Top-manager Tatiana

Address to the top-manager about accommodation of advertisement. CLICK HERE

ГОСТЕВАЯ КНИГА ТОП-МЕНЕДЖЕРА ЗДЕСЬ

ВНИМАНИЕ!

Для студентов, аспирантов и молодых ученых

Доклад на форуме "Новая технологическая платформа ядерной энергетики России" доктора технических наук В. В. Алексеева

"Физическая химия и технология щелочных жидкометаллических теплоносителей: история и современность"

Скачать архив (900Кб)  здесь

Доклад на форуме "Новая технологическая платформа ядерной энергетики России" доктора технических наук В. В. Алексеева

"Технология натриевого теплоносителя применительно к ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах"

Скачать архив (290Кб)  здесь

Доклад на сессии МАГАТЭ

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН)"

Скачать архив (460 Кб)  здесь

Публикации

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Расчетное моделирование массопереноса примесей в контурах ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем"

Скачать архив (550 Кб)  здесь

"Моделирование процессов массопереноса и коррозии сталей в ядерных энергетических установках со свинцовым теплоносителем."

Скачать архив (350Кб) здесь

  "Расчет процесса массопереноса продуктов коррозии в элементах гидравлического тракта первого контура быстрого реактора с натриевым охлаждением"

Скачать архив (220Кб)  здесь

"Расчетно-теоретический анализ процесса оксидирования стали в свинцовом теплоносителе"

Скачать архив (68Кб)  здесь

"Моделирование массопереноса хрома и железа в натриевом контуре с учетом их химического взаимодействия с кислородом"

Скачать архив (100Кб)  здесь

Лаборатория

физической химии и технологии натриевого теплоносителя

 

 

 

Начальник лаборатории:     Алексеев Виктор Васильевич (доктор технических наук)   Телефон: (48439) 9-42-34 Факс: (48439) 9-80-71 E-mail: alexeev@ippe.ru

 

СОДЕРЖАНИЕ СТРАНИЦЫ:

Общие сведения

Область деятельности

Контроль примесей в натрии. Очистка натрия от примесей

Исследования термического взаимодействия кориума с натрием

Взаимодействие сталей со свинцовым теплоносителем

Стенды и установки

Основные публикации 2001 – 2010 годов

Теплофизика–2010

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ НА ПЕРИОД 2010 - 2015 ГОДОВ И НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2020 ГОДА

Ядерная и радиационная безопасность

Новая технологическая платформа ядерной энергетики России

Постановление Правительства РФ №1026-р от 23 июля 2009 г.

Перспективы ядерной энергетики

ГНЦ РФ ФЭИ

ГОСТЕВАЯ КНИГА ВИКТОРА АЛЕКСЕЕВА ЗДЕСЬ

 

В лаборатории работают один доктор и три кандидата наук. Кадровый состав включает также квалифицированных специалистов и рабочих.

    Для выполнения конкретных работ формируются научно- исследовательские группы по основным текущим направлениям работы таким, например, как:

• изучение процессов сложного массообмена в системах «натрий – примеси - конструкционные материалы -защитный газ»;

• исследование развития тяжёлой аварии, оценка энергетических эффектов термического взаимодействия кориума с натрием;

• разработка принципов устройств и методов контроля примесей в натрии и систем очистки натрия от примесей;

• разработка активных методов анализа сигналов быстропротекающих процессов.

Подготовка и проведение экспериментальных работ обеспечивается соответствующими техническими специалистами по направлениям:

• автоматизация эксперимента и приборное оснащение;

• слесарно-механическое обеспечение;

• подготовка и проведение экспериментальных работ.

Вернуться к оглавлению

 

Область деятельности

 

Основными задачами лаборатории являются проведение фундаментальных и прикладных исследований проблем физической химии и технологии натриевого теплоносителя установок с реакторами на быстрых нейтронах (БН), а также исследований физических процессов термического взаимодействия расплавленного топлива с натриевым и водяным теплоносителями.

Фундаментальные исследования:

• изучение форм существования примесей в натрии с учетом видов и интенсивностей источников их поступления в циркуляционные натриевые контуры;

• исследование динамики поведения примесей в первом и втором контурах реакторов на быстрых нейтронах, включая процессы их термических, химических и фазовых превращений;

• изучение процессов сложного массообмена в системах «натрий – примеси - конструкционные материалы - защитный газ»;

• исследование физических процессов, происходящих при взаимодействии расплавов топлива и материалов активной зоны быстрых реакторов с натрием;

• исследование развития тяжёлой аварии, оценка энергетических эффектов термического взаимодействия кориума с натрием.

Прикладные исследования:

• разработка принципов устройств и методов контроля примесей в натрии и систем очистки натрия от примесей;

• прогнозирование состояния оборудования и массопереноса в жидкометаллических контурах;

• разработка и обоснование рекомендаций по проектам технологического оборудования и систем безопасности реакторных установок при тяжелых авариях с плавлением активной зоны на установках с реакторами на быстрых нейтронах и с водоохлаждаемыми реакторами;

• разработка активных методов анализа сигналов быстропротекающих процессов.

Лаборатория может обеспечить решение следующих задач:

• разработка систем отвода тепла в различных отраслях промышленности (ядерная энергетика, металлургическая, нефтехимическая и т.д.) на основе контурной технологии жидкометаллических контуров с щелочными теплоносителями.

• разработка технологий получения натрия высокой чистоты в ядерной энергетике, химической металлургии, фармацевтической и других отраслях промышленности.

• разработка систем и методов дискретного и непрерывного измерения содержания примесей в натрии.

• проведение исследований термического взаимодействия высокотемпературных расплавов с водой и щелочными металлами, включая экспериментальное обоснование и верификацию соответствующих расчетных кодов.

• проведение исследований аварийных ситуаций при нарушении межконтурной герметичности и попадании в натриевый теплоноситель других сред (вода, масло).

• разработка усовершенствованных методов обработки сигналов систем измерения быстропеременных процессов (корреляционно-спектральный анализ сигналов, адаптивная фильтрация, нейросетевая классификация сигналов нейросетевое распознавание типов сигналов).

• разработка концепции и программного обеспечения перспективных диагностических систем, основанных на применении метода искусственного интеллекта.

• проведение исследований распылительной и конвективной сушки материалов, в т. ч. с/х продукции.

Вернуться к оглавлению

 

Контроль примесей в натрии. Очистка натрия от примесей.

 

Разработаны и внедрены в эксплуатацию основные технологические средства и системы мониторинга требуемого качества натриевого теплоносителя (контроль основных примесей, очистка натрия) в условиях эксплуатации;

Разработаны основы физико-химического анализа системы «натрий - примеси - конструкционные материалы - защитный газ» применительно к технологии натриевого теплоносителя реакторов типа БН;

Получены фундаментальные результаты в исследовании таких систем, как натрий-кислород, натрий-водород, натрий-углерод, натрий - минеральные масла, натрий - продукты реакции натрия с водой;

Исследован массоперенос продуктов коррозии конструкционного материала в неизотермическом натриевом контуре.

Разработка методов контроля примесей в натрии.   Пробоотборник - дистиллятор.   1 - вакуумная камера;  2 - поворотное устройство;  3 - стаканы;  4 - сливная трубка;  5 - конденсатор.

Разработка методов очистки натрия от примесей.   Распределение окиси натрия в ловушке, измеренное путем отбора локальных проб  и g - методом

Модель гетерогенного переноса продуктов коррозии в натриевых контурах ЯЭУ.   Распределение плотности потока массы компонентов стали, осаждающихся на поверхности твэла, по его длине   Реакторы БН-600 (кривая 1) и БН-1800 (кривая 2). Отрицательная область соответствует растворению стали.

Вернуться к оглавлению

Исследования термического взаимодействия имитаторов кориума с натрием

 

Разработаны методы экспериментальных оценок коэффициентов конверсии тепловой энергии кориума в механическую работу расширения системы кориум - теплоноситель.

Проведены измерения энергетических характеристик термического взаимодействия и вызываемых им динамических нагрузок на окружающие элементы конструкции.

Проведены экспериментальные исследования кинематических характеристик перемещения материалов в зоне взаимодействия в зависимости от начальных условий (параметры истечения расплава кориума; геометрия зоны взаимодействия: свободный канал, канал, затесненный стержневой сборкой).

Взаимодействие сталей со свинцовым теплоносителем

Теплоносители на основе свинца обладают повышенной коррозионной агрессивностью по отношению к сталям, они подчиняются тем же закономерностям, что и другие жидкометаллические теплоносители.

Результаты оценок для скорости потока 2 м/с и соответствующих значений Re для стали без защитного покрытия в свинце показали, что коррозионный износ в рассмотренном диапазоне параметров лежит в интервале значений 0,3-2 мм/год [1].

Работоспособность стали в теплоносителе на основе свинца достигается формированием на поверхности стали диффузионного барьера, препятствующего массопереносу компонентов стали в теплоноситель. Основные принципы формирования покрытий базируются на общих закономерностях, характерных для жидких металлов.

Разработана модель оксидирования стали в свинцовом теплоносителе, для случая, когда преобладает механизм образования магнетита на поверхности стали. На основании этой модели выполнен расчет констант проницаемости для магнетита в свинце с использованием известных экспериментальных данных (толщина оксидных пленок, активность кислорода в свинце, временная кривая оксидирования). Температурная зависимость для расчета коэффициента проницаемости железа в оксидной пленке на стали ЭИ-852:  К_пр = 10^{-(4,69+7040/Т)}, кг/(м×с).

Выполнено математическое описание процесса оксидирования при формировании двухслойной оксидной пленки на поверхности стали. Совместное решение полученных уравнений при заданных граничных условиях (гидродинамические и температурные режимы, активность кислорода в свинце, состав стали и оксидов) позволило рассчитать динамику образования (или растворения) оксидных слоев и их толщину.

Получено соответствие расчетных и экспериментальных данных по оксидированию стали ЭИ-852 при a_О = 0,01 и t = 650°С.

Как следует из расчетов, для рассматриваемых условий при активности кислорода в свинце от 1 до 10^-3 преобладает магнетитный механизм образования оксидного покрытия, а ниже 10^-3 преобладает смешанный (магнетит + шпинель Fe-Cr) механизм оксидирования. При активности кислорода 0,0001 и ниже имеет место только Fe-Cr шпинельный механизм оксидирования, магнетит практически не образуется.

Решена задача моделирования формирования двухслойного оксидного покрытия на сталях в теплоносителях на основе свинца. Разработаны математическое описание, алгоритм и расчетная программа. Дальнейшие исследования в этой области заключаются в разработке модели массопереноса конструкционного материала в целом по контуру с тяжелым теплоносителем для различных условий эксплуатации энергетических установок, разработке на ее основе расчетного кода, определении соответствующих констант и замыкающих соотношений.

