Российский атом

На данный момент российская атомная отрасль как в целом, так и в отдельных ядерных технологиях является сильнейшей в мире. Россия в лице Государственной корпорации Росатом занимает первое место по количеству одновременно сооружаемых АЭС, является абсолютным лидером на рынке конверсии и обогащения урана, одна из немногих стран обладающих всеми известными ядерными технологиями, а некоторыми – единолично. Отставание есть только в области ядерной медицины, но отставание количественное, а не технологическое.

История атомной энергетики России

Теоретические исследования

С началом ХХ века ученые многих стран стали изучать новый по тем временам и практически неизведанный мир ядерной физики. По сути до начала 30-х годов шло активное накопление идей, гипотез, разрозненных экспериментальных фактов. Научный мир не был политизирован, никто еще и помыслить не мог к чему приведут все эти исследования, ведь только в 1932 году английским физиком Джеймсом Чедвиком был открыт нейтрон, а вслед за этим появились предположения о строении атомов и их ядер. Ученые свободно обменивались результатами работ, вокруг именитых физиков собирались интернациональные коллективы учеников, например, с 1921 по 1934 молодой советский физик Петр Капица работал в Кембридже под руководством самого Эрнеста Резерфорда, а другой будущий известный физик-теоретик Георгий Гамов сначала летом-осенью 1928 года проходил стажировку в немецком Гёттингене у Макса Борна, сразу после этого, до весны 1929 работал в Копенгагене с Нильсом Бором по его личному приглашению и осенью того же года снова вернулся в Копенгаген.

Новая область оказалась очень обширной и вовлечены в нее были практически все физики, химики и математики того времени. Не были исключением и советские ученые, которые пусть отчасти обособленно, но работали в том же направлении, были известны в научных кругах Европы и вносили значительный вклад в развитие новой науки.

Но в 1933 году, с приходом к власти в Германии нацистов, напряжением обстановки в Европе и массовой эмиграцией немецких ученых в Англию и США, научные круги практически обособились. Вплоть до начала Второй мировой войны работы по ядерной тематике проводились еще более менее открыто, но с появлением информации о достижениях оставшихся в Германии немецких ученых, началом военных действий в Европе и осознанием сил, заключенных в атомном ядре, проекты по исследованию свойств ядра в Англии, США, Германии и СССР были засекречены.

Советские ученые продолжали интенсивные теоретические и практические работы по изучению физики атомного ядра и не менее важной радиохимии, но с нападением Германии на СССР 22 июня 1941 финансирование исследований было существенно сокращено, институты были эвакуированы, часть ученых привлекли к работе над нуждами фронта и на полтора года работа практически остановилась, тогда как в Англии и США работы по этой проблеме продолжались, а по некоторым сведениям даже ускорились.

Основные события предвоенного периода 1932-1940

1932

Дмитрий Иваненко первым предложил нейтрон-протонную модель атома (Вернер Гейзенберг высказал аналогичную мысль позже)

Дмитрий Иваненко совместно с Е. Н. Гапоном разработали оболочечную модель атомных ядер

Расщепление ядра атома лития в Харьковском Физико-Техническом институте, 10 октября

1933

Создание комиссии по изучению атомного ядра АН СССР

Первая Всесоюзная конференция по ядерной физике в Ленинграде, 24-30 сентября

1934

Павел Черенков открыл новое оптическое явление (излучение Черенкова-Вавилова), за что потом получил Нобелевскую премию по физике

Александр Бродский получает первую в СССР тяжелую воду

1935

Игорь Курчатов совместно с сотрудниками открыл ядерную изомерию

1936

Вторая Всесоюзная конференция по ядерной физике в Москве, 20-26 сентября

1937

Запуск первого в Европе циклотрона Львом Мысовским и Игорем Курчатовым

1938

Третья Всесоюзная конференция по ядерной физике в Ленинграде, 1-6 октября

Постановление президиума АН СССР "Об организации в Академии наук работ по исследованию атомного ядра", 25 ноября

1939

Юлий Харитон и Яков Зельдовский впервые осуществили расчет цепной реакции деления урана

1940

Первое Всесоюзное совещание по химии изотопов, 16-17 апреля

Константин Петржак и Георгий Флёров открыли спонтанное деление урана, май

Предложение Александра Виноградова об использовании гексафторида урана для разделения изотопов урана, июль

Предложения Игоря Курчатова, Юлия Харитона, Льва Русинова и Георгия Флёрова об использовании энергии деления урана в цепной реакции, 29 августа

Предложения Александра Ферсмана о форсировании работ по разведке и добыче урановых руд, 5 сентября

Доклад Ферсмана о результатах поисков месторождений урановых руд в Средней Азии, 30 ноября

Проект атомной бомбы Харьковского физтеха – первый проект атомной бомбы в СССР

Доклад Курчатова о делении тяжелых ядер

Предложение Фрица Ланге, Виктора Маслова и Владимира Шпинеля по центрифужному способу разделения изотопов урана

Ф-1. Первый атомный котел

28 сентября 1942 года выходит Распоряжение ГКО № 2352сс «Об организации работ по урану», которое и положило начало Атомному проекту СССР. Распоряжение предписывало создать при АН СССР Специальную лабораторию атомного ядра (Лаборатория № 2, теперь это НИЦ «Курчатовский институт») для координации работ по атомному проекту.

Через два месяца, 27 ноября 1942 выходит Постановление ГКО № 2545сс «О добыче урана» по которому часть сил занятых на добыче висмута и обработке радия переводится на работу по добыче урана и предписывается где и в каких объемах уран добывать и обрабатывать.

В конце января 1943 года Курчатов и Алиханов составляют план работ Специальной лаборатории, которая создается уже к апрелю – под нее выделяется большой участок площадью 120 га на окраине Москвы (сейчас это район Октябрьское поле).

Атомную бомбу можно было создать или на основе урана-235 или на плутонии-239. Решено было, что быстрее и дешевле сделать бомбу с плутониевой начинкой, а чтобы получить плутоний можно было только в специальном устройстве, называемом атомный котел (уже позже, примерно с 1955 года их стали называть ядерными реакторами).

Но опыта сооружения таких устройств не было и нужны были материалы (уран, графит, сталь) неслыханной по тем временам химической чистоты. Все приходилось делать в первый раз. Теорию котла и методику его расчета выполняли Ю. Б. Харитон, Я. Б. Зельдович, И. Я. Померанчук, И. И. Гуревич. Технологию получения урана – З. В. Ершова и Н. П Сажин. Производство сверхчистого графита – В. В. Гончаров и Н. Ф. Правдюк.

Сразу с нуля создавать котел, который вырабатывал бы плутоний в промышленных объемах было несерьезно и сначала решили построить небольшой прототип для отработки технологии и проверки на практике ряда вопросов.

И вот, после решения всех задач, после добычи урана буквально по крупицам из всех известных источников в ноябре 1946 года началась сборка самого котла. Коллектив Лаборатории № 2 численностью около 30 человек вручную слой за слоем укладывали графитовые брикеты и урановые блочки будущей активной зоны котла. Она представляла собой сферу диаметром около 6 метров и содержала 400 тонн графита и 50 тонн урана.

Реактор Ф-1

К вечеру 25 декабря 1946 года был уложен последний 62-й слой активной зоны. Перед тем как поднять поглощающие стержни, еще раз проверили все системы безопасности. Но на всякий случай возле троса, на котором был подвешен кадмиевый стержень аварийной защиты, Игорь Васильевич велел положить самый обыкновенный топор: если возникнет аварийная ситуация, а приборы защиты не сработают, трос нужно было перерубить, тогда стержень упадет в активную зону и прервет цепную реакцию.

У пульта управления остались только ответственные за работу основных систем котла и уполномоченный Совета министров Н. И. Павлов. Игорь Васильевич сам сел за пульт и начал извлекать из активной зоны кадмиевые стержни. Счетчик радиации - "щелкун" - зафиксировал нейтронный поток, который рос в геометрической прогрессии. Когда, по показаниям гальванометра, выделяемая в котле тепловая мощность достигла нескольких десятков ватт, Курчатов с помощью регулирующих стержней стабилизировал процесс и вскоре, используя стержень аварийной защиты, заглушил реакцию. Всего в этот день котел проработал около четырех часов.

