ГлавнаяО насВнедрение инноваций

Внедрение инноваций

Атомэнергопром — высокотехнологичная компания, уделяющая большое внимание разработке и внедрению инноваций. Проводимая ею научно-техническая политика ориентирована на совершенствование технико-экономических характеристик выпускаемой продукции, что означает повышение технической и экономической эффективности всего технологического цикла. Ниже описаны конкретные примеры ключевых технологий, которыми владеют дочерние предприятия АО «Атомэнегопром» и которые компания продвигает на зарубежные рынки, используя их конкурентные преимущества перед иностранными аналогами.


«АЭС-2006» (ВВЭР-1200)

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБ «Гидропресс»
Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский Институт»
Генеральные проектировщики: ОАО «СПбАЭП»  и ОАО «АЭП» (Москва)

В проекте АЭС-2006 (ВВЭР-1200) реализованы решения, направленные на дальнейшее повышение безопасности АЭС с ВВЭР. Проведенные усовершенствования носят эволюционный характер. В проекте энергоблока  с ВВЭР-1200 по сравнению с ВВЭР-1000 тепловая мощность увеличена до 3200 МВт, а КПД (брутто) энергоблока увеличен до 36,2% за счет совершенствования тепловой схемы паротурбинной установки, повышения параметров пара на выходе из парогенераторов, снижения потери давления в паропроводах.

Повышение экономической эффективности достигается за счет оптимизации пассивных и активных систем безопасности, унификации применяемого оборудования, снижения материалоемкости, сокращения сроков строительства.

Изготовление оборудования для АЭС с ВВЭР-1200 будет осуществляться отечественной промышленностью по отработанным технологиям. В настоящее время на Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2 ведется строительство двух энергоболоков на основе проектов АЭС-2006, разработанных ОАО «СПбАЭП» и ОАО «АЭП» (Москва) соответственно.

С целью дальнейшего продвижения технологии АЭС-2006 на зарубежные рынки Госкорпорация «Росатом» инициировала проведение экспертизы проекта АЭС-2006 (разработки ОАО «СПбАЭП») в рамках Многонациональной программы оценки проектов (МПОП) ОЭСР, в которой Российскую Федерацию представляет Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор).

Подробнее об «АЭС-2006» можно прочитать здесь.


Реактор БН-800

Главный конструктор: ОАО «ОКБМ Африкантов»
Генеральный проектировщик энергоблока: ОАО «СПбАЭП»
Научный руководитель: ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

В настоящее время на площадке Белоярской АЭС ведется строительство энергоблока с реактором БН-800. Работы над проектом БН-800 являются естественным продолжением развития технологии быстрых натриевых реакторов в России. Проект реактора БН-800 основывается, в первую очередь, на инженерных решениях, проверенных при создании и эксплуатации предшествующего реактора БН-600. В обоснование проекта проведено большое количество экспериментальных исследований и испытаний на стендах и действующих реакторах.

Реакторная установка БН-800 в полной мере обладает свойствами безопасности, характерными для реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых натрием и имеющих интегральную компоновку натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора.

В реакторах БН-800 применены дополнительные систем аварийной защиты реактора на основе пассивно срабатывающих элементов при росте температуры.

Проект БН-800 соответствует современным требованиям по безопасности и экологичности.

Экологическая эффективность проекта обусловлена сокращением удельного потребления органического топлива и атмосферного кислорода, утилизацией скопившихся делящихся ядерных материалов, расцениваемых в настоящее время как отходы, переработкой других радиоактивных отходов ядерной энергетики с целью их минимизации.

БН-800 – это не только современный высокоэффективный энергоблок, но и уникальная база для проверки новых проектно-конструкторских решений, направленных на повышение безопасности и улучшение экономических показателей быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Сооружение и опыт эксплуатации реактора БН-800 будут иметь большое значение для успешной демонстрации и дальнейшего развития этой перспективной энерготехнологии.


ПАТЭС (плавучая АЭС) с реакторами КЛТ-40С

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБМ Африкантов»
Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский Институт»

Проект плавучей АЭС на базе реактора КЛТ-40С реализуется как локальный атомный энергоисточник, предназначенный для обеспечения электрической и тепловой энергией удаленных и труднодоступных населенных пунктов, а также крупных промышленных предприятий, расположенных в прибрежной зоне.

Плавучая атомная теплоэлектростанция в перспективе может использоваться в составе ядерного энергоопреснительного комплекса. Рынок для такого комплекса, вырабатывающего электроэнергию и обессоленную воду, довольно велик.