Вернуться к оглавлению

Стенды и установки

	Стенд Плутон   Исследования термического взаимодействия кориума с натрием   Стенд предназначен для экспериментального определения    коэффициентов конверсии термического взаимодействия и перемещения материалов при термическом взаимодействии имитаторов кориума с натрием, а также для разработки мер по предотвращению развития тяжелой аварии на реакторах типа БН.       Результаты, полученные на стенде: Исследованы динамические характеристики взаимодействия расплавов урансодержащих имитаторов кориума (термитные смеси на основе низкообогащенного урана и оксида молибдена) с натрием в условиях затесненного пространства (пучковая геометрия имитаторов ТВС). Исследовано перемещение материалов при взаимодействии урансодержащих имитаторов кориума с натрием.       Характеристики стенда:          Теплоноситель – Na;            Температура, 0С - 500;        Давление, МПа - 0,8;             Мощность, кВт  - 150.
	Вернуться к оглавлению
	Экспериментальный участок «Вращающийся диск».   Предложен метод исследования кавитационной эрозии конструкционного материала в жидкометаллических теплоносителях на экспериментальной установке с вращающимся цилиндром.   Получены данные по эрозионному воздействию потоков свинца на сталь.   Исследованы методы защиты от эрозии в теплоносителе.
	Вернуться к оглавлению
	Стенд Ирина.   Исследован массоперенос примесей в оборудовании натриевых контуров с использованием радиоактивных меток применительно к реакторам БН. Исследованы особенности массопереноса трития в контурах с натрием, его выхода в окружающую среду, методы улавливания и локализации трития. Характеристики стенда:    Теплоноситель – Na;   Р = 0,5 МПа;    Т = до 700 0С;  N = 200 кВт; G = 10 м3/час.
	Вернуться к оглавлению
	Стенд Протва -1   Разработка усовершенствованных процессов очистки натрия от примесей   Результаты, полученные на стенде: Исследован массоперенос продуктов коррозии нержавеющей стали Х18Н10Т в натрии и получены соответствующие константы. Выполнены НИР по анализу процессов, связанных с аварийным попаданием масла в первый контур PFR. Исследовано устройство для интенсивной очистки натрия от продуктов его взаимодействия с водой. Исследованы состав и реакционная способность отложений, формируемых в газовых полостях натриевых систем за счет паров масла (эффекты старения субстрата отложений; поведение взвешенной фазы углеродных примесей в натрии). Проведено обоснование выбора датчиков для акустической системы обнаружения течей парогенератора реактора КАЛИМЕР (Южная Корея). Характеристики стенда: Теплоносители – Na, Na – K; Р = 0,4 МПа; Т = до 750 0С; N = 500 кВт; G = 110 т/час.
	Вернуться к оглавлению
	Стенд Протва -2   Результаты, полученные на стенде: Исследованы методы повышения чувствительности и калибровки индикатора водорода в натрии.   Исследована кинетика взаимодействия с натрием и состав отложений, формируемых в газовых полостях натриевых систем за счет загрязнений защитного газа.   Исследовано развитие малых течей воды в натрий для материала теплообменных трубок парогенератора реактора КАЛИМЕР (Южная Корея).   Характеристики стенда: Теплоноситель – Na;    Р = 0,5 МПа; Т = до 700 0С; N = 200 кВт; G = 10 м3/час.
	Вернуться к оглавлению
Стенд СИД   Результаты, полученные на стенде: Проведены исследования системы «углерод – натрий – конструкционный материал» и испытания системы непрерывного контроля содержания углерода в натрии. Исследованы процессы массопереноса в натриевом контуре при одновременном присутствии в натрии примесей кислорода и углерода. Исследованы гидродинамические особенности суспензий частиц тяжелого металла (вольфрама) в натрии. Исследованы состав и реакционная способность отложений, формируемых в газовых полостях натриевых систем за счет паров и аэрозолей масла. Исследованы свойства системы «натрий – графит» применительно к изучению процессов в ЦПК БН-600.	Основные характеристики Параметры 1 контур 2 контур Теплоноситель Na Na-K Количество, кг 250 200 Максимальная температура, 0С 700 350 Максимальный расход, м3/час 10 10 Максимальное давление, МПа 0,6 0,6 Назначение стенда: Исследование поведения системы «углерод – натрий – конструкционный материал». Исследование массопереноса углеродосодержащих примесей в натрии. Отработка методов контроля  наметаллических примесей в натрии (азот, кислород, водород, углерод).

Вернуться к оглавлению

Основные публикации 2001 - 2012 годов

1. Козлов Ф.А., Орлова Е.А., Алексеев В.В., Дробышев А.В., Осипов М.М., Захарова М.И., Ковалев Ю.П., Гаврилова Н.В., Артемов Н.А., Засорин И.И., Торбенкова И.Ю., Матвеев К.А. Исследование свойств системы натрий-графит применительно к ЦПК АЭС БН-600 // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 138-139.

2. Орлова Е.А., Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Торбенкова И.Ю., Бозин С.Н., Емельянцева З.И. Исследование процессов на поверхности конструкционных материалов в свинцовом теплоносителе методом вращающегося диска // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 153-154.

3. Кумаев В.Я., Лебезов А.А., Пышин И.В., Алексеев В.В. MASKA-LM – код для расчета массопереноса примесей в жидкометаллических контурах // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 295-298.

4. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А. Моделирование массопереноса примесей в контуре со свинцовым теплоносителем // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 303-305.

5. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А. Расчетные оценки массопереноса продуктов коррозии в первом контуре БН-600 // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 303-305.

6. Загорулько Ю.И., Жмурин В.Г., Ковалев Ю.П. Исследования термического взаимодействия кориума с натрием. // Российская межотраслевая конференция “Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов”, 29-31.10.2002, Обнинск. С. 267.

7. Свидерский М.Ф., Свириденко И.П., Дробышев А.В., Орлова Е.А. Патент на изобретение № 2181104. Способ выделения кремния (2002).

8. Субботин В.И., Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Волчков Л.Г., Дробышев А.В., Загорулько Ю.И., Иваненко В.Н., Ковалев Ю.П., Козуб П.С., Ластов А.И., Матвеев В.П., Матюхин В.В., Орлова Е.А., Сергеев Г.П. Натрий – теплоноситель АЭС с реакторами на быстрых нейтронах: история, современность, будущее // Тезисы докладов конференции “Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах” в рамках Российского научно-технического форума “Ядерные реакторы на быстрых нейтронах”, посв. 100-летию со дня рождения А.И. Лейпунского, 8-12.12.2003, Обнинск. С. 20.

9. Загорулько Ю.И., Жмурин В.Г., Волов А.Н., Ковалев Ю.П., Матвеев К.А. Энергетические превращения в процессах термического взаимодействия кориума с натрием // Тезисы докладов конференции “Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах” в рамках Российского научно-технического форума “Ядерные реакторы на быстрых нейтронах”, посв. 100-летию со дня рождения А.И. Лейпунского, 8-12.12.2003, Обнинск. С. 59.

10. Alexeev V.V., Kozlov F.A., Orlova E.A., Vorobjeva T.A., Torbenkova I.Yu. Modelling of corrosion products mass transfer in sodium circuits // Working material “Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid metal coolants in single/two-phase”. Obninsk, 5-9 July 2004. TWG-FR/125 // IAEA, Vienna, 2005. Р.447-460.

11. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А., Воробьева Т.А., Торбенкова И.Ю. Массоперенос продуктов коррозии в первом контуре быстрого реактора с натриевым теплоносителем // Доклад на IV международную научно-техническую конференцию “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, Москва, июнь 2004, Разрешение №1267/2004 от 22.04.2004.

12. Kozlov F.A., Alexeev V.V., Zagorul'ko Yu.I., Sergeev G.P., Volchkov L.G., Vorob'jeva T.A.. The summary of the sodium coolant technology development in application to LMFBRs // Working material “TM on the Coordinated Project (CRP) “Analyses of and Lessons Learned from the Operational Experience with Fast Reactor Equipment and Systems””… Obninsk, 14-18 February 2005 // TM-27172 and TM-26984, TWG-FR/123 // IAEA, Vienna, 2005. Р.237-259.

13. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А., Ромадова Е.Л. Расчетные оценки массопереноса продуктов коррозии в контурах ЯЭДУ с паротурбинным преобразователем энергии // Сб. докладов в 3-х томах. Я-129 “ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В КОСМОСЕ – 2005”, том 2 // Материалы научн. конференции, 1-3 марта 2005 / ФГУП НИКИЭТ, М.-Подольск, 2005. С. 426-434.

14. Загорулько Ю.И., Ковалев Ю.П., Гаврилова Н.В., Воробьева Т.А., Андрюшенков И.Н. Исследование поведения системы Na-O-C в условиях неизотермического натриевого контура // Доклад на совещание специалистов Росатом (Россия) – КАЭ (Франция), РГ-4 «Технология», Разрешение №3558/2004 от 19.10.2004.

15. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А. Массоперенос продуктов коррозии при повышенной температуре в натриевом контуре // Доклад на совещание специалистов Росатом (Россия) – КАЭ (Франция), РГ-4 «Технология», Разрешение №3559/2004 от 19.10.2004.

16. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Орлова Е.А., Торбенкова И.Ю. Оценки массопереноса примесей в контуре со свинцом // Доклад на совещание специалистов Росатом (Россия) – КАЭ (Франция), РГ-4 «Технология», Разрешение №3560/2004 от 19.10.2004.

17. Загорулько Ю.И., Жмурин В.Г., Волов А.Н., Ковалев Ю.П., Матвеев К.А. Энергетические превращения в процессах термического взаимодействия расплава материалов активной зоны с натрием // Атомная энергия, т.96, вып.5, 2004. С. 367-373.

18. Козлов Ф.А., Поплавский В.М., Алексеев В.В., Цикунов А.Г., Воробьева Т.А. Моделирование массопереноса трития в трехконтурной ЯЭУ с натриевым охлаждением // Атомная энергия, т. 98, вып. 3, 2005. С. 175-181.

19. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Воробьева Т.А. Оценки массопереноса трития в АЭС с быстрым натрийохлаждаемым реактором и карнотизированной газотурбинной установкой во втором контуре // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

20. Загорулько Ю.И., Жмурин В.Г., Волов А.Н., Ковалев Ю.П. Экспериментальные исследования термического взаимодействия имитаторов кориума с теплоносителями (натрий, вода) // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

21. Алексеев В.В., Орлова Е.А., Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Матвеев К.А., Гаврилова Н.В., Торбенкова И.Ю. Исследование влияния гидромеханических процессов на эрозию стали в свинце // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

22. Орлова Е.А., Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Матвеев К.А. Оценка возможности формирования защитных покрытий на сталях из расплава свинца // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

23. Сергеев Г.П., Козуб П.С. Экспериментальные исследования разрушения стали 10Х2М в условиях течи воды в сплав натрия со свинцом (2 ат. % Pb) // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

24. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Орлова Е.А., Волов А.Н., Гаврилова Н.В., Ковалев Ю.П. Исследование системы графит-натрий применительно к ЦПК БН-600 // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

25. Алексеев В.В., Волчков Л.Г., Козлов Ф.А. Устройства холодной очистки натрия от примесей и перспективы их дальнейшего развития // Межотраслевая тематическая конференция “Телопфизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

26. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Загорулько Ю.И., Сергеев Г.П., Волчков Л.Г., Воробьева Т.А. Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН) // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

27. Алексеев В.В., Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Сорокин А.П. Теплогидравлика, физическая химия и технология в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем // Межотраслевая тематическая конференция “Теплофизика-2005. Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах”, 16-18.11.2005, Обнинск.

28. Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Алексеев В.В., Сорокин А.П. Проблемы создания системы очистки натрия первого контура с размещением холодных ловушек (ХЛ) в корпусе реактора (встроенная система очистки). // Материалы ярмарки инновационных решений для реализации проектов «АЭС-2006» и «Новая технологическая платформа». Росатом, Росэнергоатом, ВНИИАЭС, ЦНИИАТОМИНФОРМ, АТОМ-ИННОВАЦИЯ, Москва, 2007 г., с.69-71.

29. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Загорулько Ю.И., Сергеев Г.П., Волчков Л.Г., Козуб П.С., Воробьева Т.А. Технология использования натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН). // Материалы ярмарки инновационных решений для реализации проектов «АЭС-2006» и «Новая технологическая платформа». Росатом, Росэнергоатом, ВНИИАЭС, ЦНИИАТОМИНФОРМ, АТОМ-ИННОВАЦИЯ, Москва, 2007 г., с.77-80.

30. V Alexeev, F Kozlov, V Kumaev, E Orlova, Yu Klimanova, I Torbenkova.   The calculational modeling of impurity mass transfer in NPP circuits with liquid metal coolant.     SSC RF-IPPE, Russian Federation    Скачать архив (545 Кб)  здесь

31. Алексеев В.В., Козлов Ф.А., Кумаев В.Я., Орлова Е.А., Климанова Ю.В., Торбенкова И.Ю.      "Расчетное моделирование массопереноса примесей в контурах ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем"    Реферат ГНЦ РФ ФЭИ.  Скачать архив (550 Кб)  здесь

32. В.В. Алексеев, Ф.А. Козлов, В.Я. Кумаев, Ю.В. Климанова, Е.А. Орлова, И.Ю. Торбенкова, А.С. Кондратьев

    "Расчет процесса массопереноса продуктов коррозии в элементах гидравлического тракта первого контура быстрого реактора с натриевым охлаждением"

    Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (г. Обнинск)

    Скачать архив (220Кб)  здесь

33. Алексеев В.В., Орлова Е.А., Козлов Ф.А., Торбенкова И.Ю.  "Расчетно-теоретический анализ процесса оксидирования стали в свинцовом теплоносителе"

    Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (г. Обнинск)

    Скачать архив (68Кб)  здесь

34. Ф.А. Козлов, В.В. Алексеев, Е.А. Орлова, Н.В. Гаврилова, Ю.П. Ковалев

    Изучение поведения системы графит – натрий применительно к ЦПК БН-600 // Атомная энергия, Т.101, Вып.6, 2006. С. 431-437.

35. V. V. Alekseev, A. D. Efanov, F. A. Kozlov, A. P. Sorokin. Thermal-Hydraulics, Physical Chemistry, and Technology at Nuclear Power Stations Equipped with Fast-Neutron Sodium-Cooled Reactors // ISSN 0040-6015, Thermal Engineering, 2007, Vol. 54, No. 12, pp. 933–941. © Pleiades Publishing, Inc., 2007. // Original Russian Text © V.V. Alekseev, A.D. Efanov, F.A. Kozlov, A.P. Sorokin, 2007, published in Teploenergetika.

36. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Загорулько Ю.И., Сергеев Г.П., Волчков Л.Г., Козуб П.С., Ковалев Ю.П., Воробьева Т.А., Волов А.Н. Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН). // Теплоэнергетика №12, 2007.

37. The calculational modeling of impurity mass transfer in NPP circuits with liquid metal coolant. V Alexeev, F Kozlov, V Kumaev, E Orlova, Yu Klimanova and I Torbenkova 2008 J. Phys.: Conf. Ser. 98,  doi:10.1088/1742-6596/98/7/072009.

38. Ф.А. Козлов, В.В. Алексеев, Л.Г. Волчков, Т.А. Воробьева, Ю.И. Загорулько, Ю.П. Ковалев, П.С. Козуб, Г.П. Сергеев. Технология использования натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах.// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Выпуск 4./РНЦ «Курчатовский институт», 2008, с.41-54.

39. Alexeev V.V., Kozlov F.A., Orlova E.A., Torbenkova I.Yu. The theoretical and calculation analysis of oxide formation process on steel in lead coolant//3rd Conference Heavy Liquid-Metal Coolants In Nuclear Technologies (HLMC-2008) Obninsk, Russia, September 15-19, 2008.

40. В.В. Алексеев, Е.А. Орлова, Ф.А. Козлов, И.Ю. Торбенкова. Моделирование процесса оксидирования стали в свинцовом теплоносителе. // Межведомственный семинар «Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами (Теплофизика-2008)», Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, 15-17 октября 2008.

41. Алексеев В.В., Орлова Е.А., Козлов Ф.А., Торбенкова И.Ю. Моделирование процессов массопереноса и коррозии сталей в ядерных энергетических установках со свинцовым теплоносителем (часть 1). // Препринт ФЭИ-3128, Обнинск, 2008 –22 с.

42. Алексеев В.В., Орлова Е.А., Козлов Ф.А., Торбенкова И.Ю., Кондратьев А.С. Моделирование процессов массопереноса и коррозии сталей в ядерных энергетических установках со свинцовым теплоносителем (часть 2: Разработка одномерной модели массопереноса). // Препринт ФЭИ-3154, Обнинск, 2009 –27 с.

43. В.В. Алексеев, Ф.А. Козлов, Е.А. Орлова, А.С. Кондратьев, И.Ю. Торбенкова. Моделирование массопереноса хрома и железа в натриевом контуре с учетом их химического взаимодействия с кислородом. Межведомственный семинар «Теплофизика-2009», Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, октябрь 2009.

    Скачать архив (100Кб)  здесь

44. В.В. Алексеев, М.Н. Арнольдов, А.Д. Ефанов, Ф.А. Козлов, Н.И. Логинов, В.А. Морозов, А.П. Сорокин, С.Ф. Шепелев. Физическая химия и технология щелочных жидкометаллических теплоносителей: история и современность. Межведомственный семинар «Теплофизика-2009», Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, октябрь 2009.

    Скачать архив (900Кб)  здесь

45. Ф.А. Козлов, В.В. Алексеев, Ю.И. Загорулько, Г.П. Сергеев, П.С. Козуб, Т.А. Воробьева. Технология натриевого теплоносителя применительно к ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах. Межведомственный семинар «Теплофизика-2009», Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, октябрь 2009.

    Скачать архив (290Кб)  здесь

46. V.V. Alexeev, F.A. Kozlov, E.A. Orlova, A.S. Kondratyev, I.Yu. Torbenkova. The modeling of corrosion products mass transfer in circuits of LMFBR with sodium and lead coolant. The review of works.  State Scientific Center of Russian Federation - Institute for Physics and Power Engineering (SSC IPPE), Obninsk, Russian Federation

    Скачать архив (1.63Mb)  здесь

47. В.В. Алексеев, А.Н. Волов, С.А. Загребаев, В.П. Игнатьев, Ю.В. Климанова, Ф.А. Козлов, В.Я. Кумаев, А.В. Орлов, Е.А. Орлова, И.Ю.Торбенкова. Моделирование процессов массопереноса и коррозии сталей в ядерных энергетических установках со свинцовым теплоносителем. Препринт ГНЦ РФ ФЭИ, январь 2010.

    Скачать архив (350Кб) здесь

48. Алексеев В.В., Орлова Е.А., Козлов Ф.А., Кондратьев А.С., Торбенкова И.Ю. Оценки переноса и распределения взвесей продуктов коррозии в первом контуре ядерного реактора. Доклад на научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчетно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов. Телопфизика-2011». – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2011.

    Скачать архив (92Кб) здесь

49. В.В. Алексеев, Г.П. Сергеев, П.С. Козуб, В.В. Матюхин, А.П. Сорокин. Разработка опытного образца усовершенствованного прибора для контроля водорода в натрии. Доклад на научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчетно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов. Телопфизика-2011». – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2011.

    Скачать архив (550Кб) здесь

50. В.В. Алексеев , Е.А. Орлова, Ф.А. Козлов, Е.В. Варсеев, А.С. Кондратьев, И.Ю. Торбенкова. Моделирование массопереноса продуктов коррозии в контурах со свинцовым теплоносителем. Доклад на XII Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». – Обнинск: ИАТЭ, 2011.

    Скачать архив (85Кб) здесь

Полные тексты других публикаций высылаются электронной почтой по индивидуальным заказам через ГОСТЕВУЮ КНИГУ ВИКТОРА ВАСИЛЬЕВИЧА АЛЕКСЕЕВА

Вернуться к оглавлению

             О ФЕДЕРАЛЬНОЙ ЦЕЛЕВОЙ ПРОГРАММЕ

         "ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ НА ПЕРИОД

           2010 - 2015 ГОДОВ И НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2020 ГОДА"

                            ПОСТАНОВЛЕНИЕ

                           ПРАВИТЕЛЬСТВО РФ

                          3 февраля 2010 г.

                                 N 50

                                 (Д)

     Правительство Российской Федерации постановляет:

     1.  Утвердить  прилагаемую федеральную целевую программу "Ядерные

энерготехнологии  нового  поколения  на  период 2010 - 2015 годов и на

перспективу до 2020 года".

     2.  Министерству  экономического  развития Российской Федерации и

Министерству  финансов  Российской  Федерации при формировании проекта

федерального бюджета на соответствующий год и плановый период включать

указанную  в  пункте  1  настоящего Постановления Программу в перечень

федеральных   целевых  программ,  подлежащих  финансированию  за  счет

средств федерального бюджета.

Председатель Правительства

Российской Федерации

                                                              В. ПУТИН

Программу "Ядерные энерготехнологии  нового  поколения  на  период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года" качать ЗДЕСЬ!