Так был создан и запущен первый в Европе и СССР ядерный реактор, известный сейчас как Первый Физический, Ф-1, тогда – Агрегат № 01. Уран-графитовый, без охлаждения, с кадмиевым стержнем в качестве аварийной защиты. Он развивал тепловую мощность до 1000 кВт, тогда как первый американский реактор (CP-1, Чикагская поленница), построенный 4 годами ранее, редко достигал мощности 1 кВт. Он стал первым в длинной и славной истории укрощения ядра советскими и российскими физиками, химиками, инженерами. Он до сих пор в рабочем состоянии и периодически запускается для выполнения экспериментов и обучения молодых специалистов.

Становление атомной энергетики. АМ-1

Всего через полтора года, 15 июня 1948 года в Челябинске-40 (теперь город Озерск) запускают первый промышленный реактор А-1 (Агрегат № 1) мощностью 100 МВт для наработки плутония. У него уже имеются охлаждение и биологическая защита. Именно он обеспечил страну плутонием для создания первой советской атомной бомбы РДС-1.

В 1949 запускают первый экспериментальный реактор на тяжелой воде.

В 1950 снова в Челябинске-40 запускают усовершенствованный вариант первого реактора – АВ-1, а через год еще два реактора - АВ-2 и реактор АИ для наработки трития, а еще через год, в 1952 – АВ-3. Стоит отметить что все они безаварийно проработали до наших дней, более 30 лет.

Но все это «военные» реакторы, созданные для разрушения монополии США на ядерное оружие, хотя уже с середины 40-х годов всем участникам атомного проекта стало ясно, что огромную мощь ядерной энергии можно и нужно использовать для выработки столь нужного разрушенной войной стране электричества и с 1949 года начинаются поисковые расчеты и первые проектные проработки будущей установки Атома Мирного.

Несмотря на уже большой опыт постройки реакторов необходимо было решить еще множество новых задач, параллельно проводились расчеты, изыскания и создавалась практически с нуля новая промышленность, но все равно 26 июня 1954 года в Обнинске впервые в мире электрический ток, полученный на атомной станции, потек по сети Мосэнерго. Да, это была настоящая атомная электростанция, такая, какими мы их знаем сегодня. Проработала АЭС-1 (АМ, АМ-1) без малого 50 лет – до 2002 года.

Дальнейшее развитие

Так повелось в советской атомной отрасли, что все разработки и технологии были двойного назначения – для мира и для войны. Первая АЭС не стала исключением. Она стала важнейшей экспериментальной и учебной базой как для технического совершенствования корабельных ЯЭУ, так и для подготовки экипажей АПЛ. А несколько позже в 1956 году, там же, на территории Физико-энергетического института в Обнинске, был построен действующий прототип ЯЭУ АПЛ (стенд 27/ВМ). Еще через два года, в 1958 спущена на воду первая советская атомная подводная лодка К-3 «Ленинский комсомол» прослужившая более 30 лет – до 1991 года. Реактор ни разу не подводил.

АПЛ К-3 "Ленинский комсомол"

Примерно в то же время, в 1955, произошло еще одно историческое событие для отрасли – запущен первый реактор на быстрых нейтронах БР-1. Маленький, экспериментальный, но – «быстрый».

В 1964 году мир впервые услышал странную на первый взгляд аббревиатуру – ВВЭР. Водо-Водяной Энергетический Реактор, по западной классификации PWR – Pressurized Water Reactor. Первый блок Нововоронежской АЭС положил начало почти пятидесятилетней истории одной из самых удачных, надежных и распространенных ветвей развития ядерных реакторов. Потом будет построено больше 60 блоков АЭС с реакторами этого типа в 10 странах и на данный момент есть заказы на еще почти 20 реакторов.

В 1973 году на площадке Ленинградской АЭС запущен первый реактор серии РБМК.

В том же году около казахстанского города Шевченко (теперь Актау) запущен первый коммерческий реактор на быстрых нейтронах БН-350, который кроме электричества еще и опреснял воду для населения. Проработал безаварийно 26 лет и был остановлен в 1999 только по политическим соображениям.

В 1974 году запущен первый реактор ЭГП-6 Билибинской АЭС, Чукотка. Вот уже 40 лет единственная в мире АЭС в зоне вечной мерзлоты снабжает город Билибино не только электрической, но и тепловой энергией.

В 1980 году около города Заречный Свердловской области запущен быстрый реактор БН-600 – единственный на данный момент и самый «долгоживущий» в мире полноценный быстрый реактор, дающий ток в энергосистему страны. Конкуренцию ему составит только строящийся сейчас там же реактор БН-800.

Текущее состояние отрасли

Реакторы. Строительство

Россия в лице государственной корпорации Росатом занимает первое место по количеству одновременно сооружаемых АЭС, первое место по количеству сооружаемых АЭС за рубежом и второе место, уступая только Китаю, по количеству сооружаемых АЭС на своей территории.

Число строящихся реакторов в странах

За всю историю отечественной атомной отрасли нашими специалистами было создано и построено 92 энергетических реактора и соответственно 92 энергоблока атомных станций, что составляет 16% всех когда-либо построенных энергетических реакторов в мире. Из них работают сейчас 70, что так же составляет 16% от всех действующих сейчас энергетических реакторов мира. Серьезная авария была только на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС и это единственная крупная авария на реакторе отечественного дизайна, остальные энергоблоки закрыты по политическим причинам.

Так же за всю историю в России было построено 273 атомных подводных лодок с 472 реакторами (на некоторых подлодках устанавливается по два реактора) – больше чем во всем остальном мире вместе взятом. При этом серьезные аварии связанные с ЯЭУ произошли только на двух субмаринах К-27 и К-8, относящихся к первому поколению АПЛ, к тому же К-27 была экспериментальной, и в причинах обеих аварий есть версия с ошибками экипажа.

На данный момент всего было построено 69 реакторов типа ВВЭР в 11 странах включая Россию. Остановлено из них 15 и почти все сугубо по политическим причинам, нареканий на работу самих реакторов не было ни у дотошных европейских комиссий, искавших техническое обоснование желания ЕС лишить бывшие советские республики атомной энергетики, ни у проверок последовавших после Фукусимы. Кроме того, еще задолго до Фукусимы, в 1988 году Армянская АЭС с двумя реакторами ВВЭР-440 выдержала землетрясение силой свыше 7 баллов. Первый блок Армянской АЭС был частично разобран после землетрясения для анализа, второй блок работает до сих пор.

Сейчас в строю остаются 54 реактора ВВЭР (а это более 12% от общего количества энергетических реакторов в мире) – 17 в России и 37 в 9 странах: Армения, Болгария, Китай, Чехия, Финляндия, Венгрия, Иран, Словакия, Украина.

Еще 14 энергоблоков с реакторами ВВЭР на различной стадии строительства в России, Индии, Китае, Словакии и Украине. 4 реактора на стадии проектирования для первой турецкой АЭС Аккую и два реактора собираются строить в Белоруссии.

Силами наших специалистов все эти реакторы постоянно модернизируются с целью повышения эффективности и безопасности. Финская АЭС Ловииса с двумя реакторами ВВЭР-440 общепризнанно считается одной из самых эффективных и безопасных в мире.

Российские реакторы типа ВВЭР снискали всемирное признание как если не самые, то одни из самых безопасных, надежных и экономически выгодных, что и обеспечивает большой портфель заказов на строительство АЭС с реакторами этого типа за границей.

Было построено 17 реакторов типа РБМК. Четыре энергоблока были закрыты на украинской АЭС Чернобыль, два – на Игналинской АЭС по политическим причинам. Работают на данный момент 11 реакторов такого типа и все – в России. Следует отдельно отметить, что на всех действующих реакторах РБМК была проведена глубокая модернизация и сейчас они соответствуют всем современным, в том числе пост-фукусимским, международным стандартам безопасности.

Число работающих реакторов по странам

Всего на сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных электростанций (в общей сложности 33 энергоблока установленной мощностью 25,2 ГВт), которые вырабатывают около 17% всего производимого в России электричества. При этом в Европейской части России доля атомной энергетики достигает 30%, а на Северо-Западе — 37%.

