддержка инновационной деятельности 108

Система приема и регистрации инновационных предложений 110

Оценка экономической эффективности инвестиционных проектов АЭС по неточным данным 119

Подходы к оценке эффективности НИОКР 122

Управление знаниями в потенциально опасных отраслях как элемент интегрированной системы менеджмента 124

Вопросы учета результатов научно-технической деятельности, созданных на федеральные средства на предприятиях Росатома 127

Работа с молодежью в научной организации 130

Развитие кадровой инфраструктуры как базового элемента инновационного развития отрасли 135

Создание отраслевой электронной библиотеки 137

Инновационная активность в России в области науки, техники и технологии 139

Новые материалы и способы фильтрации газов и жидкостей 141

Международная таблица нуклидов - 2007 143

Перевод в электронный вид фонда материалов отраслевых НИОКР и создание полнотекстовой электронной библиотеки 146

Подготовка руководителей и специалистов предприятий нефтегазового комплекса по обеспечению радиационной безопасности и организации радиационного контроля 148

Подготовка руководителей и специалистов предприятий «Росатома» для организации и проведения внутренних аудитов по экологической безопасности 151

Оптимизация процессов приобретения зарубежной информации по стоимости, времени и тематическому охвату 154

Универсальный облучательный комплекс для исследования объектов в импульсных потоках нейтронов и методом протонной радиографии 157

Исследование проблем обеспечения радиационной безопасности летного состава и сбоев аппаратуры в условиях высотных полетов 159

Автоматизированная система дистанционного обучения «Экзаменатор 2007» 162

Роль прикладных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в инновационном процессе 165

^ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И КОНТРОЛЯ 167

Опыт разработки тестового программного обеспечения ПТС и ПТК СВБУ АСУ ТП АЭС 167

Высокопроизводительный кластер «Стрела» 172

Сигнализатор уровня агрессивных электропроводящих сред 175

Аппаратура систем контроля и управления для применения на ядерноопасных объектах. Комплексная безопасность 178

Оптический детектор одоранта природного газа для газораспределительных станций в реальном масштабе времени 180

Оптический детектор йодсодержащих веществ в жидких средах, образующихся при переработке облученного ядерного топлива, в реальном масштабе времени 183

Автоматизированная система энергоучета любых видов энергоносителей АСКУЭ-ОКБМ 186

Лазерно-голографические методы исследования деформаций и вибраций конструкций 187

Неразрушающий контроль 189

Исследовательский стенд нейтронного анализа для разработки методов обнаружения вредных и опасных веществ 191

ЭКОЛОГИЯ 193

Автоматические самопромывные фильтры Амиад 193

Разработка технологии электронной дезинфекции питьевой воды и сточных вод 194

Материаловедческие аспекты утилизации литиевых химических источников тока 196

Наносенсорная нейроподобная система «электронный нос» 199

ЭЛЕКТРОНИКА 202

Портативные топливные элементы для малой электроники 202

Маршрут проектирования микросхем памяти 204

Проектирование технологии изготовления СБИС в НИИИС 207

Разработка и создание системы воздушного охлаждения силовой электроники протонных ускорителей 210

Стенд прямого контроля электронной аппаратуры при воздействии высокоэнергетических частиц космического пространства 212

Разработка систем цифровой регистрации рентгенографических изображений с использованием арсенид - галлиевых полупроводниковых детекторов 215



^ АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики
Габараев Б.А., Орлов В.В., Филин А.И., НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля

«Надо надежно перекрыть пути расползания ядерного оружия. Этого можно добиться, в том числе исключив использование в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония. Технически это вполне осуществимо. Но гораздо важнее другое — сжигание плутония и других радиоактивных элементов дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов. Открывает миру принципиально новые перспективы безопасной жизни». Эта важнейшая политическая инициатива была выдвинута Президентом РФ В.В.Путиным на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. Ядерной технологией, способной выполнить поставленные Президентом РФ задачи, является технология БРЕСТ, работы над которой были начаты в 1990 г. предприятиями Минатома России.

Требования к крупномасштабной ядерной энергетике:

1. Неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана.

2. Естественная безопасность, исключение аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях.

3. Снижение радиационной опасности РАО до уровня радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО.