Правительство РФ утвердило концепцию ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения»

   Правительство РФ утвердило концепцию федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и до 2020 года». Соответствующее распоряжение № 1026-р от 23 июля подписал премьер-министр Владимир Путин. Госзаказчиком программы определена госкорпорация «Росатом». Предельный (прогнозный) объем финансирования программы за счет средств федерального бюджета составляет 110,428 млрд. рублей. «Росатому» поручено обеспечить разработку проекта программы и внесение его в Правительство РФ. В концепции программы перечислены основные проблемы современной атомной энергетики РФ: высокое и постоянно нарастающее количество ОЯТ и РАО, неэффективное использование запасов природного урана, возможное снижение научного приоритета атомной энергетики РФ, уменьшение конкурентоспособности продукции атомной энергетики на мировом рынке.

«Концентрация усилий на создании ядерных энерготехнологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом обеспечит решение указанных проблем», - говорится в документе. «Росатом» предлагает два сценария реализации программы. Первый сценарий характеризуется выбором реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем в качестве базовой технологии и концентрацией всех имеющихся ресурсов на этом направлении. Предусматривается создание необходимой дополнительной исследовательской базы, проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ для обеспечения разработки технического проекта реактора на быстрых нейтронах, создание производственно-технологических комплексов для его топливообеспечения и замыкания ЯТЦ.

Общий размер средств для реализации программы в соответствии с первым сценарием, составит 109,7 млрд. рублей, в том числе из федерального бюджета - 101,3 млрд. рублей, из внебюджетных источников - 8,4 млрд. рублей. Данный сценарий не предполагает разработку альтернативных реакторных технологий, что, по мнению «Росатома», является основным риском, связанным с выбором единственной базовой технологии реакторов на быстрых нейтронах. Поэтому второй сценарий предусматривает дополнительно осуществить разработку реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителями. Не позднее 2014 года должны быть получены технические решения и разработаны технические проекты таких реакторов и технологий замкнутого ЯТЦ, а к 2020 году станет возможным начать работы по сооружению головных промышленных энергоблоков АЭС в рамках реализации генсхемы размещения энергообъектов до 2020 года.

Второй сценарий ориентирован на привлечение большего объема внебюджетных средств. Общий размер средств составит 128,3 млрд. рублей, в том числе из федерального бюджета - 110,4 млрд. рублей, из внебюджетных источников - 17,9 млрд. рублей. «Росатом» считает, что наиболее эффективной будет реализация второго сценария. Программу предлагается осуществить в два этапа. На первом этапе (2010 - 2014 гг.) должны быть получены технические решения и разработаны технические проекты реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, свинцово-висмутовым и с натриевым теплоносителями; завершено проектирование и осуществлен пуск топливных комплексов для производства уран-плутониевого оксидного топлива; разработан рабочий проект на строительство многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР).

На втором этапе (2015 - 2020 гг.) предполагается построить опытно-демонстрационные образцы реакторов типа БН со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями, а также МБИР; построить и ввести в эксплуатацию промышленный комплекс по производству плотного топлива; завершить строительство опытно-демонстрационного пирохимического комплекса топливообеспечения реакторов БН для отработки технологий замкнутого ЯТЦ. Кроме того, планируется модернизировать установки для проведения исследований в области управляемого термоядерного синтеза и завершить строительство термоядерного комплекса «Байкал». Согласно документу, на НИОКР планируется направить 55,7 млрд. рублей (в том числе из бюджета - 51 млрд. руб.), а на капитальные вложения - 72,6 млрд. рублей (в том числе из бюджета 59,4 млрд. руб.). В результате реализации ФЦП экспорт высокотехнологичного оборудования, работ и услуг атомной отрасли РФ должен вырасти примерно в 1,7 раза к 2020 году.

Вернуться к оглавлению

                ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ                  

                      Р А С П О Р Я Ж Е Н И Е                      

                    от 23 июля 2009 г. N 1026-р                    
                             г. Москва


     1. Утвердить   прилагаемую   Концепцию   федеральной   целевой
программы   "Ядерные   энерготехнологии нового поколения на  период
2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года" (далее - Программа).
     2. Определить     государственным     заказчиком     Программы
Государственную корпорацию по атомной энергии "Росатом".           
     3. Установить,     что     предельный    (прогнозный)    объем
финансирования  Программы  за  счет  средств  федерального  бюджета
составляет 110,428 млрд. рублей (в ценах соответствующих лет).     
     4. Государственной  корпорации  по  атомной  энергии "Росатом"
обеспечить   разработку   проекта   Программы   и  внесение  его  в
установленном порядке в Правительство Российской Федерации.        


     Председатель Правительства                                    
     Российской Федерации                                   В.Путин
     __________________________



     УТВЕРЖДЕНА
     распоряжением Правительства
     Российской Федерации
     от 23 июля 2009 г.
     N 1026-р


                         К О Н Ц Е П Ц И Я
                   федеральной целевой программы
            "Ядерные энерготехнологии нового поколения             
     на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года"

       I. Обоснование соответствия решаемых проблем и целей        
      Программы приоритетным задачам социально-экономического      
                   развития Российской Федерации                   

     Ключевым   условием   устойчивого   экономического   роста   и
повышения   качества   жизни   населения   является   стабильное  и
гарантированное обеспечение экономики страны энергоресурсами.      
     Перспективы,  стратегические  и  тактические  задачи  развития
атомной энергетики определены:                                     
     в   Послании   Президента  Российской  Федерации  Федеральному
Собранию Российской Федерации 2006 года;                           
     Программой  развития  атомной  отрасли  Российской  Федерации,
утвержденной    Президентом   Российской  Федерации  8 июня 2006 г.
(N 4483);
     Программой  деятельности Государственной корпорации по атомной
энергии   "Росатом"   на  долгосрочный  период    (2009-2015 годы),
утвержденной   постановлением  Правительства  Российской  Федерации
от 20 сентября 2008 г. N 705.
     Основными    проблемами    современной    атомной   энергетики
Российской Федерации являются:                                     
     высокое   и  постоянно  нарастающее  количество  отработавшего
ядерного топлива и радиоактивных отходов;                          
     неэффективное использование запасов природного урана;         
     возможное  снижение  научного  приоритета  атомной  энергетики
Российской Федерации;                                              
     уменьшение  конкурентоспособности продукции атомной энергетики
на мировом рынке.                                                  
     Концентрация   усилий  на  создании  ядерных  энерготехнологий
нового   поколения   на  базе  реакторов  на  быстрых  нейтронах  с
замкнутым  ядерным  топливным  циклом  обеспечит  решение указанных
проблем.                                                           
     Реализация  мероприятий федеральной целевой программы "Ядерные
энерготехнологии  нового поколения на период 2010-2015   годов и на
перспективу  до  2020 года" (далее - Программа) призвана обеспечить
ускоренное   развитие   и  воспроизводство  научно-технологического
потенциала  атомной  энергетики,  привлечение молодых специалистов,
создание  условий  для  производства конкурентоспособной наукоемкой
продукции  мирового  уровня в области использования атомной энергии
и способствовать достижению национальных стратегических целей.     

         II. Обоснование целесообразности решения проблем          
   программно-целевым методом, характеристика и прогноз развития   
      сложившейся проблемной ситуации в рассматриваемой сфере      
           без использования программно-целевого метода            

     Учитывая   сложность   проблем   и   необходимость   выработки
комплексного  и  системного  решения,  обеспечивающего кардинальное
технологическое   перевооружение   атомной   энергетики  Российской
Федерации,  представляется наиболее эффективным решать существующие
проблемы  в  рамках  федеральной целевой программы с использованием
программно-целевого  метода.  Подобное  решение позволит объединить
отдельные  мероприятия и получить мультипликативный эффект, который
найдет     свое    выражение    в    развитии    исследовательской,
конструкторской, внедренческой и производственной деятельности.    
     Консолидация  ресурсов  позволит  более полно сформулировать и
реализовать  приоритеты развития страны и отрасли, повысить степень
координации  и качество управления Программой, что особенно важно в
случае   осуществления   долгосрочных  инвестиций  в  наукоемкие  и
высокотехнологичные сферы экономики.                               
     Учитывая  масштабность  и  долгосрочный  характер  проблем, их
решение   без   реализации  мер  программно-целевого  регулирования
представляется   недостаточным,   поскольку  в  этом  случае  будет
увеличиваться  зависимость  атомной энергетики от экспорта сырьевых
ресурсов    и    импорта    высокотехнологичной    продукции.   Без
интенсификации  работ  по поиску новых источников энергии, развития
перспективных  технологий использования энергии атомного ядра будет
потеряно  преимущество в сфере научно-технического развития атомной
отрасли,  снизится престиж и конкурентоспособность новых российских
ядерных энергетических и оборонных технологий на мировом рынке.    
     В  конечном  итоге  задержка  в  решении  этих  проблем  может
привести  к  отставанию  российской  науки  и  технологий от уровня
научных  достижений  ведущих  стран в области использования атомной
энергии,  к потере научного, кадрового потенциала и, как следствие,
к    снижению    в   среднесрочной   и   долгосрочной   перспективе
конкурентоспособности в этой сфере деятельности.                   