Добыча урана

Горнорудным дивизионом Госкорпорации «Росатом» является Урановый холдинг «АРМЗ» (ОАО «Атомредметзолото») - один из мировых лидеров по добыче урана, входящий в тройку крупнейших уранодобывающих компаний (7,6 тыс. тонн в 2012 году) и занимающий второе место по объему минерально-сырьевой базы.

Глобальное присутствие АРМЗ

Добыча урана по странам 2010-2012, тонны

Добыча урана крупнейшими компаниями 2010-2012, тонны

В контур управления АРМЗ входит ряд действующих и строящихся уранодобывающих предприятий, а также перспективные, инжиниринговые и сервисные активы, расположенные на территории России, Казахстана, Армении, Монголии, Намибии, Танзании, США, Канады и Австралии.

В 2010 году ОАО «Атомредметзолото» стало владельцем 51,4% акций публичной канадской компании Uranium One Inc. - одной из крупнейших публичных уранодобывающих компаний с глобальным диверсифицированным портфелем проектов в Казахстане, США и Австралии и на юге Африки. А 14 января 2013 года АРМЗ заключил соглашение о консолидации 100 % акций Uranium One Inc.

В 2011 году Урановый холдинг «АРМЗ» закрыл сделку по покупке 100% акций австралийской компании Mantra Resources Limited. Ее крупнейший проект – Mkuju River в Танзании с общим объемом минерально-сырьевой базы порядка 45,9 тыс. тонн урана.

В 2012 году, впервые за 20 лет, состоялся запуск крупного подземного объекта на ОАО «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (ОАО «ППГХО») – 1-й очереди рудника №8.

Программа технологического развития

Планы по развитию прорывных, обязательных (природоохранные и обеспечивающие промышленную безопасность) и поддерживающих технологий сгруппированы в четыре инновационных проекта. Проекты реализуются с 2011 года в рамках Программы инновационного развития ОАО «Атомредметзолото» (2011-2020 годы), являющейся частью Программы инновационного развития Госкорпорации «Росатом».

• Проект №1 «Создание новой технологической платформы добычи урана геотехнологическими методами»

• Проект №2 «Разработка технологии обогащения и переработки упорных урановых руд месторождений Эльконского и Стрельцовского ураново-рудных районов»

• Проект №3 «Внедрение систем геологического моделирования рудника и планирования производства горных работ. Создание единой базы геологических данных»
  • На примере отработанного эксплуатационного блока показано, что применение современных горно-геологических компьютерных технологий позволяет снизить разубоживание руды на 20% и увеличить содержание урана в добываемой руде (по сравнению с традиционным способом проведения горных работ)

• Проект №4 «Разработка аппаратурно-методического каротажного комплекса нового поколения для прямых определений урана в скважинах методом мгновенных нейтронов деления»

Обогащение урана

Обогащение урана по странам мира

Госкорпорация «Росатом» располагает 50% мировых обогатительных мощностей и обладает самой передовой технологией обогащения урана — газоцентрифужной. Все это создает предпосылки для лидерства на мировом рынке услуг по обогащению урана.

В настоящее время в России действует четыре обогатительных комбината:

Это ОАО «Ангарский электролизный химический комбинат» (г. Ангарск, Иркутсткая область)

• Основным видом деятельности АЭХК является производство ядерных материалов. Выпускаемая урановая продукция предназначена для использования в мирной атомной энергетике России и зарубежных государств

• Производственный процесс обеспечивается развитой системой управления и контроля технологических параметров

• Наряду с основным производством ОАО «АЭХК» осуществляет общепромышленную деятельность, а именно производит химическую продукцию и оказывает услуги связи

В 2007 году на базе Ангарского электролизного комбината было основано ОАО «Международный центр по обогащению урана». МЦОУ — это широкомасштабная международная инициатива России, осуществляемая под эгидой МАГАТЭ.

ОАО «ПО «Электрохимический завод» (г. Зеленогорск, Красноярский край)

• ПО ЭХЗ производит низкообогащенный уран, используемый для производства топлива АЭС

• Кроме низкообогащенного урана, завод выпускает стабильные изотопы различных химических элементов, обладает технологией производства радиоактивных изотопов, занимается хранением и переработкой обедненного гексафторида урана (ОГФУ) с производством фтористоводородной кислоты и безводного фтористого водорода, а также реализует ряд других высокотехнологичных товаров

• ОАО «ПО ЭХЗ» — один из крупнейших мировых производителей стабильных изотопов газоцентрифужным способом. Номенклатура продукции, предлагаемой потребителям, насчитывает 95 изотопов 19 химических элементов

• ОАО «ПО «Электрохимический завод» — градообразующее предприятие ЗАТО г. Зеленогорск (Красноярский край)

ОАО «Уральский электрохимический комбинат» (г. Новоуральск, Свердловская область)

Каскады газовых центрифу

• ОАО «УЭХК» - крупнейшее в мире предприятие по обогащению урана

• На сегодняшний день основные направления деятельности ОАО «УЭХК» – это производство обогащенного гексафторида урана для атомных электростанций; выпуск никелевой продукции; разработка фильтров и фильтрующих элементов общепромышленного и специального назначения; производство аккумуляторов; выпуск изотопной продукции (стандартные образцы изотопного и химического состава урана)

• Уникальные научные разработки ОАО «УЭХК» позволили осуществлять выпуск генераторов «Фотон» для многоразового космического корабля «Буран»

• В ОАО «УЭХК» изготовлены никель-водородные аккумуляторные батареи, которые установлены на космических аппаратах «Ямал-100» и «Стерх»

• Предлагаемая заказчикам в отрасли и за ее пределами система стандартных образцов изотопного состава урана (СОИСУ) включает в себя 140 типов стандартных образцов, охватывающих весь диапазон содержаний урана-235, обеспечивающих любые запросы потребителей

ОАО «Сибирский химический комбинат» (г. Северск, Томская область)

Русская газовая центрифуга

• Производственное ядро ОАО «СХК» составляют четыре завода по обращению с ядерными материалами:
  • завод разделения изотопов,
  • сублиматный,
  • радиохимический,
  • химико-металлургический

• Основными видами продукции являются гексафторид обогащенного (до 5%) урана, гексафторид урана для обогащения, а также связанные с их производством услуги по обогащению, конверсии и очистке (аффинажу) урановых материалов

• Реализация продукции (услуг) ОАО «СХК» осуществляется как на внутреннем рынке, так и, начиная с 1993 года, на экспорт

• ОАО «СХК» — градообразующее предприятие ЗАТО г. Северск

Их история началась вместе со стартом советского атомного проекта: два из них основаны в 1949 году, один — в 1957 году, а самый «молодой» — в 1962 году. По мере совершенствования оборудования их мощности росли, а энергетические затраты на единицу работы разделения (ЕРР) — уменьшались. С образованием ОАО «Атомэнергопром» все они вошли в его состав.

Производство ядерного топлива

В состав Госкорпорации «Росатом» входит сформированная на базе ОАО «ТВЭЛ» Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» — один из мировых лидеров по производству свежего ядерного топлива. Компания производит тепловыделяющие сборки (ТВС) для водо-водяных реакторов как российского, так и западного дизайна, исследовательских и судовых реакторов, сопутствующую неядерную продукцию. На топливе, произведенном Топливной компанией Росатома «ТВЭЛ», работает каждый шестой реактор в мире. Компания является монопольным поставщиком ядерного топлива на все российские АЭС, а также на все транспортные, промышленные и исследовательские реакторы в нашей стране.