Конкурентные преимущества ПАТЭС с реакторами КЛТ-40С:
­ Изготовление «под ключ»;
- Малая осадка обеспечивает широкий выбор площадок для размещения;
- Имеется возможность выбора варианта одноблочного или двухблочного исполнения;
- Система контролируемых физических и локализующих барьеров обеспечивает радиационную безопасность; в проекте реализуются технические решения исключающие выбросы радиоактивности в окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях;
- Малая численность обслуживающего энергоблок персонала (~20 человек) существенно снижает эксплуатационные затраты;
- Cамозащищенность реакторной установки и использование пассивных систем безопасности;
­ Полное сервисное обслуживание и ремонт плавучего энергоблока (ПЭБ) на специализированных предприятиях;
­ Реализация концепции «зелёной лужайки» сразу после окончания эксплуатации. Береговая часть станции - гидротехнические сооружения, здания и сооружения на площадке - являются объектами общепромышленного назначения и строятся по правилам и нормам, принятым в общепромышленном строительстве; плавучая часть утилизируется на специализированном предприятии.

Плавучие атомные теплоэлектростанции (ПАТЭС) могут комплектоваться также реакторными установками АБВ-6М (главный конструктор и научный руководитель – те же). В этом случае диапазон установленной электрической мощности одного энергоблока может колебаться от 3 до 11 МВт, с возможностью отпуска тепла от 5 до 12 Гкал/ч в теплофикационном режиме. Ориентировочный срок службы - 10-12 лет.
 

«ТВС-Квадрат» (топливо для реакторов западного дизайна типа PWR и BWR)

Производитель: ОАО «ТВЭЛ»
Разработчик: ОАО «ТВЭЛ», ОАО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара»

Разработан технический проект конструкции ТВС для реакторов PWR – «ТВС-Квадрат», в котором использованы лучшие достижения и последние наработки в области топлива для реакторов ВВЭР. В результате российская конструкция топлива для реакторов PWR не только не уступает западным аналогам, но даже превосходит их по ряду технических характеристик. В частности, в данной сборке реализовано техническое решение по каркасу и дистанционирующим решеткам «ТВС-Квадрат», позволяющее избавиться от фреттинг-износа. Максимальная глубина выгорания по твэлу достигает 72 МВт*сут/кгU. «ТВС-Квадрат» характеризуется геометрической стабильностью.

Производство ТВС-Квадрат подготовлено на предприятиях ОАО «ТВЭЛ». В настоящее время проект находится в стадии подготовки к лицензированию в надзорных органах стран, которые могут стать потенциальными операторами продукции ТВЭЛ. Конечной целью является получение разрешения национальных надзорных органов на эксплуатацию российской сборки «ТВС-Квадрат» типа LTA в реакторах PWR.

Реализация  проекта позволит расширить рыночный потенциал и увеличить объемы реализации, а также сохранить и упрочить позиции России на рынке ядерного топлива.


АЭС с реакторами ВБЭР

Главный конструктор реакторной установки: ОАО «ОКБМ Африкантов»
Генеральный проектировщик энергоблока: ОАО «НИАЭП»
Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский институт»

По оценкам МАГАТЭ, мировой потенциал сооружения АЭС с реакторами малой и средней мощности составляет до 2040 г. 500-1000 энергоблоков. Такие станции могут быть построены в странах с неразвитой или малоразвитой электрической сетью, недостаточно развитой инфраструктурой, потребностью в сопутствующем энергетическом сервисе (опреснение морской воды, генерация тепловой энергии для обогрева жилищ).

Реакторные установки типа ВБЭР сочетают в себе апробированные технические решения - конструкции блочных транспортных реакторных установок и топливного цикла реакторов ВВЭР-1000. Предусматривается разработка реакторных установок с водо-водяными блочными реакторами (ВБЭР) для атомных станций региональной энергетики. На базе унифицированного основного оборудования возможно создание энергоблоков дискретного набора мощностей от 100 до 600 МВт (эл.).

На базе данного типа реакторов возможно создание различного типа атомных станций: электрические, тепловые для промышленного и бытового теплоснабжения, опреснительные. Полная интеграция с топливным циклом АЭС с ВВЭР-1000, исключает затраты на разработку и производство новых типов активных зон и оборудования транспортно-технологического цикла.