   III. Возможные варианты решения проблем, оценка преимуществ     
   и рисков, возникающих при различных вариантах решения проблем   

     В    качестве    возможных    подходов   к   решению   проблем
рассматривались пассивный и активный варианты.                     
     При пассивном   варианте   решения   проблем    осуществляется
объединение  всего  комплекса  исследований  и  разработок в единую
Программу  с  сохранением  структуры   и   объемов   финансирования
научно-исследовательских     и     опытно-конструкторских    работ,
предусмотренных действующими федеральными целевыми  программами,  а
также мероприятиями по решению общеотраслевых проблем, не входящими
в состав федеральных целевых программ.
     Анализ   такого   варианта  решения  проблем  показывает,  что
существующий уровень финансирования не обеспечивает:               
     выполнение  необходимого  комплекса работ для перехода атомной
энергетики    Российской   Федерации   к   2025 году   на   ядерные
энерготехнологии  нового  поколения  на  базе  реакторов на быстрых
нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом;                    
     системный  подход  к  решению поставленных задач для получения
оптимального результата.                                           
     Активный  вариант  решения  проблем характеризуется ускоренным
развитием  научно-технологического  потенциала  атомной  энергетики
Российской  Федерации,  что  требует  увеличения объемов выполнения
научно-исследовательских     и     опытно-конструкторских    работ,
финансируемых в том числе за счет бюджетных средств.               
     В  рамках активного варианта решения проблем предусматривается
активизация и расширение проведения:                               
     комплекса  научно-исследовательских  и  опытно-конструкторских
работ  по  разработке  реакторов  на  быстрых нейтронах с замкнутым
ядерным топливным циклом;                                          
     комплекса  научных  исследований, направленных на исследование
новых способов использования энергии атомного ядра.                
     Предусматривается  создание  новой  и  обновление существующей
исследовательской   базы,   необходимой  для  выполнения  комплекса
научно-исследовательских    и   опытно-конструкторских   работ   по
Программе.                                                         
     Реализация   активного   варианта   решения  проблем  позволит
обеспечить   своевременную   разработку   ядерных  энерготехнологий
нового   поколения   на  базе  реакторов  на  быстрых  нейтронах  с
замкнутым   ядерным   топливным   циклом,   ускоренное  развитие  и
воспроизводство    научно-технологического    потенциала    атомной
энергетики,  массовое  привлечение  молодых  специалистов,  а также
создание  условий  для  производства конкурентоспособной наукоемкой
продукции мирового уровня в области использования атомной энергии. 
     В  рамках  активного  варианта решения проблем рассматриваются
два  сценария  реализации  Программы, аналогичные по составу задач,
но  различающиеся по интенсивности выполнения мероприятий, динамике
ресурсного обеспечения и ожидаемым результатам.                    
     Первый  сценарий  характеризуется  выбором реактора на быстрых
нейтронах   со   свинцовым   теплоносителем   в   качестве  базовой
технологии   и   концентрацией  всех  имеющихся  ресурсов  на  этом
направлении.                                                       
     Предусматривается    создание    необходимой    дополнительной
исследовательской   базы,   проведение  научно-исследовательских  и
опытно-конструкторских    работ    для    обеспечения    разработки
технического   проекта  реактора  на  быстрых  нейтронах,  создание
производственно-технологических       комплексов       для      его
топливообеспечения  и замыкания ядерного топливного цикла. При этом
предполагается   равномерное   обеспечение   решения  данных  задач
финансовыми   ресурсами   в   течение   всего   периода  реализации
Программы.                                                         
     Ожидается,   что   общий   размер   средств,  направляемых  на
реализацию   Программы   в   соответствии  с  указанным  сценарием,
составит   109,7 млрд. рублей,   в   том   числе   размер   средств
федерального   бюджета   -   101,3 млрд. рублей,   размер   средств
внебюджетных источников - 8,4 млрд. рублей.                        
     Удельный  вес инновационной продукции и услуг, созданных путем
реализации  мероприятий  Программы, в общем объеме продаж продукции
и услуг отрасли составит 8,4 процента.                             
     Данный  сценарий  не  предполагает  разработку  альтернативных
реакторных  технологий и их топливных циклов, что является основным
риском,   связанным   с  выбором  единственной  базовой  технологии
реакторов  на  быстрых  нейтронах,  на  которую будет ориентирована
атомная энергетика Российской Федерации.                           
     Второй  сценарий  предусматривает  проведение  дополнительного
комплекса    мероприятий,   снижающих   риски   первого   сценария.
Предполагается  дополнительно  к  разработке  реактора  на  быстрых
нейтронах   со   свинцовым  теплоносителем  осуществить  разработку
реакторов  на  быстрых  нейтронах с натриевым и свинцово-висмутовым
теплоносителями.  Проведение  указанных  работ  позволит не позднее
2014 года  получить  технические  решения и разработать технические
проекты   таких   реакторов   и   технологий   замкнутого  ядерного
топливного  цикла.  К  2020 году  станет возможным начать работы по
сооружению     головных     промышленных    энергоблоков    атомных
электростанций  в  рамках  реализации  Генеральной схемы размещения
объектов    электроэнергетики   до   2020 года.   Данный   сценарий
ориентирован  на  привлечение большего объема внебюджетных средств.
Предполагаемый  общий  размер  средств,  направляемых на реализацию
Программы  по  этому  сценарию,  составит 128,3 млрд. рублей, в том
числе  размер  средств  федерального  бюджета - 110,4 млрд. рублей,
размер средств внебюджетных источников - 17,9 млрд. рублей.        
     Удельный  вес инновационной продукции и услуг, созданных путем
реализации  мероприятий  Программы, в общем объеме продаж продукции
и услуг отрасли составит 10 процентов.                             
     Второй сценарий  предполагает  большую  гибкость  управления и
эффективность вложения средств федерального  бюджета,  обеспечивает
более  чем  в  2,1  раза  увеличение  размера  средств внебюджетных
источников по сравнению с первым сценарием.
     Анализ вариантов  решения  проблем  показывает,  что  наиболее
эффективной будет реализация второго сценария.  С учетом этого  все
дальнейшие  расчеты  сделаны  исходя  из  реализации  Программы  по
второму сценарию.

         IV. Ориентировочные сроки и этапы решения проблем         
                    программно-целевым методом                     

     Ввиду   длительности   сроков   реализации   и  первоочередной
необходимости   получения  принципиальных  технических  решений  по
технологиям  реакторов  на  быстрых  нейтронах выполнение Программы
осуществляется в 2 этапа.                                          
     На первом  этапе  (2010-2014  годы) будут достигнуты следующие
результаты:
     получены   технические   решения   и  разработаны  технические
проекты    реакторов    на    быстрых   нейтронах   со   свинцовым,
свинцово-висмутовым и с натриевым теплоносителями;                 
     завершено   проектирование   и   осуществлен   пуск  топливных
комплексов  для  производства  уран-плутониевого  оксидного топлива
для реакторов на быстрых нейтронах;                                
     разработан   рабочий  проект  на  строительство  многоцелевого
исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;             
     разработан   детектор  нейтринной  диагностики  активной  зоны
реактора;                                                          
     создана  установка  для  получения  дисперсных  композиционных
материалов для реакторов.                                          
     На втором  этапе  (2015-2020  годы) будут достигнуты следующие
результаты:
     построены   опытно-демонстрационные   образцы   реакторов   на
быстрых    нейтронах    со    свинцовым    и    свинцово-висмутовым
теплоносителями,  а также многоцелевой исследовательский реактор на
быстрых   нейтронах   МБИР  (взамен  действующих  исследовательских
реакторов, отработавших ресурс);                                   
     введен   в  эксплуатацию  технически  переоснащенный  комплекс
больших физических стендов;                                        
     построен  и  введен  в  эксплуатацию  промышленный комплекс по
производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;  
     завершено        строительство        опытно-демонстрационного
полупромышленного   пирохимического   комплекса  топливообеспечения
реакторов  на быстрых нейтронах для отработки технологий замкнутого
топливного цикла;                                                  
     модернизированы   установки   для  проведения  исследований  в
области управляемого термоядерного синтеза;                        
     завершено  строительство  термоядерного комплекса "Байкал" для
исследований  инерционного термоядерного синтеза, верификации кодов
в условиях отсутствия полигонных испытаний;                        
     разработаны  макет ядерно-оптического преобразователя энергии,
опытные  образцы  фотовольтаического  плазменно-пылевого  источника
электрической    энергии,    установки   интроскопии   объектов   и
высокоскоростной системы сбора данных с детекторов.                

           V. Предложения по целям и задачам Программы,            
     целевым индикаторам и показателям, позволяющим оценивать      
                 ход реализации Программы по годам                 

     Цель  Программы  -  разработка ядерных энерготехнологий нового
поколения  на  базе  реакторов  на  быстрых  нейтронах  с замкнутым
ядерным    топливным    циклом    для    атомных    электростанций,
обеспечивающих  потребности  страны  в  энергоресурсах  и повышение
эффективности   использования   природного  урана  и  отработавшего
ядерного топлива.                                                  
     Достижение   поставленной   цели   требует  концентрации  всех
ресурсов на решении таких задач, как:                              
     разработка  реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным
топливным   циклом.   При   решении   этой   задачи  будет  создана
научно-технологическая база инновационной атомной энергетики;      
     исследование  новых  способов  использования  энергии атомного
ядра.   Решение   этой   задачи   повлечет   за  собой  техническое
перевооружение   экспериментально-стендовой   базы  исследований  и
разработок, получение новых научных знаний.                        
     Целевыми  индикаторами  достижения цели Программы, отражающими
конечные результаты реализации мероприятий Программы, являются:    
     удельный  вес инновационной продукции и услуг, созданных путем
реализации  мероприятий  Программы, в общем объеме продаж продукции
и услуг отрасли;                                                   
     рост  эффективности  использования  природного урана в ядерном
топливном цикле по сравнению с базовым годом (2009 год);           
     снижение  объемов хранящегося отработавшего ядерного топлива и
радиоактивных   отходов,   приходящихся  на  единицу  электрической
мощности  атомных  электростанций  по  сравнению  с  базовым  годом
(2009 год).                                                        
     Для  оценки  хода  решения  задач  Программы выбраны следующие
показатели:                                                        
     количество    вновь    разработанных    ядерных    технологий,
соответствующих  мировому уровню или превосходящих его (нарастающим
итогом);                                                           
     количество      патентных      заявок      на     изобретения,
зарегистрированных     технических     решений     (в     год    на
100 исследователей и разработчиков);                               
     количество  публикаций  в  рецензируемых  мировых  изданиях  в
области  использования атомной энергии (в год на 100 исследователей
и разработчиков).                                                  
     Целевые  индикаторы  и  показатели, позволяющие контролировать
ход  выполнения  Программы  по  годам ее реализации, представлены в
приложении N 1.

              VI. Предложения по объемам и источникам              
                     финансирования Программы                      

     Предполагается,     что    предельный    (прогнозный)    объем
финансирования   Программы   на   период     2010-2015 годов  и  на
перспективу  до  2020 года  составит  (в ценах соответствующих лет)
128,3 млрд. рублей, в том числе:                                   
     за  счет средств федерального бюджета - 110,4 млрд. рублей, из
них  научно-исследовательские  и  опытно-конструкторские  работы  -
51 млрд. рублей, капитальные вложения - 59,4 млрд. рублей;         
     за счет средств внебюджетных источников - 17,9 млрд. рублей.  
     Предельные  (прогнозные)  объемы  финансирования  Программы по
основным  направлениям  и  источникам  финансирования  приведены  в
приложении   N 2,  предельные  (прогнозные) объемы финансирования с
распределением   их   по  задачам  Программы приведены в приложении
N 3.
     Финансовое обеспечение   Программы   предусматривает   систему
инвестирования  с  привлечением  средств  федерального  бюджета   и
внебюджетных средств.
     Основными  источниками внебюджетного финансирования реализации
мероприятий    Программы    могут    быть    собственные   средства
Государственной  корпорации  по  атомной  энергии  "Росатом"  и  ее
организаций, а также средства иных хозяйствующих субъектов.        
     Общий    объем   финансирования   научно-исследовательских   и
опытно-конструкторских  работ  составит  55,7  млрд. рублей, из них
средства федерального бюджета - 51 млрд. рублей.                   
     Средства   федерального   бюджета   будут   привлекаться   для
финансирования            научно-исследовательских           работ,
опытно-конструкторских  работ  до стадии разработки конструкторской
документации и создания опытных образцов.                          
     Общий   объем  финансирования  капитальных  вложений  составит
72,6 млрд. рублей,   из   них   средства   федерального  бюджета  -
59,4 млрд. рублей.                                                 
     Капитальные    вложения   будут   направляться   на   создание
опытно-демонстрационных  образцов,  новых экспериментальных стендов
и   специального   оборудования,   модернизацию,   реконструкцию  и
техническое   перевооружение  экспериментально-стендовой  базы  для
обоснования    физических    принципов,    проектно-конструкторских
решений,  анализа  и  обоснования  безопасности реализации основных
научно-технологических решений.                                    