В состав компании входят такие известные заводы, как:

ОАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь, Московская область)

Топливные таблетки из оксида урана

• Основой производственной программы ОАО «МСЗ» является производство ядерного топлива, которое поставляется в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) для различных типов реакторов электростанций (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-600, ЭГП-6, PWR), судовых реакторов российского флота и для исследовательских реакторов, а также топливных компонентов (топливных таблеток)

• Наряду с изготовлением ядерного топлива для АЭС завод выпускает и другую продукцию. На предприятии успешно функционирует производство анизотропных феррито-стронциевых магнитов различных геометрических форм. В настоящее время освоено изготовление магнитов на основе сплава неодим-железо-бор, налажено производство особотонкостенных труб из коррозионно-стойких сталей и сплавов для тепловыделяющих элементов (твэлов) и комплектующих ТВС энергетических установок, а также для нужд машиностроения. Осуществляется изготовление и поставка кальция в виде гранул и стружки

ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» (г. Новосибирск, Новосибирская область)

Производство ТВС на НЗХК

• ОАО «НЗХК» – одно из крупнейших предприятий российского ядерного топливного цикла (ЯТЦ) по выпуску ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов, производству лития и его соединений

• Завод представляет собой современный автоматизированный комплекс химических и машиностроительных производств по изготовлению топлива для АЭС (основная продукция – топливо для АЭС с реактором ВВЭР-1000), исследовательских и промышленных реакторов

• На предприятии создан масштабный технологический комплекс производства литиевой продукции

ОАО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Удмуртия)

• ОАО «ЧМЗ» является единственным в России производителем циркония, сплавов на его основе, а также изделий из циркониевых сплавов ядерной чистоты, природного и обедненного урана

• Продукция из природного урана выпускается в виде слитков, порошка металлического урана, оксида урана и тетрафторида урана

• На заводе созданы уникальные технологии изготовления трубного, листового проката из циркония и изделий из них, используемых не только на предприятиях атомной энергетики, но и в химической, нефтегазовой, медицинской и пищевой отраслях промышленности

• Завод также является одним из крупнейших мировых производителей кальция и единственным предприятием России, обладающим уникальным оборудованием для выпуска сверхпроводников на основе сплава ниобий-титан и соединения ниобий-олово, которые будут использоваться при изготовлении магнитов для термоядерного реактора ИТЭР – крупнейшего международного проекта будущего

ОАО «Московский завод полиметаллов» (г. Москва)

• С 1960 года по настоящее время ОАО «МЗП» является головной организацией по разработке и производству органов регулирования, управления и защиты энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000, РБМК-1000/1500, БН-600, исследовательских и промышленных реакторов, а также для реакторных установок судов атомного флота и специального назначения.

• Предприятие поставляет продукцию для систем управления и защиты 42 энергоблоков, расположенных на российских и зарубежных АЭС, в том числе, в таких странах как Украина, Болгария, Китай

• Изделия завода применяются и на строящихся АЭС в Китае, Иране, Индии

Вместе с тем продукция компании «ТВЭЛ» широко известна и за рубежом — топливо от российского производителя поставляется на 76 атомных реакторов в 14 стран мира (в том числе Великобритании, Финляндии, Швейцарии, Швеции и Китае), география которых постоянно расширяется. Так, ТВЭЛ является единственным поставщиком свежего ядерного топлива для АЭС Болгарии, Венгрии и Словакии, а также поставляет его во все страны Европы, где были построены АЭС, работающие на реакторах российского дизайна. Ежегодный объем экспорта компании превышает $1 млрд.

Помимо готовых тепловыделяющих сборок, компания «ТВЭЛ» экспортирует также компоненты ядерного топлива — например, поставляет в Индию топливные таблетки. Кроме того, ТВЭЛ ведет работу по созданию принципиально нового вида смешанного уран-плутониевого топлива (так называемого «МОКС-топлива»), которое позволило бы обеспечить отрасль сырьем и снизить количество отходов. В ближайших планах компании — выход на мировой рынок с топливом для АЭС западного дизайна.

Также ТК «ТВЭЛ» поставляет на российский и мировой рынок широкий спектр неядерной продукции: цирконий, литий, кальций, магниты, тонкостенные трубы, полирующие порошки, трайб-аппараты, цеолитные катализаторы, сверхпроводниковые материалы и другую продукцию.

Ядерное и энергетическое машиностроение

Дивизион машиностроения является одним из самых молодых и активно развивающихся частей Госкорпорации. Ядро дивизиона составляет группа компаний «Атомэнергомаш» (ОАО «Атомэнергомаш», АЭМ) – одна из ведущих машиностроительных компаний России, по выручке за 2009 год занимающая второе место в отечественной энергомашиностроительной отрасли.

ОАО «Атомэнергомаш» является поставщиком эффективных комплексных решений, которые включают проектирование, производство, поставку, монтаж, инжиниринг и сервис оборудования для атомных и тепловых электростанций, а также для предприятий газовой и нефтехимической промышленности.

Группа компаний ОАО «Атомэнергомаш» объединяет 55 российских и зарубежных компаний, в числе которых производственные предприятия, инжиниринговые центры и научно-исследовательские организации. Предприятия ОАО «Атомэнергомаш» находятся на территории России, Чехии, Венгрии, Казахстана, Болгарии и Марокко. Произведенное на предприятиях оборудование установлено более чем в 20 странах, оно используется на 13% АЭС в мире и 40% электростанций в России, СНГ и странах Балтии.

Установка парогенератора ПГВ-1000М на Ростовской АЭС

ОАО «Атомэнергомаш» - единственный российский производитель парогенераторов для российских АЭС (изготавливаются на заводе ОАО «Машиностроительный завод «ЗиО-Подольск») и корпусов реактора для реакторов на быстрых нейтронах. Помимо этого, ОАО «Атомэнергомаш» единственный российский производитель котлов-утилизаторов для парогазовых установок средней и большой мощности, а также главных циркулярных насосов для всех российских типов реакторов. Кроме того, ОАО «Атомэнергомаш» один из крупнейших российских производителей трубопроводов высокого давления и входит в пятерку ведущих производителей вспомогательного оборудования в России.

Численность персонала группы компаний ОАО «Атомэнергомаш» составляет более 14,5 тыс. человек. Портфель заказов ОАО «Атомэнергомаш» составляет более 1 млрд долл. 68,775% ОАО «Атомэнергомаш» принадлежит Атомэнергопрому.

Сегодня, ОАО «Атомэнергомаш» продолжает укреплять свои позиции, как на внутреннем, так и на внешнем рынке. Уникальные производственные возможности, мощная научно-исследовательская база и богатый профессиональный опыт создают прочную основу для устойчивого развития группы компаний.

Прикладная и фундаментальная наука

Вот уже более шести десятилетий в атомной отрасли проводится широкий спектр исследований в таких направлениях, как атомная и ядерная физика, физика плазмы, квантовая оптика, газо-, гидро- и термодинамика, радиохимия, акустика и многих других. В течение этих лет создавалась система научных и конструкторских организаций, способных воплотить научный замысел полностью, начиная с фундаментальных исследований и заканчивая конструкторскими разработками и опытными образцами изделий.

В Госкорпорации «Росатом» основными центрами, обеспечивающими исследования в области фундаментальной ядерной физики, являются Государственный научный центр Российской Федерации - Институт физики высоких энергий и Государственный научный центр Российской Федерации - Институт Теоретической и Экспериментальной Физики. Оба института были созданы как общесоюзная экспериментальная база для исследований в физике высоких энергий и ядерной физике и до сих пор остаются основной российской исследовательской базой в области фундаментальной ядерной физики, а также подготовки молодых учёных. Значительный объём фундаментальных и прикладных исследований выполняется также в федеральных ядерных центрах: ВНИИ экспериментальной физики в г. Сарове и ВНИИ технической физики в г. Снежинске.

Кроме того, в состав дочерней структуры Росатома - компании «Атомэнергопром» - входят более 20 научно-исследовательских институтов и проектно-конструкторских бюро. Среди них – такие признанные лидеры в своих областях, как разработчики и проектировщики реакторов ОКБ «Гидропресс» и ОКБМ имени И.И. Африкантова, разработчик новейших технологий добычи и обработки урана и других металлов Всероссийский НИИ химической технологии, разработчик новых видов ядерного топлива и конструкционных материалов ВНИИ неорганических материалов имени А.А. Бочвара, исследовательский полигон реакторных технологий и разработчик перспективных технологий обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами Научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР) и многие другие.

Госкорпорация «Росатом» принимает активное участие в международных исследовательских проектах, в частности, в реализуемом по инициативе России международном проекте по созданию термоядерного экспериментального реактора – ИТЭР, за основу которого приняты российские установки «Токамак». По линии сотрудничества с Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) Росатом участвует сразу в трех международных инновационных исследовательских проектах: это проекты по созданию ядерных реакторов нового поколения ИНПРО и «Поколение IV», а также проект «Глобальная ядерно-энергетическая инициатива», целью которого является создание ядерного реактора с замкнутым топливным циклом с минимальным количеством радиоактивных отходов.

