Проекты прорывы что это такое
Проект «Прорыв»
состоит из энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива. ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла. Размещение на одной площадке реактора и завода по фабрикации ядерного топлива позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки.
Такой пристанционный топливный цикл имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На заводе по фабрикации впервые в мире создано опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана.
В 2021 году на площадке ОДЭК строительно-монтажным организациям предстоит проложить 165 км линий электроснабжения, установить системы вентиляции на площади около 8 тыс. кв. м., выполнить монтаж 450 тонн технологического оборудования.
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300.
Экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки (ТВС) проходят испытания в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС для получения максимально полных экспериментальных данных о свойствах и поведении таблеточного СНУП-топлива в стальной оболочке. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО «СХК», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований. Во время испытаний в БН-600 ТВС плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива не было ни одной разгерметизации оболочек. В 2020 года загружены очередные партии экспериментальных ТВС, в которых находится по 61 твэлу.
В начале 2021 года на СХК приступили к установке основного оборудования модуля по производству СНУП-топлива. Завершен монтаж площадок под оборудование линии изготовления таблеток смешанного нитридного уран-плутониевого топлива.
Окончание монтажа основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива планируется уже в 2021 году.
masterok
masterokМастерок.жж.рф
Хочу все знать
Вот такая новость появилась вчера на сайтах информагенств:
Крупнейшее проектное предприятие атомной отрасли России ОАО «Атомпроект» (Санкт-Петербург) объявило конкурс на изучение сейсмических условий площадки под опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) российского проекта «Прорыв» по созданию ядерных энергетических технологий нового поколения, начальная цена работ — 5 миллионов рублей, они должны быть выполнены к середине 2015 года.
Как следует из материалов, размещенных в среду на сайте закупок госкорпорации «Росатом», должна быть проведена оценка геодинамических и сейсмотектонических условий, сейсмичности пункта и площадки, параметры проектного землетрясения и максимального расчетного землетрясения для площадки размещения ОДЭК.
«Подведение итогов конкурса запланировано на 2 октября нынешнего года. Все работы в рамках контракта должны быть выполнены до середины следующего года», — сказал РИА Новости представитель «Атомпроекта».
Давайте узнаем подробнее про этот проект:
Может сложится впечатление, что дни ядерной энергетики сочтены. Однако «Росатом» считает, что обладает достаточным человеческим и научным потенциалом для того, чтобы добиться технологического прорыва и сделать атомную энергетику более экологичной, экономичной и безопасной и надежной, чем существующие альтернативные способы получения энергии. Проект «Прорыв» призван решить все обозначенные проблемы и обеспечить непрерывно растущие потребности цивилизации в энергетике.
Проект «Прорыв», предусматривающий создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, планируется выполнить на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.
Реализация «Прорыва» включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом и модуля по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Для реактора «БРЕСТ-ОД-300″ в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец.
«Атомпроект» выполняет комплексное проектирование объектов атомной отрасли, научные исследования, разработку ядерных энерготехнологий нового поколения. «Атомпроект» также проектирует новые разделительные и радиохимические производства и атомные электростанции со всеми типами реакторов, осуществляет проектное сопровождение объектов использования атомной энергии на всех этапах жизненного цикла, является одним из участников проекта «Прорыв».
Суть «Прорыва»
Основные положения проекта
1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения
2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья
3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что захораниваться будут отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье)
5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторая, по крайней мере, до уровня АЭС старого образца
6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации
7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).
8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы (в России только 2% ОЯТ пускаются в переработку, отходы от старых реакторов непрерывно накапливаются, а расходы на их хранение постоянно растут, растет и экологическая угроза от них. Сжигание плутония и других радиоактивных элементов в реакторах нового типа дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов и создает условия для более безопасной жизни)
Технология новых АЭС будет предусматривать так называемое радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле, что в частности означает, что в течение примерно 150-300 лет переработанное топливо будет хранится в специальных хранилищах. За это время биологическая опасность будет снижена в 100 раз.