       VII. Предварительная оценка ожидаемой эффективности и       
      результативности предлагаемого варианта решения проблем      

     Планируемый   рост   производства   и   продаж   инновационной
продукции  атомной энергетики, включая экспорт высокотехнологичного
оборудования,  работ и услуг в сфере использования атомной энергии,
должен  обеспечить  увеличение  к  2020 году вклада отрасли в объем
произведенной в стране промышленной продукции до 1,3 процента.     
     Кроме  того, планируется, что реализация мероприятий Программы
позволит обеспечить:                                               
     повышение    темпа    роста    экспорта   высокотехнологичного
оборудования,   работ  и  услуг  в  области  использования  атомной
энергии к 2020 году примерно в 1,7 раза (около 8 процентов);       
     привлечение  молодых  исследователей и разработчиков в атомную
отрасль,  что  обеспечит 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).                        
     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
природного урана.                                                  
     Коэффициент  бюджетной  эффективности  Программы, рассчитанный
на основе прямых налоговых поступлений, составит около 0,8.        

         VIII. Предложения по участию федеральных органов          
        исполнительной власти и организаций, ответственных         
              за формирование и реализацию Программы               

     Ответственным   за   формирование   и   реализацию   Программы
предлагается   определить  Государственную  корпорацию  по  атомной
энергии "Росатом".                                                 
     В  формировании  и  реализации  программных мероприятий помимо
организаций   Государственной   корпорации   по   атомной   энергии
"Росатом" предполагается участие и других организаций.             

           IX. Предложения по государственным заказчикам           
                     и разработчикам Программы                     

     Государственная   корпорация   по  атомной  энергии  "Росатом"
является  государственным  заказчиком  и  разработчиком  Программы,
осуществляет  ее  реализацию, а также контроль над ходом исполнения
Программы  в порядке,  установленном  законодательством  Российской
Федерации.                                                         

      X. Предложения по основным направлениям финансирования,      
               срокам и этапам реализации Программы                

     Проекты  будут  формироваться  и  финансироваться  по  статьям
расходов   на   научно-исследовательские  и  опытно-конструкторские
работы,   а  также  на  капитальные  вложения  для  решения  задач,
предусмотренных Программой.                                        
     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  технического проекта реактора на быстрых нейтронах
со свинцовым теплоносителем;                                       
     разработку  технического проекта реактора на быстрых нейтронах
со свинцово-висмутовым теплоносителем;                             
     разработку  технического проекта 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    уран-плутониевого
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    новых
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;   
     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 цеха по выпуску  комплектующих  для
элементов активной зоны и тепловыделяющих сборок с уран-плутониевым
оксидным топливом;
     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   финансирование   реализации
следующих научно-исследовательских проектов и работ:
     исследование свойств  веществ   в   экстремальных   состояниях
(высокие температуры, давление, облучение) с целью формирования баз
данных  для   обоснования   разработки   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
экспериментальной и  стендовой  базы  термоядерных  исследований  и
разработок.

            XI. Предложения по механизмам формирования             
                       мероприятий Программы                       

     Основой   механизмов  формирования  и  реализации  мероприятий
Программы являются следующие принципы:                             
     расширение  практики  проектного управления при планировании и
реализации научных исследований и разработок;                      
     консолидация  средств  для реализации приоритетных направлений
технологического развития атомной энергетики Российской Федерации; 
     создание  основы для ускоренного развития сектора исследований
и  разработок  в  области  использования  атомной  энергии  за счет
модернизации       и       развития       исследовательской       и
экспериментально-стендовой   базы,   а   также   ее   коллективного
использования;                                                     
     формирование  информационно-аналитической и экспертной систем,
необходимых  для  определения приоритетности научных исследований и
разработок    в   области   использования   атомной   энергии,   их
координации;                                                       
     обеспечение  эффективного  и  целевого  использования  средств
федерального    бюджета    и    средств   внебюджетных   источников
в соответствии с установленными приоритетами;                      
     привлечение инвестиций для реализации проектов.               
     Критерии  оценки  и  отбора  проектов  и мероприятий Программы
должны   определять  в  первую  очередь  их  научную  значимость  и
перспективность, соответствие мировому уровню.                     

      XII. Предложения по возможным вариантам форм и методов       
                 управления реализацией Программы                  

     Государственный    заказчик    Программы   -   Государственная
корпорация  по  атомной  энергии  "Росатом" осуществляет управление
реализацией  Программы  и  несет  ответственность  за результаты ее
выполнения.                                                        
     Руководителем    Программы   является   генеральный   директор
Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом".           
     Формы  и  методы  организации управления реализацией Программы
определяются    государственным   заказчиком   в   соответствии   с
законодательством Российской Федерации.                            
     Контроль  и  организация  комплексных проверок хода реализации
Программы    возлагаются    непосредственно   на   государственного
заказчика  Программы. Промежуточные отчеты и годовые доклады о ходе
реализации Программы являются открытыми.                           
     Отбор   исполнителей  (поставщиков,  подрядчиков)  программных
мероприятий   осуществляется  в  соответствии  с  законодательством
Российской Федерации.                                              


                           ____________                            



     ПРИЛОЖЕНИЕ N 1
     к Концепции федеральной целевой программы
     "Ядерные энерготехнологии нового поколения
     на период 2010-2015 годов и на перспективу
     до 2020 года"


                 Целевые индикаторы и показатели федеральной целевой программы   
                      "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период
                         2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года"

--------------------------T----------T----T----T----T----T-----T-----T-----T-----T-----T-----T----
  Целевые индикаторы,     | Единица  |2010|2011|2012|2013|2014 |2015 |2016 |2017 |2018 |2019 |2020
      показатели          |измерения |год |год |год |год |год  |год  |год  |год  |год  |год  |год
--------------------------+----------+----+----+----+----+-----+-----+-----+-----+-----+-----+----
                                        Целевые индикаторы

Удельный вес               процентов  0,4  0,6  0,8  1,1  1,5   2,5   3,1   4,2   5,6   7,6   10
инновационной продукции и
услуг, созданных путем
реализации мероприятий
Программы, в общем объеме
продаж продукции и услуг
отрасли

Рост эффективности         -"-        -    -    -    -    4     5     10,7  15,9  20,6  25,5  31,8
использования природного
урана в ядерном топливном
цикле по сравнению с
базовым годом (2009 год)

Снижение объемов           -"-        -    0,8  4,4  8    10,9  13,2  15,3  19,3  22,7  27,3  31,1
хранящегося отработавшего
ядерного топлива и
радиоактивных отходов,
приходящихся на единицу
электрической мощности
атомных электростанций,
по сравнению с базовым
годом (2009 год)

                                            Показатели

Количество вновь           штук       2    3    7    11   12    12    15    15    18    20    24
разработанных ядерных
технологий,
соответствующих мировому
уровню или превосходящих
его (нарастающим итогом)

Количество патентных       -"-        6,4  6,7  7,3  7,8  8,5   9     9,5   10    10,5  11,5  12
заявок на изобретения,
зарегистрированных
технических решений (в
год на 100 исследователей
и разработчиков)

Количество публикаций      -"-        5,9  6,6  7,8  8,5  9     10    11    12    13    14    15
в рецензируемых мировых
изданиях в области
использования атомной
энергии (в год на
100 исследователей
и разработчиков)


                                          ____________



     ПРИЛОЖЕНИЕ N 2
     к Концепции федеральной
     целевой программы "Ядерные энерготехнологии
     нового поколения на период
     2010-2015 годов и на
     перспективу до 2020 года"


                   Предельные (прогнозные) объемы финансирования федеральной
                                       целевой программы
                 "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015
                              годов и на перспективу до 2020 года"                
                      по основным направлениям и источникам финансирования        


                                                      (млн. рублей, в ценах соответствующих лет)
------------------------T---------T-------------------------------------------------------------
                        |2010-2020|                         В том числе
                        |  годы - +-------T-------T--------T--------T--------T--------T---------
                        |  всего  | 2010  | 2011  | 2012   | 2013   |  2014  |2015    |2016-2020
                        |         |  год  |  год  |  год   | год    |  год   |год     |  годы
                        |         |       |       |        |        |        |        |
------------------------+---------+-------+-------+--------+--------+--------+--------+---------
Общий объем              128294,2  4509,8  8524    16452,3  17501,1  16969,7  12317,2  52020,1
финансирования - всего

  в том числе:

  расходы на НИОКР       55674,1   2080,1  2956,4  9293,3   10361,2  8729     6565,8   15688,3

  капитальные вложения   72620,1   2429,7  5567,6  7159     7139,9   8240,7   5751,4   36331,8

Средства федерального    110428,2  3170    6277,9  12080,9  15405,4  14165,9  11901    47427,1
бюджета - всего

  в том числе:

  расходы на НИОКР       50970,8   1167,5  1653    8019,3   9755,5   8533     6497,2   15345,3

  капитальные вложения   59457,4   2002,5  4624,9  4061,6   5649,9   5632,9   5403,8   32081,8

Средства внебюджетных    17866     1339,8  2246,1  4371,4   2095,7   2803,8   416,2    4593
источников - всего

  в том числе:

  расходы на НИОКР       4703,3    912,6   1303,4  1274     605,7    196      68,6     343

  капитальные вложения   13162,7   427,2   942,7   3097,4   1490     2607,8   347,6    4250


                                          ____________



     ПРИЛОЖЕНИЕ N 3
     к Концепции федеральной целевой программы
     "Ядерные энерготехнологии нового
     поколения на период 2010-2015 годов
     и на перспективу до 2020 года"


               Предельные (прогнозные) объемы финансирования реализации задач  
                                федеральной целевой программы
                        "Ядерные энерготехнологии нового поколения на
                    период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года"

                                                   (млн. рублей, в ценах соответствующих лет)
-------------------------T---------T------------------------------T--------------------------
                         |  Всего  |Средства федерального бюджета |   Средства внебюджетных
         Задачи          |         |                              |       источников
                         |         +---------T--------T-----------+------T-------T-----------
                         |         |  всего  |  НИОКР |капитальные|всего | НИОКР |капитальные
                         |         |         |        |  вложения |      |       | вложения
-------------------------+---------+---------+--------+-----------+------+-------+-----------
Разработка реакторов      108244,4  90378,4   42141    48237,4     17866  4703,3  13162,7
на быстрых нейтронах
с замкнутым ядерным
топливным циклом

Исследование новых        20049,8   20049,8   8829,8   11220       -      -       -
способов использования
энергии атомного ядра

Итого                     128294,2  110428,2  50970,8  59457,4     17866  4703,3  13162,7


                                        ____________

ПЕРСПЕКТИВЫ РОССИЙСКОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

(Виктор Алексеев, доктор технических наук, начальник лаборатории ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ)

Увеличение доли атомной энергетики в энергобалансе России до 30% к 2020 г. представляет собой сложную задачу. Какие сложности стоят перед Россией и другими странами, сделавшими ставку на атомную энергетику, и как их преодолеть?