Фундаментальные исследования закладывают основу для появления новых прикладных ядерных технологий. Госкорпорация «Росатом» занимает лидирующие позиции в России по созданию инновационной экономики. Особенно интенсивно Росатом развивает три инновационных направления: инновации в сфере водоочистки и водоподготовки (компания «Водные технологии»), разработки новых изотопов для медицины и в области сверхпроводимости.

Особое внимание ГК «Росатом» уделяет нанотехнологиям и тесно сотрудничает в этой сфере с Госкорпорацией «Роснано». Сейчас ученые ГК «Росатом» разрабатывают опытно-промышленные технологии получения функциональных веществ и изделий с использованием нанотехнологий и наноматериалов для ядерной, термоядерной, водородной и обычной энергетики, медицинских препаратов, материалов и изделий для народного хозяйства.

Еще один важный партнер ГК «Росатом» в сфере фундаментальных исследований – это Российский научный центр «Курчатовский институт». Вместе с учеными из института Росатом проводит исследования плазмы, создаёт методики использования синхротронного излучения для материаловедческих задач, выполняет работы по обоснованию безопасности промышленных реакторов ВВЭР и РБМК. Результаты таких исследований служат не только для совершенствования технологий, но и создания новых перспективных технических направлений.

В рамках деятельности Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России ГК «Росатом» поручено разработать улучшенный типовой проект водо-водяного энергетического реактора. Предполагается улучшить компоновку энергоблока ВВЭР-1000, модернизировать и унифицировать существующие проекты АЭС, совершенствовать технологию сооружения с переходом на 6D-проектирование (комплексное информационное управление всем проектом: проектированием, поставками всех ресурсов, финансами, сроками). Необходимо создать интегрированную финансово-экономическую модель энергоблока ВВЭР на всех этапах его жизненного цикла (сооружение, эксплуатация, сервис, вывод из эксплуатации). Основная задача – оптимизация энергоблока до уровня достижения целевых параметров, исходя из рамок его интегральной экономики для пользователя/заказчика на всех этапах жизненного цикла. Реализация проекта предполагает анализ опыта эксплуатации серии энергоблоков типа В-320 и модернизации российских проектов ВВЭР за рубежом. Ожидается, что проект будет иметь большой экспортный потенциал, что позволит отрасли расширить рынки сбыта.

Одно из направлений научных разработок, осуществляемых Росатомом совместно с Комиссией при Президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики России - создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса. Предполагается, что оснащенный ею космический корабль будет обладать увеличенным более чем в 30 раз уровнем энергообеспечения и повышенной более чем в 10 раз экономичностью по расходу топлива. Заложенные технические решения позволят создать космические аппараты, обеспечивающие выполнение всего спектра космических задач XXI века (доставка грузов на геостационарную opбиту; очистка околоземных орбит от космического мусора; защита Земли от астероидно-кометной опасности; создание систем энергоснабжения Земли из космоса; программа по освоению Луны и планет Солнечной системы).

Ядерная медицина

Одним из направлений деятельности ГК «Росатом» является развитие ядерной медицины (лучевой терапии, применяемой при лечении онкологических заболеваний), которая пока не получила широкого применения в России. Ведутся работы по созданию первого федерального центра ядерной медицины в Димитровграде, на очереди — Обнинск и Томск. В сотрудничестве с Федеральным медико-биологическим агентством России и ведущими иностранными производителями в отечественной отрасли началось воссоздание всего производственного медицинского комплекса — от изотопов до оборудования. В 2009 году инвестиции в это направление составили 118 млн рублей, в 2010 году — более 700 млн.

В рамках деятельности по развитию ядерной медицины в России ГК «Росатом» организует производство изотопа молибден-99 в Государственном научном центре - Научно-исследовательский институт атомных реакторов (ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград Ульяновской обл.). Создание этого производства является частью проекта Комиссии при Президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики страны. Проект направлен на организацию в России собственного производства новых радиофармпрепаратов и медицинских изделий, формирование услуг по оказанию населению высокотехнологичной медицинской помощи.

Специалистами ОАО «ГНЦ НИИАР» закончен монтаж основного технологического оборудования, осуществлен ввод в опытную эксплуатацию 1-й и 2-й очереди производства радионуклида Мо-99. Конечный продукт поставляется главным образом российскому заказчику. Начаты поставки тестовых партий радионуклида Мо-99 на внешний рынок.

Сегодня НИИАР - первый по ассортименту и второй по объему поставщик изотопной продукции в России. Здесь сконцентрирован серьезный научный потенциал и уникальная исследовательская база. Институт - один из крупнейших в России научных центров, располагающий уникальной экспериментальной базой для решения проблем реакторного материаловедения, замкнутого топливного цикла ядерных реакторов. НИИАР проводит также комплексные исследования в области реакторного материаловедения и методики испытания материалов и элементов ядерных энергетических установок, изучения физико-технических проблем ядерных реакторов и вопросов безопасности, разработки перспективных технологий топливного цикла ядерных реакторов.

Почти 80 % всей деятельности в ядерной медицине зависит от поставок Mo-99, радионуклида медицинского назначения, используемого для производства генераторов технеция-99m (Тс-99m) - основного диагностического радионуклида современной ядерной медицины. C помощью Тс-99m в настоящее время диагностируется большое количество заболеваний человека, в первую очередь - онкологических и сердечно-сосудистых. Количество таких диагностических процедур превышает 25 млн в год.

На площадке НИИАР развивается и производство других актуальных медицинских изотопов: йода-131, йода-125, вольфрама-188, стронция-89, вольфрама-188 (генератор рения-188), лютеция-177.

Российский томограф Эфатом

Другое направление деятельности Росатома в области ядерной медицины – производство томографов и терапевтических ускорителей. В частности, в НИИ электрофизической аппаратуры (НИИЭФА) разработан гамма-томограф «Эфатом», который может применяться в диагностике широкого спектра заболеваний. По клиническим параметрам гамма-камера аппарата не уступает зарубежным аналогам. Планируется в ближайшее время освоить его серийное производство.

В сфере ядерной медицины России необходимо не просто обеспечивать свои потребности, но и выходить на мировой рынок. Сегодня существует пять крупных компаний, которые контролируют 80% мирового рынка томографов. При этом активно идут слияния, чтобы сосредоточить в рамках одной компании всю производственную цепочку. Чтобы собрать недостающие элементы, Росатом планирует обмениваться продукцией с иностранными партнерами, создавать совместные предприятия и даже покупать зарубежные компании.

Композитные материалы

Одним из направлений деятельности ГК «Росатом» является производство полимерных композиционных материалов на основе углеродного волокна - органического материала, содержащего 92-99,99% углерода. Отечественная технология получения углеродных волокон была разработана еще в 80-х годах прошлого столетия на предприятиях атомной отрасли. По сравнению с обычными конструкционными материалами (алюминием, сталью и др.) композиционные материалы на основе углеродных волокон обладают экстремально высокими характеристиками – прочностью, сопротивлением усталости, модулем упругости, химической и коррозионной стойкостью, в разы превышающими аналогичные показатели стали, при существенно меньшей массе. Уже сейчас удается производить углекомпозиты, которые до 10 раз прочнее традиционных металлов и в 5 раз легче. Такие материалы незаменимы во всех нагруженных конструкциях, где есть необходимость в увеличении прочностных характеристик и уменьшении веса. Полимерные композиционные материалы применяются в авиакосмической и атомной отраслях, в автомобилестроении, электроэнергетике, строительстве, судостроении, мостостроении, трубопроводном транспорте, товарах народного потребления. Как ожидается, уже в ближайшие десять лет углекомпозиты перевернут сложившийся уклад мировой промышленности, вытеснив металлы из значительного числа применений.

В 2009 году с целью формирования рынка композиционных материалов в России была создана Холдинговая компания «Композит», объединившая предприятия по производству высокопрочных и высокомодульных углеродных волокон и тканей на их основе, а также высококачественных препрегов. В управлении холдинга находятся производственные активы ГК «Росатом» по изготовлению углеродного волокна – ОАО «НПК «Химпроминжиниринг» (г. Москва) и его дочерних предприятий – ООО «Аргон» (г. Балаково, Саратовской области), ООО «Завод углеродных и композиционных материалов» (г. Челябинск). Также в холдинге состоит дочерняя компания ООО «Композит-Волокно», которая производит полиакрилонитрильное волокно, и проектная компания ОАО «РОСНАНО» «Препрег-СКМ», проект последней предусматривает создание производственных мощностей по выпуску широкой номенклатуры препрегов на производственных площадках в Москве, на территории инновационного развития «Москвич», и в Дубне (Тверская обл.).