Технологические, конструктивные и физические характеристики разрабатываемых реакторов
1. характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах
2. конструктивно исключена потеря теплоносителя
3. нет материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР
4. при любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения.
В рамках проекта прорыв разрабатываются реакторы типа «БРЕСТ» с с электрической мощностью 300 и 1200 МВт. Первый БРЕСТ (на 300 МВт) планируется построить в Северске (Томская область), он носит название БРЕСТ-300. А так выглядит схема реактора БРЕСТ-1200:
Вот цитата из интервью члена технического комитета проекта «Прорыв», главного конструктора реакторов на быстрых нейтронах ОАО «ОКБМ Африкантов» Б. А. Васильева.
— Борис Александрович, позвольте начать с вопроса несколько провокационного: проект «Прорыв» — это новая энергетика или все-таки нет? Можно ли говорить о том, что в результате его реализации будет принципиально решен вопрос энергообеспечения человечества на длительное время.
— Это было бы неточно «Прорыв» определять как проект, относящийся к новому виду энергии. По большому счету, это все-таки развитие уже освоенной атомной энергетики. Но то, что замыкание топливного цикла позволит превратить атомную энергетику в глобальную, такую, которая может удовлетворять потребности человечества в энергии в течение тысячелетий, это действительно так.
Вопрос о замыкании ядерного топливного цикла был поставлен уже в начальный период развития атомной энергетики. А сейчас тем более стало ясно, что без замыкания топливного цикла, запасов урана хватит не более чем на 100 лет. Такая атомная энергетика не имеет принципиальных преимуществ перед традиционной, поскольку запасы нефти и газа хотя тоже не безграничны, но и не меньше по энергоресурсу.
Замыкание ядерного топливного цикла позволяет вовлечь в работу дополнительный делящийся материал – плутоний, который получается из «балластного» изотопа урана-238 (99,3% в природном уране), что позволяет эффективно использовать весь природный уран, тогда как в освоенной атомной энергетике используется лишь природный делящийся материал – изотоп уран-235 (
0,7% в природном уране). Но замкнутый топливный цикл сложнее, чем открытый. Он требует переработки отработавшего ядерного топлива, выделения из него плутония (а это радиоактивный и токсичный элемент), изготовления свежего топлива на основе плутония; этот процесс должен быть непрерывным, что не так просто осуществить. Впрочем, во Франции, например, эта идея уже частично реализована, правда, на традиционных реакторах, которые не обеспечивают многократное повышение эффективности использования делящегося материала. Чтобы перейти к решению задачи полного использования потенциального ресурса урана, нужен новый тип реактора – реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор).
Реакторы на быстрых нейтронах довольно давно разрабатываются во многих странах, но широкого внедрения пока не получили. Единственный в мире быстрый реактор действует сегодня в России, на Белоярской АЭС. Это реактор БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 мегаватт. Один он, естественно, ничего не решает, да и сооружен БН-600 еще в 1980-е годы, то есть имеет достаточно солидный возраст для технического объекта. Кроме того, нужно улучшить показатели реакторов БН: технико-экономические характеристики, показатели безопасности. Это в определенной мере сделано в проекте БН-800, который сейчас сооружается на Белоярской атомной станции и через год-два должен быть пущен в эксплуатацию.
В полной мере возможности улучшения конструкции быстрого натриевого реактора могут быть реализованы на базе всего накопленного опыта, и мы сейчас воплощаем эту идею в проекте реактора БН-1200, разрабатываемого в рамках проекта «Прорыв».
Кроме натрия в быстром реакторе возможно использование других видов теплоносителя, не замедляющего нейтроны – в отличие от воды в традиционных реакторах. Специалистами НИКИЭТ (Москва) в 90-х годах было предложено использовать свинцовый теплоноситель, соответствующая конструкция реактора также разрабатывается в рамках проекта «Прорыв». Считается, что он может быть более эффективным по технико-экономическим показателям и безопасности. Мы, разработчики быстрого натриевого реактора, не уверены в этом. Окончательную оценку эффективности применения свинцового теплоносителя можно будет сделать только после получения опыта работы разрабатываемого опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300.