4. Закрытие «энергетического» канала распространения ядерного оружия путем исключения из ЯТЦ обогащения урана и выделения плутония.

5. Экономическая выгодность производства ядерной энергии на дешёвом неисчерпаемом ядерном топливе и недорогих АЭС естественной безопасности независимо от конъюнктуры топливного рынка.

6. Защита от терроризма.

Выполнение всей суммы этих требований откроет дорогу развитию крупномасштабной ЯЭ, способной решить встающие в 21 веке перед миром проблемы топлива и энергии.

Ядерный энергетический комплекс (ЯЭК). При реализации перечисленных требований принципиальным становится вопрос о замкнутом топливном цикле (ЗТЦ) и технологии регенерации топлива, так как длительность внереакторной части ЗТЦ, должна быть минимальна. Рассмотрим на примере быстрого натриевого реактора БН-800. Время нахождения топлива в реакторе - 1,4 года. При использовании технологии регенерации на базе водной химии на централизованном заводе - длительность внереакторной части ТЦ будет ~7 лет, т.е. вне реактора будет в 5 раз больше топлива, чем в реакторе, при этом на плутонии из ОЯТ ТР – можно будет запустить в 6 раз меньше БР. Вторым доводом является избыточное воспроизводство плутония (ИВП), которого будет в 6 раз меньше.

ИВПэфф = (КВ-1)×Треакт./(Треакт +Твнереакт),

где КВ – коэффициент воспроизводства топлива в реакторе,

Треакт. – кампания топлива в реакторе

Твнереакт. – длительность внереакторной части топливного цикла.

При КВ ~ 1,2 внешний потребитель плутония будет видеть, что для него вложенный в цикл плутоний размножается с ИВПэфф=0,03 (КВэфф=1,03), т.е. бессмысленно говорить о размножении плутония в быстрых реакторах при любых коэффициентах воспроизводства.

Из этого следует, что ЗТЦ должен быть пристанционным и технология регенерации должна позволять работать с высокоактивным топливом. В пользу ПЯТЦ говорит и транспортировка свежего и облучённого уран-плутониевого топлива на централизованный завод. Транспортировка на один завод (по опыту ВВЭР-440) с одного реактора БРЕСТ-1200 потребует 10 железнодорожных составов в год, 100 реакторов - 1000 составов (~6 составов в день: 3 - принять, 3 - отправить). При этом будут использоваться 8000 контейнеров с высокоактивным ядерным топливом, что потребует трудно прогнозируемых в настоящее время мер по обеспечению безаварийности, радиационной безопасности и соблюдению режима нераспространения (50-100 кг плутония в контейнере).

При сжигании минорных актиноидов в реакторе в хранилище РАО будут находиться только продукты деления, которые после выдержки 150 – 200 лет могут быть захоронены в места добычи урана, не требуя дальних перевозок высокоактивных веществ.

Таким образом, АЭС превращается в ядерный энергетический комплекс, состоящий из АЭС, пристанционного ядерного топливного цикла и хранилища РАО.

Конструкция реакторной установки БРЕСТ-1200. Реакторная установка БРЕСТ-1200 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входят реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, паротурбинная установка, системы теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты реакторной установки от превышения давления, очистки теплоносителя первого контура, очистки газа и другие вспомогательные системы.

В качестве топлива рассматривается хорошо совместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/мК) мононитридное смешанное топливо (UN – PuN – МА), а материал оболочки - хромистая сталь ферритно-мартенситного класса.

Для снижения температуры топлива и выхода продуктов деления из топлива под оболочку зазор между топливом и оболочкой залит свинцом, обеспечивающим хороший тепловой контакт топлива с теплоносителем.

С целью увеличения проходного сечения по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, исключения потери охлаждения в аварийных ТВС при перекрытии расхода все ТВС выполняются бескожуховыми.

Вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов путем профилирования энерговыделения и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Это обеспечило хорошее выравнивание и стабильность температур свинца на выходе из активной зоны и температур оболочек твэлов.

Использование химически инертного, высококипящего расплавленного свинца позволило отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему с паровым перегревом пара и с догревом питательной воды до 340оС острым паром.

Отвод тепла от активной зоны реактора осуществляется принудительной циркуляцией свинца насосами. Циркуляция через активную зону и ПГ осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. При этом исключается неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах (~20 c).