К конкурентным преимуществам атомной станции с реакторной установкой типа ВБЭР следует отнести:
- возможность организации серийного производства оборудования реакторной установки и «серийного» строительства АЭС за счет унификации технических решений и оборудования энергоблоков различной единичной мощности;
- время сооружения атомной станции может быть сокращено до 3-4 лет за счет монтажа крупными блоками высокой заводской готовности и компактной блочной компоновки основного оборудования реакторной установки, что сокращает объемы реакторного отделения и габариты защитной оболочки, а также позволяет уменьшить объем строительно-монтажных работ и сроки монтажа;
- стоимость кВт•ч в жизненном цикле АС ниже по сравнению со станцией на органическом топливе (ориентир – ТЭС на угле) аналогичной мощности;
- удельная стоимость мегаватта установленной мощности сопоставима с крупными АЭС.
Большая инвестиционная привлекательность по сравнению с крупными АЭС за счет сокращения потребных абсолютных вложений и связанных с этим финансовых издержек;
- сокращение эксплуатационных издержек за счет применения унифицированных технических решений на атомных станциях различной мощности, в частности при организации их сервисного обслуживания.


Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ВТГР

Главный конструктор: ОАО «ОКБМ Африкантов»
Научный руководитель: РНЦ «Курчатовский институт»

Энергоисточники нового поколения на базе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов разрабатываются для высокоэффективного производства электроэнергии и энерготехнологического применения (производство водорода из воды, нефтехимия, металлургия и др.).

На основе технологий высокотемпературного модульного гелиевого реактора, системы преобразования энергии с газовой турбиной, топлива, технологий транспорта тепла и технологий получения водорода могут быть реализованы различные варианты энергоисточников:
- АЭС с ВТГР (проект ГТ-МГР) – для производства электроэнергии высокопотенциального тепла;
- атомная энерготехнологическая станция (АЭТС) с ВТГР (проект МГР-Т для производства высокопотенциального тепла для энерготехнологического применения, в том числе, производства водорода.

Атомные станции с ВТГР позволят обеспечить:
- экономичное производство электроэнергии с высоким КПД (до 48%) и минимальным тепловым и радиационным воздействием на окружающую среду;
- получение тепла для производства водорода, нефтепереработки и т.п.;
- гибкий топливный цикл с возможностью использования различных видов топлива (обогащенный уран, топливо на основе оружейного или энергетического плутония без воспроизводящего материала, МОКС-топливо на основе энергетического или оружейного плутония, уран-ториевое топливо) без изменения конструкции активной зоны;
- возможность захоронения выгруженного из реактора топлива без дополнительной переработки;
- размещение энергоисточника в непосредственной близости от потребителя за счет модульной концепции реактора, основанной на свойствах внутренне присущей безопасности;
- минимальное количество  систем безопасности реакторной установки и станции создают предпосылки для снижения капитальных и эксплуатационных затрат;
- основу для разработки мощностного ряда реакторов нового поколения для производства высокопотенциального тепла, используемого в энергоемких технологических процессах, включая производство водорода из воды.

Установки с высокотемпературными реакторами ГТ-МГР и МГР-Т по своим техническим характеристикам, уровню безопасности и экономичности удовлетворяют отечественным нормам и правилам по безопасности и рекомендациям МАГАТЭ.


Создание исследовательских ядерных реакторов

Главный конструктор: ОАО «НИКИЭТ»
Генеральный проектировщик: ОАО «ГСПИ»

Перспективным направлением (с точки зрения привлечения зарубежных инвестиций, налаживания сотрудничества с дальнейшим переходом к сооружению АЭС) продвижения российских ядерных технологий на зарубежный рынок следует признать проектирование и строительство центров ядерных исследований с исследовательскими реакторами. Эта деятельность способствует достижению долговременных экономических и политических целей страны, закреплению экономического влияния в соответствующем регионе.

Россия сегодня обладает передовым парком собственных разработок в этой сфере, что свидетельствует о высоком уровне российской школы реакторостроения и дает основания для серьезной активизации этой деятельности на мировом рынке.

Обширный российский опыт работы в создании ИР в России и за рубежом, состояние технических, технологических и кадровых ресурсов находятся на уровне, позволяющем обеспечить разработку и реализацию широкого спектра проектов современных ИР. Это может способствовать расширению сферы распространения несырьевых российских технологий; развитию российского сектора на рынке ядерного топлива; поощрению притока зарубежных студентов и специалистов в отечественные вузы; поддержанию и развитие отечественной школы разработки и создания реакторов этого типа.
 

Экологический менеджмент