Евгений Адамов: проект «Прорыв» поможет лидерству России на атомном рынке
Одним из крупнейших проектов современной мировой атомной энергетики стал российский проект «Прорыв», направленный на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, эти технологии необходимы для развития атомной энергетики будущего, решения ее сырьевых и экологических задач.
В рамках «Прорыва» в России планируется построить быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также разрабатывается проект энергоблока нового поколения с быстрым реактором с натриевым теплоносителем БН-1200. О том, как реализуется «Прорыв» и какие результаты в ходе него уже получены российскими атомщиками, рассказал в интервью специальному корреспонденту РИА Новости Владимиру Сычеву научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов, бывший в 1998-2001 годах министром атомной энергии РФ.
— Евгений Олегович, каковы основные тенденции в мировой атомной энергетике, требующие разработки и создания новых энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах?
— Одна из таких тенденций – увеличение затрат при сооружении АЭС, старт которых связан с аварией на американской станции “Три Майл Айленд” в 1979 году. Произошло более чем трехкратное увеличение объема капитальных вложений, связанное с дополнительными барьерами безопасности. Последствия аварий в Чернобыле и на Фукусиме только увеличили масштаб этих затрат. В результате конкурентоспособность АЭС оказалась под вопросом.
Вторая – нарастание количества ОЯТ (облученного или как его чаще называют отработавшего ядерного топлива), по отношению к которому с подачи американцев уже второе столетие рассматривается так называемое отложенное решение, а конечное так и не появилось.
Эти тенденции просматривались еще в 2000 году, когда на правительстве рассматривалась и была одобрена представленная Минатомом стратегия развития атомной энергетики на первую половину ХХI века. Именно тогда проблемы безопасности мы предложили решать не за счет наращивания инженерных мер и повышения требований к персоналу, а за счет более полного использования природных законов, почему этот подход и получил название “естественной безопасности”.
Именно быстрые реакторы, в которых есть избыток нейтронов, позволяют одновременно и реализацию гарантированного исключения тяжелых аварий, и окончательное решение проблемы отработавшего топлива (ОЯТ) путем сжигания минорных актинидов. Это еще одна особенность рассматриваемого нами замыкания ядерного топливного цикла: радиационно-эквивалентное обращение с делящимися материалами и радиоактивными отходами – в землю через относительно непродолжительный временной интервал возвращается радиоактивность и радиотоксичность не большая, чем из нее добыты при извлечении уранового сырья.
— Весной нынешнего года тематические научно-технические советы Росатома обсуждали перспективы развития российской атомной энергетики на базе двухкомпонентной системы из энергоблоков с реакторами на тепловых нейтронах (они сейчас составляют основу атомной генерации) и быстрыми реакторами. Каковы основные выводы, сделанные на основе обсуждений?
— Наличие более 450 действующих в мире энергоблоков автоматически определяет длительный период двухкомпонентности: ресурс работоспособности современных блоков составляет 60 лет, и они продолжают строиться.
— Можно ли говорить о существовании конкуренции между быстрыми реакторами со свинцовым и натриевым жидкометаллическими теплоносителями или же это домыслы?
— Никакой конкуренции нет: большая часть задач будущей атомной энергетики решаются реакторами на быстрых нейтронах, независимо от типа теплоносителя. Начинали не с натрия и не со свинца, а с эвтектики натрий-калий, жидкой при комнатной температуре, а затем в стремлении увеличить удельную мощность и получить короткие времена удвоения перешли к натрию, обладающему лучшими, чем эвтектика, теплоаккумулирующими и теплопередающими свойствами.