Для снижения последствий аварии с разрывом труб ПГ применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой ПГ и ГЦН вынесены за пределы основного корпуса реактора. Такая компоновка вместе с выбранными схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора в барботеры исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора. Невысокое давление в свинцовом контуре и относительно высокая температура замерзания свинца способствуют самозалечиванию трещин, что исключает аварии с потерей охлаждения, расплавлением твэлов, истечением радиоактивного свинца в помещения РУ.

Большие размеры и вес реактора создают проблемы изготовления, транспортировки, монтажа и обеспечения сейсмической устойчивости конструкции. В БРЕСТ-1200 принято бассейновое расположение реактора и ПГ непосредственно в бетонной шахте с тепловой защитой без металлического корпуса. Поддержание температуры бетона в допустимых пределах обеспечивается естественной циркуляцией воздуха в нём.

Теплоотвод в систему аварийного расхолаживания осуществляется естественной циркуляцией воздуха в трубах Фильда, расположенных непосредственно в свинце в шахтах ПГ. Отводимая такой системой мощность 1%.

Расчеты аварийных ситуаций, включая крайние, подтверждают устойчивость реактора к ним и исключение радиоактивных выбросов, требующих эвакуацию населения.

Для обоснования работоспособности ЯЭК БРЕСТ-1200 необходимо создать опытно-демонстрационный ЯЭК, основные задачи которого: физические и теплогидравлические исследования; освоение теплоносителя; ресурсные испытания; демонстрация устойчивости реактора к тяжёлым аварийным исходным в т.ч. и без срабатывания СУЗ; освоение ПЯТЦ и технологий обращения с РАО.

В связи с этим разработан проект ЯЭК РУ БРЕСТ-ОД-300 с ПЯТЦ для площадки Белоярской АЭС. В его составе технические проекты РУ, парогенератора, насоса, перекрытия, шахты реактора, перегрузочной машины; систем РУ – разогрева, приема, подготовки и заполнения теплоносителем, компенсации давления, очистки радиоактивного газа, обработки теплоносителя газовыми смесями, воздушного охлаждения шахты, нормального и аварийного расхолаживания, локализации течи парогенератора; проекты АЭС и ПЯТЦ - генплан; технологические решения; главный корпус; машзал и второй контур; строительные решения; проект организации строительства; предварительное обоснование обеспечения безопасности; оценка воздействия на окружающую среду; проектно-изыскательские работы; технические проекты оборудования ПЯТЦ - разделка ТВС; регенерация топлива; изготовление твэлов и ТВС; оборудования по переработке РАО.

Конструкция ЯЭК БРЕСТ-ОД-300 отличается от БРЕСТ-1200 только мощностью и габаритами оборудования.

Пристанционный ядерный топливный цикл. Технический проект ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 разрабатывался на принципах естественной безопасности:

- детерминистическое исключение тяжелых радиационных, ядерных аварий при переработке и фабрикации ядерного топлива путем создания ядерно-безопасных аппаратов. Критическая масса сферы с бетонным отражателем из топлива равновесного состава составляет приблизительно 1100 кг, а в переработке находиться до 3 облученных ТВС с общей массой ядерного материала около 373 кг;

- уровень радиоактивности топлива 50-500 Ки/кг облегчает его защиту от краж;

- исключение технологий обогащения урана и выделения плутония, отказ от межобъектовой транспортировки свежего и облучённого ядерного топлива;

- упрощение проблем обращения с РАО за счет их фракционирования, трансмутации актиноидов и долгоживущих продуктов деления в ядерном реакторе;

- U-Pu топливо равновесного состава с добавлением обедненного или природного урана. Годовая производственная программа цикла предусматривает регенерацию и рефабрикацию 29 ТВС БРЕСТ-ОД-300 и 259 ТВС БН-800.

В технический проект оборудования пристанционного цикла входят - аппарат для растворения ТВС; установка для регенерации топлива (электролизер); установка получения мононитридов; установка кассетного пресса; печи удаления связующего и спекания непрерывного действия; оборудование камеры сборки, герметизации и контроля твэлов; оборудование участка изготовления ТВС; проекты систем управления.