Дело не только в исчерпании ресурсов органического топлива. Ресурсы могут оказаться достаточными на ближайшую сотню лет, учитывая нефтеносные пески, арктический шельф и Антарктиду. Есть еще одно важное обстоятельство. В единицу времени будет необходимо добывать, но, главное, доставлять до потребителя такое количество органических энергоресурсов (нефть, газ, уголь), с которым не справится никакой транспорт. Если учесть политические проблемы, мешающие транспортировке (их уже можно наблюдать в Украине, Белоруссии, при строительстве газопровода по дну Балтийского моря), а также форс-мажорные обстоятельства (техногенные взрывы, землетрясения, диверсии и т.п.), то будущая энергетика должна строиться по региональному признаку, где транспортная составляющая и для подвоза топлива, и для транспортировки энергии до потребителя не играет решающей роли в обеспечении энергетической безопасности. Кроме энергетики, использующей местные энергоресурсы (как правило, возобновляемые), таким условиям отвечает только атомная энергетика, обладающая ресурсами на несколько тысяч лет.

Однако к 2020–2030 гг. с точки зрения доли атомной энергетики в общей генерации мало что изменится, так как в эти годы будет наблюдаться массовый вывод из эксплуатации блоков, отработавших свои сроки, а промышленность практически всех стран, использующих АЭС, в указанные сроки не сможет создать оборудование и построить мощности, которые в объеме генерации в мировом масштабе превышали бы сегодняшний уровень.

Это же, на мой взгляд, относится и к России. Может быть, даже в большей мере, поскольку за 1990-е гг. российская инфраструктура, необходимая для строительства АЭС, была существенно разрушена, кадровое обеспечение отрасли, начиная со строителей и кончая сотрудниками из прикладной науки, недостаточно и по количеству и по качеству. Доля атомной энергетики в электрогенерации к 2030 гг. составит 20-30%.

Если Россия не будет брать ответственность за снабжение ураном зарубежных блоков, построенных по российским проектам, то отечественных запасов при непременной закупке части сырья за рубежом (например, в Казахстане) будет достаточно для обеспечения работы введенных в соответствии с планами легководных блоков типа ВВЭР-1000.

К 2030 г. при условии соблюдения принятой на сегодня стратегии должны появиться несколько первых коммерческих блоков АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН). Это позволит, во-первых, использовать накопленное облученное ядерное топливо (ОЯТ) из реакторов ВВЭР-1000 (частично и из РБМК-1000) для вторичного использования после его переработки (точнее, регенерации). Во-вторых, наработка в активных зонах БН реакторов избыточного плутония – это начало использования нового ресурса, при котором будут действовать новые балансы делящихся материалов, которые, в конечном счете, определят и количество, и номенклатуру новых блоков АЭС после 2040–2050 гг.

Отдаленные прогнозы делать проще, чем ответить на конкретный вопрос, сколько блоков будут введены в эксплуатацию, например, в следующем году? Весьма показательными для России и мировой атомной промышленности в целом станут ближайшие год–два: удастся ли раскрутить гигантский маховик строительства АЭС и своевременно реализовать заявленные планы или они так и останутся на бумаге? На подготовку соответствующей инфраструктуры для нормального функционирования атомной энергетики, по данным МАГАТЭ, требуется 10–12 лет. Не откажутся ли страны, которые сейчас дружно заявляют о намерениях строить АЭС, от своих планов, столкнувшись с неизбежными организационными, финансовыми, правовыми, кадровыми и другими проблемами?

Все перечисленные трудности при сооружении атомных станций вкупе с ограниченным потенциалом атомных энергомашиностроительных мощностей, особенно для оборудования с длительным циклом изготовления, не являются непреодолимым препятствием. Все это в мировой атомной энергетике уже было. Статистика подсказывает, что в 70-е гг. прошлого столетия были сооружены 162 энергетических реактора общей мощностью около 120 ГВт, в следующее десятилетие построены 176 реакторов общей электрической мощностью примерно 190 ГВт. А с начала 90-х гг. прошлого столетия до настоящего времени в коммерческую эксплуатацию в мире введены только 19 (!) энергоблоков (последствия аварий на Three-mile Island и в Чернобыле). Практически 20, а в США и все 30, лет бездействия! Отсюда отсутствие преемственности, как в промышленности, так и в подготовке квалифицированных кадров для атомной отрасли в целом.

Еще один фактор, который может помешать реализации амбициозных планов, – это реальные длительные сроки лицензирования (2–3 года) и строительства (7–10 лет) АЭС.

Традиционно медленными темпами решаются правовые и финансовые проблемы гармонизации отечественного и международного законодательства по таким острым вопросам, как гражданская ответственность за ядерный ущерб, интеллектуальная собственность, страхование рисков. Особенно они актуальны сейчас при создании совместных предприятий, стратегических альянсов, международных центров с другими государствами, строительстве атомных объектов за рубежом.

В феврале 2008 г. правительством России была одобрена Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики. Базовый вариант предусматривает введение в строй 137 ГВт новых мощностей до 2020 г., при этом на долю атомной энергетики приходится около 25% – ввод 37 ядерных блоков. В максимальном варианте доля атомной энергетики будет составлять около 30% за счет ввода 42 ядерных блоков.

В настоящее время идет разработка новой Стратегии развития атомной энергетики в России. В качестве целей приняты такие уровни достижения суммарной установленной мощности ядерных энергоблоков: 100 ГВт к 2030 г. и 300 ГВт к 2050 г. При достижении этих мощностей доля ядерной энергетики в производстве электричества в России превысит 30%.

По оценкам залежей природного урана в России достаточно для развития масштабной атомной энергетики на тепловых реакторах до 2030 г. Далее необходим массовый ввод реакторов на быстрых нейтронах с замыканием ядерного топливного цикла атомной энергетики.

В соответствии с генеральной схемой в России должны вводиться до 2012 г. по одному энергоблоку в год, с 2012 по 2014 г. – по два энергоблока и, начиная с 2015 г., – минимум по три атомных энергоблока в год. Общий объем ввода мощностей с 2009 по 2020 г. должен составить минимум 32 тыс. МВт. За этот же период из эксплуатации будет выведено 3,7 тыс. МВт старых мощностей, и тогда общая установленная мощность атомных станций России к 2020 г. составит более 51 тыс. МВт. Годовая выработка электроэнергии на АЭС за этот период вырастет с сегодняшних 150 млрд. кВт.час до 380 млрд. кВт.час в год.

В первые годы расходы на реализацию столь масштабной инвестиционной программы делятся приблизительно пополам между федеральным бюджетом и собственными средствами концерна Росэнергоатом. В дальнейшем доля средств концерна будет увеличиваться, а после 2015 г. инвестиции из федерального бюджета и вовсе не предусматриваются.

Кроме серийного строительства энергоблоков с реакторами корпусного типа (ВВЭР) электрической мощностью 1150 МВт, программой предусмотрен ввод в 2012 г. энергоблока №4 Белоярской АЭС электрической мощностью 800 МВт с реактором на быстрых нейтронах (БН-800). По мнению специалистов, за этой технологией – будущее атомной энергетики. Россия и сегодня занимает в этой области лидирующее положение, а с вводом БН-800 и отработкой замкнутого топливного цикла, когда после регенерации отработавшее топливо вновь возвращается в реактор, Россия, безусловно, это лидерство закрепит. На основе опыта, который мы рассчитываем получить на Белоярской АЭС, можно будет всерьез говорить о планах развития атомной энергетики во второй половине XXI в.

Любопытным также является проект плавучей АЭС мощностью 70 МВт. Головной образец такой станции должен заработать в Северодвинске в 2010 г. Есть основания предполагать, что у этого проекта большое будущее не только на российском Севере, но и за рубежом. Кроме электроэнергии, плавучая АЭС способна отпускать тепло и быть основой для создания опреснительных комплексов.

Следует отметить, что финансовое обеспечение программы развития атомной энергетики, о котором было сказано выше, не является сегодня решающим факто ром успешной ее реализации. На первое место выходит ресурсное обеспечение программы. Это трудовые ресурсы, обеспечение материалами и оборудованием.

Существенная проблема – это отсутствие четкой, понятной политики по обращению с ОЯТ. Если не будет решен вопрос с централизованным (всего несколько центров в мире) долгосрочным контролируемым хранением ОЯТ, то у стран, впервые начавших использовать атомную энергетику в ограниченном объеме, сразу возникает проблема обращения с ОЯТ. Наличие большого числа хранилищ ОЯТ, рассеянных по разным странам и территориям с разными географическими условиями без понимания, что с ним делать далее, увеличивает риск радиационных инцидентов.

Россия имеет соответствующее законодательство, позволяющее возвращать на свою территорию без возврата назад в страну, где ядерное топливо использовалось, РАО и делящихся материалов ОЯТ российского происхождения. Это хорошее предложение для стран, которые начнут использовать атомную энергию, но далеко не все страны желают использовать российское ядерное топливо. Нужна большая работа по разработке международного законодательства, национальных нормативных актов, чтобы решить данную проблему в мировом масштабе.

Возможность предоставлять услуги по вывозу ОЯТ без обязательного возврата РАО – наибольшее преимущество российских поставщиков топлива (которое, естественно, следует за реактором российского проекта). После реализации пилотного проекта плавучей АЭС (КЛТ-40С) Россия может предложить лизинг АЭС, решающий и проблему ОЯТ, и проблему снятия с эксплуатации АЭС целиком (не нужно демонтажа, дезактивации, сбора и захоронения РАО). Такие возможности уже привлекают потенциальных заказчиков из Индонезии, Индии и даже Китая. В России разработаны проекты (пока только концептуальные) АЭС малой мощности (3–10 МВт), интегральной конструкции, высокой безопасности, которые легко транспортируются, имеют более чем 10 лет промежутки между перегрузками, практически не требуют постоянного эксплуатационного персонала. Это также достаточно привлекательное предложение для многих стран.