С натрием можно решить большую часть задач перспективной ядерной энергетики, но у него есть существенные недостатки: он активно взаимодействует с воздухом и водой (опасность пожаров и взрывов), а также имеет относительно низкую температуру кипения. Переход к свинцу снимает эти проблемы безопасности. Поэтому вполне понятно стремление использовать значительный потенциал разработок для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем и уж затем переходить к свинцу.
— А каковы точки соприкосновения между “натриевыми” и “свинцовыми” быстрыми реакторами? Можно ли считать такой точкой планы по испытаниям в “натриевом” реакторе БН-800 четвертого блока Белоярской АЭС экспериментальных топливных сборок с предназначенным для “свинцового” реактора БРЕСТ-ОД-300 смешанным нитридным уран-плутониевым топливом для обоснования и опытно-промышленного освоения технологий замыкания ядерного топливного цикла?
— Если внимательно посмотреть на состав проектов “Прорыва”, то станет ясно, что в них присутствует и проект АЭС с БН-1200. Поэтому следует говорить об оптимальности этапов реализации замыкания топливного цикла (смотрите ответ на предшествующий вопрос), а не о противопоставлении реакторных установок с различными типами теплоносителей, которому так много уделяется внимания теми, кто либо слабо разбирается в теме, либо сознательно пытается столкнуть лбами разработчиков.
Куда как важнее тип топлива, используемого в реакторах на быстрых нейтронах. Сегодня, как и все предшествующие десятилетия, это оксид. На нем работали французские “Феникс” и “Суперфеникс”, наши БН-350, БН-600 и пока работает только что запущенный в эксплуатацию БН-800. Оксидное топливо досталось реакторам на быстрых нейтронах по наследству от действующих по всему миру АЭС.
В то же время специалистам хорошо известно, что для таких реакторов оптимальными являются плотные топлива: металлическое (ему отдают предпочтение в США), карбидное (выбор индусов) или нитридное. В СССР на лабораторном уровне успели поработать со всеми видами плотных топлив и остановились на нитридном смешанном уран-плутониевом (СНУП). Сейчас состояние разработки такого топлива в РФ опережает все другие страны, и мы считаем, что к 2019 году будут завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать такое топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300.
— Этот реактор, БРЕСТ-ОД-300, войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который планируется построить на площадке предприятия Росатома “Сибирский химический комбинат” в Северске. Как идет сейчас работа на площадке комплекса? Укладываются ли строители в график?
— У меня нет на памяти примера, когда бы строители укладывались в график: разумеется, если не рассматривать график после самой последней корректировки. Но тем не менее темпы строительства, особенно учитывая непростые сибирские климатические условия, вполне приличные. Приоритетом для нас является не скорость сооружения объектов ОДЭК, а их качество, за которым организован неусыпный контроль.
— Есть ли практические проблемы, возможно, затрудняющие реализацию проекта «Прорыв»?
– Самое главное, что не появилось принципиальных научных проблем, которые меняли бы первичные представления и подходы при реализации проекта. Разумеется, строить реакторы и радиохимические производства в рамках первого атомного проекта было проще: ресурсов в послевоенной стране было неизмеримо меньше, однако в минимально необходимой мере они выделялись приоритетным образом: неважно, касалось ли дело кадров или ресурсов материальных. Сегодня многие процессы забюрокрачены, а организационные не всегда оперативно решаются. Только благодаря координационному совету проекта сохраняются приличные темпы реализации проекта.
– Какие основные технологические задачи надо решить, чтобы быть уверенными в реализуемости проекта опытно-демонстрационного энергокомплекса?
— Мы поставили амбициозную задачу сокращения внешнего топливного цикла до одного года. Переработка по существующей гидрометаллургической технологии топлива с такой короткой выдержкой после извлечения из реактора невозможна. Поэтому предусматривается использование пирохимической или плазмофизической технологий, к сожалению, продвинутых пока не слишком далеко как у нас, так и за рубежом. На первом этапе мы будем использовать гидрометаллургию, а параллельно будем вести работы по упомянутым другим вариантам.