В 2001 году была проведена экспертиза ЯЭК БРЕСТ-ОД-300. 107 специалистов и независимых экспертов в течение года анализировали проект. Экспертиза не выявила принципиальных проблем, препятствующих осуществлению проекта. Ранее энергетическим отделением РАН проводилась экспертиза, подтвердившая правильность выбранной технологии. Ядерная технология БРЕСТ способна стать основой развития крупномасштабной ядерной энергетики 21 века.

^ Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС
Елшин А.И., Татауров Р.В., НИЦ ИНМАШ

Теплообеспечение береговых населенных пунктов с низкой плотностью населения, в районах мерзлотных зон, горных местностей при энергоснабжении от плавучей АЭС наиболее эффективно с помощью прямого преобразования электрической энергии в тепло непосредственно в месте теплопотребления. В качестве электрической нагрузки плавучих атомных электростанций, несомненно, должны использоваться высоконадежные электронагревательные устройства, отвечающие следующим требованиям.

1. Обеспечение защиты от поражения электрическим током по классу электробезопасности не ниже “2” и уровня напряжения прикосновения не выше 2 В.

3. Обеспечение надежных условий пожаробезопасности. Перегрев нагревательного элемента в рабочем режиме по отношению к теплоносителю не должен превышать 20-30%.

4. Обеспечение надежности и долговечности со сроком службы не менее 30 лет или 150000 часов.

5. Функциональное безразличие к типу теплоносителя и его физико-химическим свойствам и отсутствие влияния на компонентный состав теплоносителя.

Разработанные авторами индуктивно-кондуктивные нагревательные устройства с распределенной поверхностью нагрева в полной мере отвечают этим требованиям. Эти электронагревательные устройства созданы на основе традиционного трансформаторостроения и представляют собой обычный трансформатор, вторичная обмотка которого выполняет роль камеры нагрева твердого, жидкого или газообразного теплоносителя [1].

Сущность индуктивно-кондуктивного нагревателя в отличие от индуктивных устройств с трубчатыми теплообменниками состоит в том, что каждый элемент теплообменника имеет равную электромагнитную и тепловую нагрузку. Это приводит к равномерному нагреву камеры и исчезновению локальных зон и точек парообразования. Достигнуто значение коэффициента мощности устройств на уровне 0,97–1,0; снижена материалоемкость изделия и повышена надежность функционирования. Срок службы соответствует сроку службы обычного трансформатора и достигает 150 тысяч часов и более.

Созданные в начале 90-х годов прошлого столетия индуктивно-кондуктивные нагреватели успешно эксплуатируются в промышленных зданиях, индивидуальных домах, коттеджах, спортивных лагерях, домах отдыха, сельскохозяйственных предприятиях Новосибирской, Свердловской, Кемеровской, Иркутской, Омской, Томской областей, Алтайского и Красноярского краев, Подмосковья. Пятнадцатилетний опыт эксплуатации свидетельствует о высокой эффективности, надежности и степени защиты от электропоражения устройств нагрева для электроотопления, горячего водоснабжения и технологических целей. В течение этого времени получено более 30-ти патентов на изобретения различных установок индуктивно-кондуктивного нагрева, разработан и внедрен ряд типоразмеров нагревателей мощностью: 2.7, 4, 12, 18, 24, 48, 96, 144, 244 кВт на напряжение 0.4 кВ и в 1995 г. проведена их паспортная сертификация [2].

Концерн "Росэнергоатом" 14 июня 2006 года заключил ряд контрактов с российскими предприятиями по строительству на судоверфи "Севмаш" в Северодвинске первой в мире плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС). Планируется, что плавучая АЭС с двумя судовыми реакторами КЛТ40-С суммарной мощностью более 70 мегаватт будет введена в эксплуатацию осенью 2010 года. В связи с развитием атомной энергетики малой и средней мощности представляется целесообразным разработка, проектирование, изготовление нормативно-технической документации, организации производства устройств теплоснабжения береговых коммунальных и производственных служб на базе индуктивно-кондуктивных нагревателей мощностью от 400 кВт до 6300 кВт на напряжение 6/10 кВ.

Авторами проведено предпроектное исследование технических характеристик индуктивно-кондуктивных нагревателей жидкости "ГИДРОМАГ" мощностью от 0.4 МВт до 6.3 МВт на напряжение 10/6 кВ.