Заводы ООО «Аргон» и «Композит-Волокно» за последние полтора года прошли глубокую стадию модернизации. В частности, на заводе «Композит-Волокно» смонтирована новая линия, запущенная в тестовом режиме в августе 2011 года. Она способна вырабатывать около 800 тонн полиакрилонитрильных волокон в год. Фактически это единственная линия, введенная в эксплуатацию на постсоветском пространстве за последние двадцать лет. Полиакрилонитрильное волокно, полученное на предприятии «Композит-Волокно», проходит обработку на заводе «Аргон». На «Аргоне» были модернизированы две линии по производству углеродного волокна. В модернизацию обоих заводов было вложено более 700 миллионов рублей.

Еще один перспективный проект создание Нанотехнологического центра композитов. ЗАО «Холдинговая компания «Композит» и Фонд инфраструктурных и образовательных программ 12 октября заключили инвестиционное соглашение о создании Нанотехнологического центра композитов. Центр разместится на территории инновационного развития «Москвич» и будет запущен до конца 2012 года.

Одна из главных задач проекта - запуск новых предприятий («стартапов») в области производства композиционных материалов. В числе возможных направлений их деятельности прорабатывается создание сердечников высоковольтных электрических проводов и опор ЛЭП, муфт для ремонта нефтегазопроводов, крупногабаритных балок длиннопролетных сооружений, несущих конструкций для автодорожных мостов, углеродных композитных баллонов высокого давления, новых материалов для строительства. Ожидается, что на площадке НЦК будет проводиться полный комплекс инжиниринговых работ: разработка или поиск существующих технологий, апробация и адаптация под конкретные требования заказчика, проведение проектных работ, расчет и моделирование, прототипирование, выпуск малых серий, работы по подбору поставщиков оборудования и дальнейшему внедрению технологии на промышленных площадках.

Таким образом, Холдинговая компания «Композит» сформировала полный цикл производства композиционных материалов на основе углеволокна.

Основные итоги деятельности за 2012 год

• Общая сумма поступлений налоговых платежей от предприятий и организаций ГК «Росатом» в бюджетную систему Российской Федерации за 2012 год составила 103,6 млрд рублей, что на 15% больше поступлений 2011 года

• Портфель зарубежных заказов на 10»-летний период составил $66,4 млрд., что на 23% больше показателя 2011 года и по отношению к плану составляет 109,1 %

• Разработано четыре технологии мирового уровня:
  • технология производства нитридного топлива, повышающая безопасность за счёт снижения избыточной реактивности и запасов тепловой энергии в твэле
  • технология разделения ї-элементов на биметаллическом катоде, обеспечивающая сепарацию трансплутониевых элементов
  • технология создания материалов для ТВС реакторов на быстрых нейтронах, обеспечивающих глубину выгорания топлива не более 16%, что позволяет снижать себестоимость вырабатываемой АЭС энергии
  • комбинированная (пиро + гидро) технология переработки нитридного топлива, обеспечивающая полный цикл переработки нитридного топлива и возможность её дальнейшей оптимизации

• Подано 466 заявок на выдачу патентов на изобретения и полезные модели

• Подано 74 заявки на государственную регистрацию программ для ЭВМ и БД

• Оформлено 266 секретов производства (ноу-хау)

• Проводка судов по трассам СМП, в акваториях Финского залива, Белом море, на реках Енисей и Обь - общее число рейсов в 2012 году увеличилось на 35,3%

• В ноябре впервые в истории судоходства по трассам СМП осуществлена проводка с запада на восток танкера-газовоза ("OB RIVER") с грузом сжиженного природного газа

Ледокол проекта 22220

• Заключен договор на выполнение работ по строительству головного универсального атомного ледокола проекта 22220

• Реализованы мероприятия по поддержанию и развитию боезапаса Вооруженных Сил Российской Федерации в качественном и количественном отношении на уровне, гарантирующем реализацию политики Российской Федерации в области ядерного сдерживания

• Обеспечено 100-процентное выполнение государственного оборонного заказа

• Выполнен комплекс работ по утилизации ядерных боеприпасов и атомных подводных лодок, выведенных из боевого состава Вооруженных Сил Российской Федерации

• Продолжен процесс создания и развития Единой государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки на территории Российской Федерации, выполнение 57,9 %, что соответствует плановому показателю

• Фактический объем выработки электроэнергии российскими атомными станциями составил 177,3 млрд кВт-ч, (100,8% к балансу ФСТ России и 102,7% к аналогичному показателю 2011 года)

• Фактический объем отпущенной электроэнергии составил 165,727 млрд кВт~ч (101,86 % от утвержденного ФСТ России баланса и 102,57 % от фактического объема за 2011 год)

• Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 80,86 %

• В России в 2012 году осуществлялось сооружение 9 энергоблоков АЭС и одного энергоблока плавучей атомной теплоэлектростанции (далее - ПАТЭС)

Плавучая атомная электростанция

• В 2012 году ОАО «Концерн Росэнергоатом» продолжило сооружение первой в мире ПАТЭС мощностью 70 МВт с реакторными установками КЛТ-40С

ПАТЭС представляет собой новый класс энергоисточников, созданный на базе российских технологий атомного судостроения и предназначенный для надежного круглогодичного тепло- и электроснабжения удаленных районов Арктики и Дальнего Востока.

• В 2012 году ГК «Росатом» обеспечила около трети потребностей реакторов зарубежного дизайна в услугах по обогащению урана, имея значительную долю на всех основных географических сегментах этого рынка

• Подписано межправительственное соглашение с Нигерией - первое соглашение о строительстве АЭС российского дизайна на африканском континенте

• Обеспечено осуществление двух перспективных коммерческих проектов: пилотной поставки НОУ в Японию через российский Дальний Восток и пилотной поставки через порт в Санкт-Петербурге австралийского природного урана, который далее поступил в ОАО «СХК» для обогащения и отправки за рубеж

• Прирост объемов реализации инновационной и усовершенствованной продукции и услуг ежегодно в сопоставимых ценах в 2012 году составил 23,2% к уровню 2008 года, что превышает плановый показатель на 2,6%

• Обязательства по проекту создания международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР выполнены в полном объеме. Для выполнения российских обязательств по нему ГК «Росатом» совместно с ОАО «ТВЭЛ» создано в ОАО «ЧМЗ» (г. Глазов) современное производство по выпуску сверхпроводящих стрендов, необходимых для создания сверхпроводящей магнитной системы ИТЭР

• В 2012 году из ОАО «ВНИИКП» были отправлены в Европу первые 4 сверхпроводящих кабеля катушек полоидального поля и первые два проводника тороидального поля, что дало начало регулярным поставкам кабелей и проводников для Международной организации ИТЭР по термоядерной энергии

• Все работы 2012 года выполнены российской стороной в установленные сроки и в соответствии с требованиями Международной организации ИТЭР по качеству и безопасности

Реализуемые проекты

Проект «Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах»

Проект реактора БРЕСТ-1200

Проект направлен на создание новой технологической платформы атомной энергетики на основе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах. В рамках проекта создаются технологии замкнутого топливного цикла, разрабатываются технические проекты конкурентоспособных быстрых реакторов нового поколения, обеспечивающих режим нераспространения и экологическую приемлемость атомной энергетики.

Проект «Управляемый термоядерный синтез»

Проект направлен на освоение технологии управляемого термоядерного синтеза как генерирующей платформы для энергетики на долгосрочную перспективу.

Основная цель проекта - овладение энергией термоядерного синтеза на базе отечественных инновационных технологий с использованием результатов международного сотрудничества.