Надо практически показать умение работать с большими объемами свинцового теплоносителя: мне это кажется более простым, чем когда создаешь конструкции с малыми зазорами и объемами, как, например, нам пришлось при создании космических установок. Но тем не менее такая задача тоже стоит.
Ключевым физическим параметром реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности является исключение такого запаса реактивности, при которым сохраняется пусть и теоретическая, но возможность разгона на мгновенных нейтронах (чернобыльская авария). Расчетным путем здесь все обосновано, однако на практике подтверждение равновесной зоны, в которой сгорание делящего вещества (уран-235 или плутоний) уравновешено образованием нового (плутония), будет сделано только на БРЕСТе-ОД-300.
Эти и другие задачи являются обычными инженерными проблемами, которые приходилось и приходится сейчас решать на любом из реакторных объектов или радиохимических производствах.
– Что можно сказать о реакторных испытаниях нитридного топлива для БРЕСТ-ОД-300? Каковы уже полученные результаты, насколько они оправдали ожидания разработчиков? Сколько еще надо создать экспериментальных топливных сборок, в какие сроки их планируется ставить на испытания?
— В 2016 году мы заканчиваем постановку на испытания тепловыделяющих сборок в БН-600 по первичной программе, имеющей целью дать необходимую информацию для верификации расчетных кодов. Четыре сборки реакторные испытания прошли, ни один из сотен тепловыделяющих элементов при таких испытаниях не разгерметизировался, а затем послереакторные испытания тепловыделяющих элементов первой из извлеченных сборок, с выгоранием на том же уровне, который характерен для топлива реакторов на тепловых нейтронах, показали, что ресурс их не исчерпан. Полученная информация уже полезна при модернизации используемых для обоснования безопасности расчетных программ.
Завершение первичной программы позволило поставить вопрос о ее развитии с целью получения статистически значимых результатов и увеличения выгорания топлива. Например, в работах по обоснованию (смешанного оксидного уран-плутониевого) МОКС-топлива (для реактора БН-800) были проведены испытания нескольких тысяч твэлов.
– Возвращаясь к теме испытаний нитридного топлива в реакторе БН-800, когда планируется загрузить в него первую партию этих экспериментальных топливных сборок?
— Существенной разницы в испытаниях СНУП в БН-600 и БН-800 нет. А вот с точки зрения замыкания топливного цикла, когда из ОЯТ БН изготавливается новое топливо и загружается в реактор, подходит только БН-800, так как транспортно-технологическая цепочка на БН-600 позволяет работать лишь с низкофоновым топливом.
Загрузка СНУП в БН-800 была бы еще целесообразна и с той точки зрения, что, не дожидаясь начала эксплуатации БРЕСТа, можно было бы получить физические параметры для подтверждения расчетов равновесной активной зоны. Для этого понадобится несколько десятков ТВС со СНУП. Создание такой вставки возможно после завершения перевода (активной) зоны (реактора БН-800) на МОКС-топливо, которое планируется в 2019 году.
– Каковы результаты работ по обоснованию изделий активной зоны реактора, его корпуса, парогенератора, главного циркуляционного насосного агрегата, а также конструкционных материалов?
— Из перечисленных вами изделий наиболее сложные инженерные задачи возникают с железобетонным корпусом БРЕСТа. Мы привлекли к его созданию КБСМ — разработчика подземных шахт для запуска межконтинентальных баллистических ракет. Создан стенд, на котором проходят натурные испытания макетов корпуса и его наиболее напряженных элементов (в том числе днища), а также выполнены исследования по проникновению горячего свинца в жаростойкий бетон при нарушении герметичности металлической облицовки.
Все результаты пока положительные, и основная задача стоит в создании необходимого для обоснования безопасности банка данных и расчетных кодов. Кстати, вероятность разрушения такого корпуса ниже десяти в минус девятой, что существенно выше требований современных нормативов. Парогенератором, главными циркуляционными насосами занимаются те же разработчики, что и для действующих сегодня АЭС. Накопленный ими опыт и квалификация специалистов позволяют рассчитывать на успешные результаты. Не следует забывать, что тяжелый теплоноситель (свинец-висмут) уже был использован при создании ряда реакторных установок для подводных лодок.