Применение индуктивно-кондуктивных нагревателей, отличающихся высокой надежностью и электробезопасностью, дает возможность надежно эксплуатировать энергосистему в течение длительного времени без ремонтов и профилактических отключений.

Литература:

1. Елшин. А.И. Конструкции и расчет трансформаторных устройств низкотемпературного нагрева для жизнеобеспечения человека.  Новосибирск: Изд-во НГТУ, 2000.  140 с.

2. Интернет: www.eh-inc.nsk.su

^ О возможности участия ФГУП МП «ЗВЕЗДОЧКА» в реализации проектов малой атомной энергетики
Калистратов Н.Я., Корб В.Р., ФГУП МП «Звездочка»

Зона децентрализованного энергоснабжения занимает порядка двух третей территории России и характерна тем, что именно на этой территории проживают группы населения, малочисленные народы Севера, уровень жизни которых в значительной степени зависит от энергообеспечения поселков и соответствующих производств. С другой стороны, эта зона обладает уникальными запасами полезных ископаемых, добыча которых сдерживается или сворачивается из-за отсутствия инфраструктуры, прежде всего энергетики и транспорта. Только на Чукотке залежи полезных ископаемых оцениваются в триллион долларов. По данным Мирового энергетического агентства (МЭА), запасы нефти в перспективных районах Восточной Сибири и Дальнего Востока оцениваются в 14 млрд. тонн. Причем, на большинстве месторождений добыча пока не ведется; регион дает сейчас менее 1% общероссийского объема добычи нефти. Очевидно, что для этой обширной территории, которая отличается низкой плотностью населения, решить проблему развития энергетики путем крупного сетевого строительства практически невозможно. В России имеется пятьдесят регионов, где уже существует потребность в ТЭС малой мощности.

В этих условиях, малая атомная энергетика может и должна стать основой создания децентрализованных систем энергообеспечения. Особенно это касается всех малоосвоенных районов России и мира - Крайнего Севера, Дальнего Востока, пустынь, океанических островов, а также сверх заселенных мегаполисов. Так, по мнению японских разработчиков мини реакторов, они могут эффективно использоваться для компенсации пиковых нагрузок в крупных городских зонах, таких, как Токийский залив. В России сегодня для использования малой атомной энергетики нового поколения перспективны Северный морской путь, Чукотка, БАМ, Приполярный Урал, нефтегазовые месторождения Восточной Сибири и Дальнего Востока

Северный морской путь получил свое наибольшее развитие с появлением атомных ледоколов. Создаваемая в настоящее время в Северодвинске плавучая АТЭС является важным этапом создания комплекса малых АТЭС на протяжении всего Пути. Для завоза топлива и грузов в северные регионы РФ ежегодно тратится более 3-х млрд. рублей. Только для завоза 250 тыс. тонн жидкого топлива в арктические районы Республики Саха (Якутия), с учетом многозвенности схемы завоза (ж/д, река, море, река, автозимник), расходы достигают 1,2 млрд. рублей. Использование атомных станций малой мощности (АС ММ) различного исполнения снимет проблему завоза топлива, а использование плавучих АТЭС малой мощности значительно облегчают проблему снятия станций с эксплуатации (Бекман И.Н. Ядерная индустрия. Курс лекций).

На заседании Собрания представителей северных территорий, прошедшего 29 апреля 2004 г. в Салехарде, Президент Владимир Путин подверг резкой критике идею переселения людей из районов Крайнего Севера. По его мнению, «…федеральные власти обязаны в первую очередь заниматься развитием инфраструктуры этих регионов, а северяне не должны чувствовать себя ущемленными, необходимо обеспечить им доступ ко всем благам цивилизации». Реализация проектов малой энергетики в удаленных и северных регионах России может существенным образом повлиять на оздоровление социально- экономической ситуации в них.

Энергия – это жизнь; и кто даст энергию нашим слабо освоенным территориям, тот и будет их хозяином. По заключению специалистов НТЦ «Курчатовский институт», необходимость строительства сети плавучих, наземных, подводных, подземных, передвижных и других типов АЭС ММ уже сегодня расценивается как фактор национальной безопасности России, которым нельзя пренебречь. (РНЦ «Курчатовский институт». Система АЭС малой мощности, как фактор национальной безопасности России).