Для серийных АЭС типа ВВЭР-1000 у российских поставщиков и российских проектов нет принципиальных преимуществ. На этом секторе рынка жесткая конкуренция.

Строительство АЭС – это проект стоимостью в несколько миллиардов евро и долгим сроком возврата инвестиций. По оценкам экспертов, средняя стоимость 1 КВт установленной мощности составляет более 2000 евро и растет быстрыми темпами.

Сейчас компании заинтересованы не просто в строительстве, а в управлении атомными станциями, продаже электроэнергии. Но даже средств от продажи конечной продукции – электроэнергии – не хватит для поддержания смежных предприятий ЯТЦ, прежде всего для безопасного обращения с ОЯТ и РАО. Без организационной и финансовой поддержки государства развитие атомной энергетики, особенно на начальном этапе, вряд ли возможно.

В настоящее время Россия строит за рубежом больше АЭС, чем любая другая страна. К настоящему времени заказчику в Китае сданы в эксплуатацию два энергоблока с реакторами ВВЭР-1000 на Тяньванской АЭС, достигнута договоренность о сооружении дополнительных блоков на этой площадке. На заключительном этапе ведутся работы на АЭС «Куданкулам» в Индии по сооружению двух энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000, начаты переговоры о сооружении дополнительных блоков на этой же площадке. Завершаются работы на АЭС «Бушер» в Иране. Начинаются работы по сооружению АЭС «Белене» в Болгарии. Россия готовится к участию в тендерах на сооружение АЭС в ряде стран, включая Белоруссию, Египет, Турцию и др.

К настоящему времени российская компания ОАО ТВЭЛ поставляет ядерное топливо в 14 стран для 74 ядерных блоков. В ближайшее время ОАО ТВЭЛ планирует выйти на мировой рынок с топливом для реакторов PWR. В планах компании занять до 30% мирового рынка к 2010 г. Надежность продукции ОАО ТВЭЛ хорошо зарекомендовала себя за рубежом. Достаточно отметить, что Финляндия и Чехия приняли решение сменить изготовителя топлива Westinghouse на ОАО ТВЭЛ для своих блоков «Ловииза» и «Темелин».

По технологии обогащения урана Россия имеет неоспоримый приоритет в мире. На российских предприятиях идет замена оборудования на центрифуги 8-го поколения, которые имеют более высокую производительность. Идет разработка машин 9–10-го поколения. Американцы пошли по пути создания очень больших надкритических, 15-метровых машин. Россия пошла по пути создания небольших машин – порядка полуметра, которые скомплектованы в агрегат из 20 машин. Если взять промышленный объем, занимаемый американской центрифугой на их опытном заводе, и наши центрифуги, скомплектованные в агрегат, то оказывается, что если американская центрифуга дает 325 ЕРР в год, то наши центрифуги дают, по крайней мере, в два с половиной раза больше в том же самом объеме. По сравнению с Urenco разница поменьше, но тоже в пользу наших машин, которые раза в полтора эффективнее.

Международная кооперация в отрасли неизбежна, если мы хотим и дальше иметь конкурентоспособную продукцию. В России до сих пор не реализовано даже в опытно-промышленном масштабе захоронение высокорадиоактивных отходов, в то время как в ряде стран уже эксплуатируются подобные объекты. Нам есть, что взять у партнеров в части автоматизированных систем управления технологическими процессами и приборостроения, отдельных видов габаритного оборудования. Так, при сооружении АЭС в Китае Атомстройэкспорт тесно сотрудничал с французской компанией Areva и немецким концерном Siemens. Кооперация будет продолжена и при строительстве АЭС в Болгарии. Сегодня в мире по сути 4–5 крупных транснациональных холдингов, которые делят между собой мировой рынок ядерных технологий.

Россия имеет несомненный приоритет в мире, – технология обогащение урана и технология быстрых натриевых реакторов, необходимо и дальше уделять им всестороннее внимание для непрерывного развития.

По поводу размещения рекламы обращаться к топ-менеджеру. CLICK HERE

Для студентов, аспирантов и молодых ученых

Доклад на форуме "Новая технологическая платформа ядерной энергетики России" доктора технических наук В. В. Алексеева

"Физическая химия и технология щелочных жидкометаллических теплоносителей: история и современность"

Скачать архив (900Кб)  здесь

Доклад на форуме "Новая технологическая платформа ядерной энергетики России" доктора технических наук В. В. Алексеева

"Технология натриевого теплоносителя применительно к ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах"

Скачать архив (290Кб)  здесь

Доклад на сессии МАГАТЭ

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН)"

Скачать архив (460 Кб)  здесь

Публикации

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Расчетное моделирование массопереноса примесей в контурах ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем"

Скачать архив (550 Кб)  здесь

  "Расчет процесса массопереноса продуктов коррозии в элементах гидравлического тракта первого контура быстрого реактора с натриевым охлаждением"

Скачать архив (220Кб)  здесь

"Расчетно-теоретический анализ процесса оксидирования стали в свинцовом теплоносителе"

Скачать архив (68Кб)  здесь

"Моделирование массопереноса хрома и железа в натриевом контуре с учетом их химического взаимодействия с кислородом"

Скачать архив (100Кб)  здесь

     Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт (ГНЦ РФ-ФЭИ) имени А.И. Лейпунского – многопрофильная научная организация, ведущая комплексные исследования физико-технических проблем атомной науки и техники. ГНЦ РФ ФЭИ основан 31 мая 1946 г. Он стал первым в стране институтом, созданным для разработки атомных реакторов.

27 июня 1954 г. в институте состоялся пуск Первой в мире атомной электростанции, созданной в кооперации с ведущими НИИ, КБ и предприятиями Минсредмаша.

За полувековой период под научным руководством и при участии ГНЦ РФ – ФЭИ разработано более 120 проектов различных реакторных установок для гражданских и военных применений, в числе которых:

• первые два блока Белоярской АЭС, транспортабельная АЭС ТЭС-3 в Обнинске, Билибинская АТЭЦ на Чукотке - с реакторами на тепловых нейтронах;
• исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-10 в Обнинске и БОР-60 в Дмитровграде, первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 в Казахстане, быстрый реактор БН-600 Белоярской АЭС, импульсные быстрые реакторы типа ИБР в Дубне;
• реакторные установки для серии атомных подводных лодок, охлаждаемые жидкометаллическим сплавом свинец-висмут;

• космические ЯЭУ “БУК” и “ТОПАЗ” с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием энергии.

Высокий научный потенциал ученых и специалистов, научные школы и уникальная экспериментальная база института обеспечивают проведение проблемно-ориентированных фундаментальных исследований и поддержание базы знаний в областях:

• ядерной и реакторной физики, физики радиационной защиты;
• физики плазмы и лазерной физики;
• теплофизики, гидро-, газо-, плазмодинамики и технологии теплоносителей;
• физики радиационных повреждений и радиационного материаловедения.

Результаты фундаментальных исследований служат основой для НИОКР по проектам ядерной энергетики.

Создание реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем является приоритетным направлением в инновационной деятельности института. Быстрые реакторы, соответствующие самым жестким современным требованиям безопасности, экологической приемлемости, конкурентоспособности, составят основу крупномасштабной ядерной энергетики нового столетия.

Государственной энергетической программой предусмотрено сооружение в России до 2010 г. быстрого реактора БН-800 с натриевым теплоносителем.

Перспективные разработки включают НИОКР по быстрому энергетическому реактору модульного типа СВБР-75/100 с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем свинец - висмут, по космическим ЯЭУ с ресурсом более 15 лет для беспилотных систем высокоорбитального базирования с различными высокотемпературными жидкометаллическими теплоносителями Na-K, Li, Na-K-Cs.

Под научным руководством ГНЦ РФ-ФЭИ подготовлены новые проекты АЭС малой мощности "РУТА" и "ВОЛНОЛОМ" для выработки электрической и тепловой энергии в удаленных районах.

На базе ГНЦ РФ-ФЭИ функционируют международный центр ядерных данных; Российский учебно-методический центр по учету и контролю ядерных материалов; отраслевые центры - теплофизических данных, стандартных и справочных данных в области радиационной защиты и безопасности, центр интегральных экспериментов и реакторных констант.

По основным направлениям научно-технической деятельности в ГНЦ РФ-ФЭИ созданы научные, технологические и инженерные школы, признанные в России и за рубежом.

Институт осуществляет широкое научно - техническое сотрудничество с ведущими научными организациями России, СНГ, многих стран мира.

Среди важнейших международных проектов института - сотрудничество с Францией по быстрым реакторам, совместные с США, Францией, Германией и Японией исследования по утилизации экс-оружейных материалов в реакторе БН-600; совместная разработка проекта китайского быстрого реактора СЕFR, корейского быстрого реактора KALIMER и др.

Рыночная экономика обусловила развитие коммерческой деятельности в области высоких технологий.

В ГНЦ РФ-ФЭИ производятся

• реакторные изотопы медицинского и технического назначения;
• полимерные трековые мембраны;
• аэрозольные фильтры для очистки воздуха от твердых токсичных и радиоактивных примесей.

По заказам изготавливаются

• системы контроля течей теплоносителя первого контура реакторов типа ВВЭР;
• тепловые трубы для атомной энергетики, космических исследований, металлургии, стекольной промышленности, сельского хозяйства;
• автономные источники тока и тепла, используемые в качестве станций катодной защиты для магистральных газопроводов;
• микротермопары для измерения температур различных сред в диапазоне от -200 до 2500°С.

Готовятся к выпуску

• мембраны трековые аналитические для микробиологического контроля воды;
• бытовые безнапорные водяные фильтры.

Инновационные проекты: Реакторы для ЯЭУ

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле     (Увеличить…)

БН-800 – реактор на быстрых нейтронах с улучшенными техническими
и экономическими показателями

Цель реализации проекта: переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уран-плутониевым смешанным топливом, включающий создание пилотного производства смешанного топлива и отработку пилотного замкнутого цикла с его внедрением в производство.

Инновации проекта БН-800:

Самозащищенность блока от внешних и внутренних воздействий.

Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.

Нулевой натриевый пустотный эффект реактивности.

Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны.

Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облученного ядерного топлива.

Замкнутый топливный цикл с быстрым реактором типа БН     (Увеличить…)

В замкнутом топливном цикле реактор БН-800 обеспечивает:

Эффективное использование энергетического и оружейного плутония.

Технологическую поддержку режима нераспространения.

Улучшение экологических характеристик ядерного топливного цикла за счет выжигания младших актинидов.

Пресс-служба ГНЦ РФ-ФЭИ