– Ключевые этапы замкнутого ядерного топливного цикла – это переработка отработавшего ядерного топлива, выделение из него ценных делящихся материалов и изготовление с их использованием новых партий ядерного топлива. Поэтому хотелось бы узнать, как идут работы по обоснованию технологий комбинированной переработки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300? И как при этом решается задача выделения минорных актинидов, прежде всего америция, с целью их “сжигания” в реакторах и уменьшения тем самым объемов высокоактивных отходов? Когда планируется изготовить первый экспериментальный америций-содержащий элемент для постановки его на реакторные испытания?
— Решение о комбинированной технологии принималось применительно к модулю переработки на ОДЭК в 2012 году в связи с тем, что позиции специалистов в оценке глубины очистки пирохимии разошлись на несколько порядков. Не уверен, что такое совмещение будет оптимальным для промышленных объектов с точки зрения экономики.
Именно потому, что в предшествующие годы по ряду организационных и кадровых причин работы по пирохимии отстали от наших планов, замыкание на первом этапе на ОДЭК будет осуществлено на базе гидрометаллургии. Сейчас для укрепления кадрового потенциала привлечены специалисты Уральского института электрохимии РАН и актуализируется соответствующая программа НИОКР.
Что качается вовлечения минорных актинидов, то мы рассматриваем и технологически более простую задачу использования небольшого количества отдельных от твэлов так называемых авэлов – америций-содержащих элементов. С физической точки зрения и по экономике организации переработки более привлекательно размещение актинидов непосредственно в тепловыделяющих элементах.
С нептунием проблем не предполагается и более того, он способствует реализации равновесной активной зоны без избыточного запаса реактивности. А вот у америция повышенная летучесть и возможность его удержания в (топливной) матрице будет практически проверена в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) на реакторе БОР-60, для которого уже изготовлены соответствующие твэлы. Испытания начнутся или в конце этого, или в следующем году.
– В целом, с учетом выполненных работ, насколько оптимистично вы, Евгений Олегович, смотрите на перспективу реализации «Прорыва»?
— Проект в рамках ФЦП, нацеленной на решение задач НИОКР, находится в середине пути. Никаких непреодолимых проблем за прошедшие четыре года не появилось, а полученные результаты подтверждают реализуемость поставленной задачи. Все это позволяет уже в следующем году, не дожидаясь завершения работ по ФЦП, ставить задачу коммерциализации НИОКР и создания промышленных энергокомплексов, реализующих замыкание ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах.
Перспективы реализации проекта определяются не научными и инженерными проблемами, а стойкостью руководства: три раза мы уже чуть не потеряли половину нашей атомной энергетики. Первый – еще в 1986 году, когда готовилось постановление о прекращении эксплуатации всех блоков с реакторами, аналогичными чернобыльскому.
Второй — в 1990-е годы, когда западные страны пытались использовать чернобыльскую аварию и заставить (президента) Ельцина закрыть все АЭС, построенные по советским проектам, или хотя бы те из них, которые используют реакторы РБМК. Тогда мы доказали в рамках международного проекта, что уровень безопасности всех блоков в мире определяется годами их постройки и в этом отношении советские АЭС не отличаются от западных.
Третий раз — совсем недавно, когда ввиду формоизменения графитовой кладки (энергетических реакторов РБМК на ряде российских АЭС) восстановление ресурсных характеристик рассматривалось не только чиновниками, но и рядом весьма уважаемых специалистов, как задача нерешаемая. Тем не менее мы ее решили. Экономический эффект исчисляется сотнями миллиардов долларов.
Сохранение приоритетности проекта «Прорыв» в условиях сложившейся экономической ситуации и суете повседневных забот позволит в следующем десятилетии не только решать внутренние проблемы оптимизации электропроизводства за счет атомной энергетики, но и упрочить позиции России как лидера на рынке атомных технологий.