Предприятия Государственного Российского центра атомного судостроения (ГРЦАС) г. Северодвинска - единственные предприятия России, сохранившие с 90-х годов в полной мере уникальные технологии монтажа корабельной спецэнергетики на базе ЯЭУ.

ПАТЭС с реакторами КЛТ- 40С, строящаяся на ФГУП ПО «Севмашпредприятие» в Северодвинске, можно поставить только на морском побережье, а плавучие энергоблоки (ПЭБ) на базе реакторов типа АБВ-6 (эл. мощность 6–12 МВт), можно проводить в устья рек и далеко вглубь континента, по рекам, ближе к основным потребителям. Такие ПЭБ успешно могут быть построены на ФГУП МП «Звездочка», входящем в ГРЦАС, г. Северодвинск.

Проект реактора АБВ-6 может быть доработан и отлицензирован в течении полутора- двух лет, и в течение трех лет построен блок. Плавучие энергоблоки с РУ АБВ-6 привлекательны тем, что на Севере России их можно будет проводить в устья рек, далеко вглубь континента, ближе к основным потребителям. По оценкам ОКБМ, на ближайшую перспективу потребность составит до 30 таких ПАТЭС (ОКБМ им. И.И.Африкантова, Виталий Петрунин. Интервью по итогам поездки в Казахстан, 10.08.2006 г.)

ФГУП МП «Звездочка» – это ведущая Российская верфь, специализирующаяся на ремонте и переоборудовании атомных подводных лодок и надводных кораблей с ЯЭУ. Предприятие является также одним из основных исполнителей программы комплексной утилизации атомных подводных лодок, выводимых из состава Военно-морского флота на Северо-западе России.

Предприятие более 40 лет занимается ремонтом и переоборудованием АПЛ. На предприятии освоены и до настоящего времени не утрачены самые современные технологии, обеспечивающие качество и надежность ремонтируемой военной техники, оборудования и систем ядерных энергетических установок.

С начала производственной деятельности на ФГУП МП «Звездочка» прошли ремонт, модернизацию и переоборудование более 80 единиц атомных подводных лодок.

Одним из направлений деятельности предприятия является военно-техническое сотрудничество. В соответствие с Распоряжением Президента РФ ФГУП МП «Звездочка» получила «Свидетельство на право осуществления внешней торговой деятельности…» в отношении продукции военного назначения в части, касающейся поставок запасных частей, агрегатов учебного и вспомогательного имущества, а также работ по техническому обслуживанию и ремонту этой продукции.

За последние годы, в рамках международных программ, на предприятии, введены уникальные объекты инфраструктуры:

- Специализированный комплекс промышленной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ всех типов, соответствующий мировым стандартам по ядерной, радиационной и экологической безопасности. Свидетельством этого является присуждение предприятию звания лауреата «Национальной экологической премии» в 2004 году за проект «Внедрение технологии экологически чистого производства утилизации АПЛ на ФГУП МП «Звездочка»;

- Специализированный, стационарный комплекс по переработке радиоактивных отходов;

- Береговой комплекс по выгрузке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с площадкой временного хранения на 60 контейнеров с ОЯТ.

Вся эта инфраструктура может быть с максимальным эффектом использована при строительстве, эксплуатации, ремонте и утилизации ПАТЭС с РУ КЛТ – 40 с, строящейся на ПО «Севмашпредприятие», а также при строительстве других типов ПАТЭС (типа АБВ- 6м и др.) на ФГУП МП «Звездочка».

Филиалом Концерна «Росэнергоатом», «Дирекцией строящихся плавучих атомных станций», разработана «Концепция генеральной схемы размещения АСММ на территории РФ». ФГУП МП «Звездочка» считает реальным частичное использование имеемого производственного и технического потенциала для решения энергетических проблем Севера и отдаленных регионов России и участие предприятия в реализации проектов в рамках этой «Концепции…», а именно:

1. Участие в кооперации по подготовке эксплуатационного персонала, технического обслуживания и эксплуатации ПАТЭС.

2. Участие в разработке базового проекта ПАТЭС с РУ АБВ-6м для серии плавучих станций Изготовление и сдача в эксплуатацию ПАТЭС с РУ АБВ-6м.