Первоочередными задачами проекта на краткосрочную перспективу являются:

• создание единого отраслевого Центра плазменных исследований и преобразования энергии для осуществления отраслевого программно-целевого управления исследованиями и разработками по управляемому термоядерному синтезу на основе федерального государственного унитарного предприятия «Государственный научный центр Российской Федерации «Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований» (ФГУП ГНЦ "ТРИНИТИ") и научных групп данного направления ряда других предприятий ГК "Росатом"

• реализация плазмофизических режимов на токамаке Т-10 при работе вблизи операционных пределов и мощности дополнительного СВЧ-нагрева до 4 МВт, обеспечивающих моделирование стационарного режима в термоядерном реакторе

• испытания макета литиевого лимитера на токамаке Т-11М для токамака-реактора, моделирующего поведение обращенных к плазме компонент стационарного реактора

• разработка проекта демонстрационного термоядерного источника нейтронов (ТИН) мощностью около 10 МВт с целью его включения в топливный цикл традиционной ядерной энергетики. В 2012 году завершено обоснование и выбор варианта для технического проектирования

• завершение сооружения и осуществление физического пуска установки "МОЛ" - макетной секции комплекса «Байкал» с параметрами, достаточными для начала работ по зажиганию термоядерной мишени
• создание квазистационарного токамака Т-15 с дивертором для проведения комплекса исследований в поддержку проекта ТИН и программы создания международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, включая подготовку научных и инженерных кадров. Модернизируемая термоядерная установка токамак Т-15 послужит физическим прототипом ТИН

В ходе осуществляемого без отставания от планового графика работ мероприятия «Реализация международного проекта реактора ИТЭР» в 2012 году для изготовления кабелей полоидального поля (ПП) и тороидального поля (ТП) и проводников ТП изготовлены партии ниобий-оловянных стрендов в объеме 20 т и ниобий-титановых стрендов в объеме 30 т, что составляет 100% от годовой программы выпуска.

Благодаря полностью освоенному выпуску сверхпроводящих стрендов Россия приступила одной из первых среди стран-участниц проекта к поставкам оборудования для Международной организации ИТЭР в рамках заключенных соглашений о поставках.

Внешние воздействия, на которые рассчитан энергоблок ВВЭР-ТОИ

Проект «Создание Типового проекта оптимизированного и информатизированного энергоблока технологии ВВЭР»

Проект ВВЭР-ТОИ, то есть типовой проект АЭС с оптимизированным и информатизированным энергоблоком большой мощности на базе технологии ВВЭР, был реализован как краткосрочный приоритет развития ядерных технологий.

Проект ВВЭР-ТОИ носит коммерческий характер и является инвестицией в совершенствование управления сооружением АЭС в России и повышение конкурентоспособности российского экспортного предложения за рубежом. Проект способен успешно конкурировать на мировом рынке за счет следующих факторов:

• разработчики добились снижения стоимости строительства на 17 % и уменьшения эксплуатационных расходов почти на 10%;

• срок сооружения головного энергоблока сократился с 60 до 48 месяцев.

В 2012 году выполнено:

• формирование центров компетенции Проекта "ВВЭР-ТОИ";

• создание современной информационной среды для конструирования, проектирования и моделирования сооружения энергоблока АЭС;

• создание и внедрение системы управления жизненным циклом энергоблока АЭС;

• создание единого Дизайн-центра технологии ВВЭР, объединяющего компетенции проектирования, конструирования и обеспечение расчетов безопасности энергоблока АЭС по технологии ВВЭР;

• разработка проектно-конструкторской документации энергоблока ВВЭР-ТОИ (3D- и 6D-проект), выполненной в современной информационной среде, и подготовка документации для лицензирования, сертификации и участия в международных тендерах;

• актуализация нормативно-правовой базы в части устранения устаревших и сдерживающих развитие положений для обеспечения возможности применения новых технологий проектирования и сооружения.

В 2012 году работы по проекту успешно выполнены и согласованы с заказчиком - ОАО «Концерн Росэнергоатом».

Проект «Развитие суперкомпьютеров и грид-технологий››

Проект успешно завершен с перевыполнением большинства целевых индикаторов (пиковая производительность супер-ЭВМ МП-1Р, число организаций наукоемких отраслей промышленности, в которых проводится опытная эксплуатация пакетов программ имитационного моделирования, производительность канала передачи данных отечественной системы межпроцессорных обменов и т.д.). В декабре 2012 г. проведены приемочные испытания результатов НИОКР межведомственной комиссией. В рамках реализации проекта разработана и внедрена в опытную эксплуатацию технология суперкомпьютерного моделирования, являющаяся базой и необходимым условием для перехода промышленности на новую технологию проектирования, изготовления и постпроизводственного сопровождения наукоемкой продукции. Переход на новую технологию в промышленности обеспечит:

• сокращение сроков и стоимости проектирования и разработки наукоемкой продукции

• существенное сокращение числа дорогостоящих натурных испытаний, заменой их компьютерным моделированием

• повышение уровня безопасности, тактико-технических и потребительских характеристик разрабатываемой продукции, что, в свою очередь, ведет к повышению конкурентоспособности отечественной высокотехнологичной продукции на внутреннем и внешнем рынке и устранению технологического отставания Российской Федерации от наиболее технологически развитых мировых держав

Разработанное отечественное базовое программное обеспечение позволит добиться замещения зарубежных программных кодов трехмерного имитационного моделирования, тем самым обеспечив весомый вклад в повышение информационной безопасности Российской Федерации.

Целью следующего этапа работ является полномасштабное промышленное внедрение отечественных суперкомпьютерных технологий в интересах разработки, проектирования и создания ряда перспективных изделий с последующим формированием к 2018 году новой отрасли суперкомпьютерных технологий и коммерциализацией разработок.

Проект «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса»

Цель проекта - создание инновационной космической реакторной установки на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем для реализации перспективных программ по освоению космического пространства с помощью космических средств высокой энерговооруженности нового поколения.

Результатами проекта должны стать:

• качественное повышение функциональных возможностей космических транспортно-энергетических средств

• формирование основы для осуществления перспективных космических программ (высокоэффективная межорбитальная транспортировка грузов; создание нового поколения космических аппаратов, в том числе специального назначения; промышленное производство в космосе; изучение и освоение Луны; экспедиции на Марс)

• создание инновационных продуктов для наземной энергетики

• инновационное развитие отечественного производства, высоких наукоемких технологий и кадрового потенциала

В 2012 году:

• выпущены технические проекты на составные части реакторной установки

• поставлены на испытания изготовленные макетные и опытные образцы составных частей реакторной установки

• завершен первый этап автономных испытаний макетных и опытных образцов составных частей реакторной установки

• разработаны материалы технических проектов летного и наземного образцов реакторной установки (РУГК и РУОО)

Проект «Создание комплекса по производству радиоизотопа молибдена-99»

Данный проект является частью проекта «Организация производства новых радиофармпрепаратов и медицинских изделий и формирование сети услуг по оказанию высокотехнологичной медицинской помощи «Медрадиопрепарат», реализуемого в рамках направления модернизации «Медицинская техника и фармацевтика».

Проект направлен на обеспечение потребностей практической медицины в радионуклиде молибдене-99, используемого для производства генераторов технеция-99m - основного диагностического радионуклида современной ядерной медицины.

Для решения задач создания комплекса производства радионуклида молибдена-99 в рамках проекта к концу 2012 года были реализованы мероприятия, связанные с обеспечением технологии изготовления мишеней, реакторного облучения, радиохимической переработки облученных мишеней и созданием транспортно-логистической сети.

Проект «Инновационная энергетика/ сверхпроводниковая индустрия»

Проект направлен на создание инновационной технической базы для повышения энергетической эффективности экономики Российской Федерации в результате разработки и создания производств электротехнического оборудования на основе новейших высокотемпературных сверхпроводников.

В 2012 году разработана технология и создано опытное производство объемных керамик для производства высокотемпературных сверхпроводников (ВТСП), что в целом является необходимой предпосылкой для успешного выполнения базовой задачи Проекта - создания опытного производства ВТСП-2.

Данная базовая задача обеспечит в дальнейшем возможность организации производства сверхпроводниковых устройств энергетического назначения, разрабатываемых в рамках других задач настоящего проекта, на основе проводов ВТСП-2 собственного производства, сверхпроводниковая индустрия позволит существенно экономить на электроэнергии и, помимо этого, в полтора-два раза увеличить срок эксплуатации Оборудования, улучшить качество электроэнергии, поставляемой потребителям, и повысить уровень пожарной безопасности.

ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года»

3 февраля 2010 года постановлением правительства утверждена данная федеральная целевая программа.

Цели. Задачи. Финансирование

Основная цель Программы:

• разработка ядерных технологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным циклом для атомных электростанций, обеспечивающих потребности страны в энергоресурсах и повышение эффективности использования природного урана и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Задачи Программы:

• разработка реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом
• исследование новых способов использования энергии атомного ядра

Важнейшие целевые индикаторы и показатели:

• удельный вес инновационной продукции и услуг, созданных путем реализации мероприятий Программы, в общем объеме продаж продукции и услуг отрасли – 10 процентов (2020 год)
• рост эффективности использования природного урана в ядерном топливном цикле (по сравнению с базовым 2009 годом) на 31,8 процента к 2020 году
• снижение объемов хранящегося отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов, приходящихся на единицу электрической мощности атомных электростанций (по сравнению с базовым 2009 годом), на 31,1 процента к 2020 году
• технологий, соответствующих мировому уровню или превосходящих его (нарастающим итогом), - 24 технологии (за весь период реализации Программы начиная с 2010 года)
• количество патентных заявок на изобретения, зарегистрированных технических решений (в год на 100 исследователей и разработчиков) – 12 единиц (2020 год)
• количество публикаций в рецензируемых мировых изданиях в области использования атомной энергии (в год на 100 исследователей и разработчиков) - 15 публикаций (2020 год)

Общий объем финансирования Программы составляет 128,3 млрд. рублей, в том числе за счет федерального бюджета – 110,4 млрд. рублей, из них 51 млрд. рублей на научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы и 59,4 млрд. рублей на капитальные вложения.

Ожидаемые конечные результаты реализации Программы

На первом этапе (2010-2014 годы):

• получение принципиально новых технических решений и разработка новых технических проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, свинцово-висмутовым и с натриевым теплоносителями;
• завершение проектирования и осуществление пуска топливных комплексов по производству уранплутониевого оксидного (MOX) топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

• разработка рабочего проекта строительства многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;

• разработка детектора нейтринной диагностики активной зоны реактора;

• создание установки для получения дисперсных композиционных конструкционных материалов для реакторов.

На втором этапе (2015-2020 годы):

• построение опытно-демонстрационных образцов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым и со свинцово-висмутовым теплоносителями, а также многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР (взамен действующих исследовательских реакторов, отработавших ресурс);

• введение в эксплуатацию технически переоснащенного комплекса больших физических стендов;

• построение и введение в эксплуатацию промышленного комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

• демонстрационного полупромышленного пирохимического комплекса топливообеспечения реакторов на быстрых нейтронах для отработки технологий замкнутого топливного цикла;

• завершение строительства, реконструкции, технического перевооружения и введение в эксплуатацию необходимой исследовательской базы для обеспечения безопасности (ядерной, радиационной, пожарной безопасности ядерных реакторов, установок по производству и переработке ядерного топлива);

• модернизация установок для проведения исследований в области управляемого термоядерного синтеза;

• завершение строительства термоядерного комплекса «Байкал» для исследований инерционного термоядерного синтеза, верификации кодов в условиях отсутствия полигонных испытаний;

• разработка макета ядерно-оптического преобразователя энергии, опытных образцов фотовольтаического плазменно-пылевого источника электрической энергии, установок интроскопии объектов и высокоскоростной системы сбора данных с детекторов.

Намеченные мероприятия

В рамках решения задачи по разработке реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом намечается финансирование реализации мероприятий по следующим направлениям:

Направление «Разработка перспективных технологий реакторов на быстрых нейтронах», включая:

• разработку реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем;
• разработку реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем;
• разработку реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;
• разработку интегрированных систем кодов нового поколения для анализа и обоснования безопасности перспективных атомных электростанций и ядерного топливного цикла;

Направление «Создание новых экспериментальных стендов и специального оборудования, модернизация и развитие экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инновационной атомной энергетики», включая

• разработку проекта многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;

Направление «Разработка технологий производства перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах», включая:

• разработку технологий производства уранплутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;
• разработку технологий производства плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

Направление «Разработка материалов и технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах», включая:

• совершенствование неводных технологий переработки отработавшего ядерного топлива;
• расчетно-экспериментальное обоснование условий окончательного удаления радиоактивных отходов и разработку перспективных обеспечивающих технологий;
• разработку перспективных конструкционных материалов для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах;
• отработку пирохимической технологии переработки плотного топлива и технологий обращения с радиоактивными отходами для отработки технологий замкнутого ядерного топливного цикла.

Капитальные вложения предусматривается направить на:

• строительство на базе Белоярской атомной электростанции опытно-демонстрационного образца реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем;
• строительство опытно-демонстрационного образца реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем;
• строительство и техническое перевооружение экспериментальных стендов и специального оборудования, модернизацию и развитие экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инновационной атомной энергетики Российской Федерации;
• строительство многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;
• техническое перевооружение опытного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 60 МВт;
• техническое перевооружение комплекса больших физических стендов для моделирования реакторов на быстрых нейтронах и их топливных циклов;
• реконструкцию ускорительного комплекса в г. Протвино (Московская область);
• реконструкцию и техническое перевооружение комплекса электростатических ускорителей;
• строительство топливного комплекса для производства гранулята;
• техническое перевооружение топливного комплекса для производства тепловыделяющих сборок;
• техническое перевооружение производства по выпуску элементов активной зоны и комплектующих тепловыделяющих элементов и сборок уранплутониевого оксидного топлива;
• строительство комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;
• строительство опытно-демонстрационного полупромышленного комплекса для отработки, экспериментального и опытно-промышленного обоснования перспективных пирохимических технологий замкнутого топливного цикла.

Для решения задачи исследования новых способов использования энергии атомного ядра намечается реализация следующих научно-исследовательских проектов и работ:

• исследование свойств веществ в экстремальных состояниях (высокие температуры, давление, облучение) с целью формирования баз данных для обоснования разработки технических решений, касающихся инновационных реакторных установок;
• разработка технологий прямого преобразования ядерной энергии в электрическую энергию и лазерное излучение;
• разработка нового поколения детекторов ионизирующего излучения;
• разработка перспективных технологий для упрочнения поверхности материалов на основе лазерных, пучковых и плазменных источников излучения;
• исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза.

Капитальные вложения предусматривается направить на:

• строительство термоядерного комплекса «Байкал»;
• строительство, реконструкцию и техническое перевооружение экспериментально-стендовой базы термоядерных исследований и разработок.

Социально-экономическая и экологическая эффективность Программы

Планируемый рост производства и продаж инновационной продукции атомной энергетики Российской Федерации, включая экспорт высокотехнологичного оборудования, работ и услуг в сфере использования атомной энергии, должен обеспечить увеличение к 2020 году вклада отрасли в объем произведенной промышленной продукции страны до 1,34 процента.

Кроме того, планируется, что реализация мероприятий Программы позволит обеспечить:

• повышение темпа роста экспорта высокотехнологичного оборудования, работ, услуг в области использования атомной энергии более чем в 1,5 раза (к 2020 году около 8 процентов);
• привлечение молодых исследователей и разработчиков в атомную отрасль (ориентировочное снижение среднего возраста исследователей и разработчиков с 46 до 42 лет);
• рост количества публикаций в рецензируемых мировых изданиях в области использования атомной энергии (к 2020 году 15 публикаций в год на 100 исследователей и разработчиков);
• рост количества патентных заявок на изобретения, зарегистрированных технических решений (к 2020 году 12 единиц в год на 100 исследователей и разработчиков), что характеризует повышение инновационной активности научных и инженерных кадров атомной отрасли, их заинтересованность в создании рыночно востребованной высокотехнологичной продукции и степень вовлечения научных результатов в гражданско-правовой оборот.

Важным экологическим эффектом реализации Программы должен стать более высокий уровень ядерной и радиационной безопасности за счет сокращения объемов отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов, достижения приемлемых для общества и экономики экологических характеристик замкнутого ядерного топливного цикла, а также минимизации использования в нем вовлекаемого природного урана.

Коэффициент бюджетной эффективности Программы, рассчитанный на основе прямых налоговых поступлений, составит 0,8.