3. Участие в проектах по освоению мирового рынка опреснения, изготовление плавучих атомных опреснительных комплексов на безе плавучего энергоблока (ПЭБ) с РУ АБВ-6.

4.Участие в проектах «Концерна «Росэнергоатом» по строительству необходимого количества «Плавучих и наземных атомных станций» с реакторами малой и средней мощности для выработки эл. энергии, тепла и опреснения морской воды.

5. Участие в проектах подводной электроэнергетики.

К преимуществам предприятий ГРЦАС г. Северодвинска относится наличие квалифицированного персонала, развитой инфраструктуры, научно-технической базы по обращению с ОЯТ и РАО, а также возможность проведения всех видов испытаний ЯЭУ, с обеспечением сдачи ПАТЭС «под ключ», и сервисным обслуживанием.

^ Система аккумулирования тепловой энергии (САТЭ) повысит конкурентоспособность АЭС в условиях суточного регулирования электрических нагрузок
Сопленков К.И., Чаховский В.М., Воронин А.Л., ОАО «ВНИИАЭС»

Утвержденная в 2006 году Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предполагает масштабное строительство новых атомных энергоблоков, призванных заменить выбывающие мощности и удовлетворить непрерывный рост энергетических потребностей населения и хозяйства страны. Если до 2012 года в строй войдут строящиеся сейчас энергоблоки АЭС, то в 2011-2015 году планируется построить десять энергоблоков АЭС и начать строить столько же. В целях ускорения строительства атомных энергоблоков предусматривается их строительство по типовому проекту, получившему условное название «АЭС-2006». Именно такие темпы строительства новых энергоблоков необходимы, чтобы обеспечить рост доли ядерной генерации в производстве энергии.

Задача строительства новых энергоблоков и повышения доли атомной генерации актуальна также в связи с растущей степенью износа генерирующих мощностей, причем темпы старения оборудования электростанций опережают их обновление. Износ активной части фондов в электроэнергетике находится на уровне 60-65%. К настоящему времени доля оборудования на электростанциях, выработавшего свой ресурс, превысила 15% всех мощностей, которые по этой причине не могут привлекаться к работе в маневренных режимах. Ситуация усугубилась ещё и тем, что за последние 10 лет вводы мощностей сократились в 5 раз по сравнению с 1980-ми годами.

За последние годы неоднократно говорилось, что решение имеющихся энергетических проблем невозможно без использования атомной энергии. Применительно к нашей ситуации это означает, что в ближайшие 5-10 лет складывающееся состояние в электроэнергетике ведет к неизбежной постановке задачи по изысканию возможностей участия АЭС в регулировании нагрузки в ЕЭС России. Институт «Энергосетьпроект» прогнозирует, что покрытие переменной зоны графика электрических нагрузок в отдельных объединенных энергосистемах (ОЭС) невозможно будет обеспечить без участия АЭС, начиная с 2015 г.

Однако при увеличении роли АЭС в энергообеспечении возникает такая проблема, как регулирование подачи тепла в разное время суток – увеличение мощности в дневное время, когда работают промышленные предприятия и увеличено потребление электроэнергии населением и, соответственно, ночное время, когда потребности в энергии, и, соответственно, мощности, значительно снижаются. Обеспечить такое регулирование мощности технологически нетрудно для тепловых и гидроэлектростанций, однако произвольно менять мощность ядерного реактора значительно труднее. В принципе, есть два пути решения проблемы – либо создание АЭС с улучшенными маневренными характеристиками (позволяющими в определенных пределах менять мощность реактора в зависимости от потребностей в энергии), либо создание механизмов, позволяющих в ночное время, когда потребности в вырабатываемой энергии минимальны, запасать вырабатываемую тепловую тем, чтобы днем, когда энергетические потребности как промышленности, так и населения резко возрастут, выдавать запасенную энергию потребителям.

На АЭС решать эту задачу возможно одним из следующих способов:

- разработка специализированных высокоманевренных АЭС, допускающих изменение мощности энергоблока в широком диапазоне. Несомненно, что для этого потребуются многомиллиардные затраты. Важно, что использование специализированных маневренных АЭС ведет к снижению КИУМ и к росту упущенной выгоды от недовыработки электроэнергии;

- создание систем аккуму