«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Комплекс быстрых физических стендов ГНЦ РФ – ФЭИ, включающий два критических стенда – БФС-1, БФС-2 – и электронный ускоритель МИ-30, представляет собой уникальную экспериментальную базу для исследования физики быстрых реакторов, решения проблем их безопасности, оптимизации активных зон, выжигания актинидов и утилизации оружейного плутония.

Реакторные материалы стендов позволяют собирать как сложные полномасштабные модели реакторов, так и бенчмарки, эксперименты на которых проводятся для корректировки нейтронно-физических констант и совершенствования расчетных методов.

Наличие значительных количеств двуокиси нептуния и металлического тория позволяет проводить экспериментальные исследования активных зон быстрых реакторов, предназначенных для трансмутации младших актинидов или наработки урана-233.

Генератор 113Sn/113mIn применяется для получения солянокислого раствора гидратных хлоридов 113mIn, который, совместно со специальными наборами реагентов, используется в научно-технических целях.

Генератор рения-188 ГРЕН-1 (188W/188Re генератор) применяется для многократного получения элюата – стерильного апирогенного раствора перрената натрия (Na188ReO4), обладающего способностью к комплексообразованию, что позволяет синтезировать радиофармпрепараты (РФП) для диагностики и терапии злокачественных новообразований, костных метастазов, ревматоидных артритов и других заболеваний.

Генератор технеция-99m ГТ-2м (99Mo/99mTc генератор, далее генератор) предназначен для многократного получения элюата – стерильного апирогенного раствора пертехнетата натрия (Na99mTcO4) в изотоническом  растворе хлорида натрия (0,9 % раствор NaCl).

Элюат генератора, содержащий радионуклид технеция-99m, используют в медицине для диагностических целей:

  • для функциональной диагностики щитовидной железы, слюнных желез, желудка, мозга посредством процедуры сцинтиграфии после внутривенного введения препарата в организм;
  • при приготовлении различных радиофармпрепаратов на основе наборов соответствующих реагентов, применяемых в радионуклидной диагностике новообразований, заболеваний сердечно-сосудистой, кроветворной и центральной нервной системы.

Молодежная политика

Целью Молодежной политики является формирование основ для обеспечения АО «ГНЦ РФ - ФЭИ» и Госкорпорации «Росатом» в целом стратегическим кадровым потенциалом развития - квалифицированными и мотивированными молодыми работниками, способными решать задачи, стоящие перед атомной отраслью.

Задачи молодежной политики

  • Привлечение молодых работников, желающих внести существенный вклад в развитие энергетического, промышленного, научного и оборонного потенциала государства.
  • Вовлечение молодежи в социальную практику и ее информирование о потенциальных возможностях саморазвития, обеспечение поддержки научной, творческой активности молодежи.
  • Обеспечение высокого уровня профессионального развития и адаптации молодых работников.
  • Обеспечение преемственности поколений и наставничество.

Наш Центр предлагает:

  • интересную и творческую работу для тех, кто хочет разрабатывать и внедрять передовые технологии, позволяющие использовать ресурсы более эффективно и обеспечивать краткосрочные и долгосрочные решения для энергетики, экологии и медицины;
  • обучение сотрудников по общеотраслевым программам Росатома;
  • международный опыт – участие в международных форумах, конференциях, семинарах, стажировки в ведущих ядерных центрах мира.

У нас есть возможность построения успешной карьеры, конкурентный уровень вознаграждения, различные социальные программы.

Кадровая политика

Цель кадровой политики – своевременное обеспечение Корпорации и ее организаций вовлеченным персоналом в нужном количестве, с необходимой квалификацией и по эффективной стоимости.

Принципы кадровой политики:

  • Направления и приоритеты кадровой политики должны обеспечивать реализацию стратегических целей Корпорации.
  • Ответственность руководителей организаций Корпорации и структурных подразделений организаций Корпорации за эффективность работы с персоналом.
  • Социальное партнерство при обеспечении согласования интересов работников и работодателей.
  • Приоритет культуры результата и постоянных улучшений в Корпорации и ее организациях.
  • Системное обучение, развитие и продвижение работников Корпорации и ее организаций в рамках атомной отрасли в соответствии со стратегическими целями.
  • Вознаграждение за результат, стимулирующее реализацию стратегических целей Корпорации и ее организаций.
  • Предоставление работникам Корпорации и ее организаций возможности выражать свою оценку ситуации в Корпорации и ее организациях, давать руководителям и получать от них обратную связь о своей работе, получать любую общедоступную информацию о деятельности Корпорации и ее организаций.

Основные направления кадровой политики:

  • Продвижение бренда работодателя Корпорации и ее организаций и привлечение для работы в отрасли высокопотенциальных выпускников целевых вузов.
  • Развитие системы профессиональных квалификаций в сфере атомной энергии.
  • Повышение уровня профессионального мастерства работников, в том числе проведение профессиональных конкурсов и конкурсов профессионального мастерства и участие в подобных конкурсах на национальном и международном уровнях.
  • Обеспечение преемственности персонала в критически важных должностях.
  • Обучение и развитие работников и руководителей Корпорации и ее организаций, а также участников управленческого кадрового резерва.
  • Повышение производительности труда за счет повышения квалификации работников и улучшения организации труда.
  • Обеспечение эффективности инструментов мотивации персонала.
  • Повышение уровня вовлеченности персонала в деятельность Корпорации и ее организаций до уровня результативности.
  • Развитие корпоративной культуры и внедрение отраслевых ценностей.

Первая в мире АЭС

Осенью 1949 года после успешного испытания первой советской атомной бомбы, когда уже на первом промышленном реакторе производился плутоний, когда было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащенного урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла.

В июне 1950 года директором Лаборатории "В" назначен член-корреспондент АН СССР Дмитрий Иванович Блохинцев. В декабре того же года создан Ученый Совет для подготовки научных кадров высшей квалификации. В совет вошли: А.И. Лейпунский, Д.И. Блохинцев, Н.В. Агеев, О.Д. Казачковский, А.К. Красин, П.Н. Слюсарев, П.Д. Горбачев.

От лаборатории "В" для энергетического применения был предложен реактор на обогащенном уране с бериллиевым замедлителем и гелиевым охлаждением, предполагалась также разработка реакторов на быстрых и промежуточных нейтронах с различным охлаждением, в том числе жидкометаллическим.

Постановление Совета Министров от 16 мая 1950 г. определило строительство трех опытных реакторов (уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением). По первоначальному замыслу все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт. Технические проекты следовало выполнить в 1950 году.

В общих чертах проектный облик реактора Первой АЭС остался при реализации близким к первоначально предложенному. Реактор с бериллиевым замедлителем реализовался со свинцово-висмутовым охлаждением, уран-бериллиевым топливом и промежуточным спектром нейтронов. Вместо гелий-графитового реактора был создан водо-водяной реактор - основной тип для подводных лодок и ледоколов, а также будущих АЭС. 12 июня 1951 года выходит Постановление СМ СССР о сооружении на территории Лаборатории "В" опытной электрической станции (установки В-10).

Подробнее о Первой в мире АЭС

В нашей стране первые оценки по свойствам быстрого спектра нейтронов в приложении к ядерным реакторам были сделаны в 1946 г. по инициативе И.В. Курчатова. С 1949 г. руководителем работ по быстрым реакторам становится А.И. Лейпунский, под научным руководством которого примерно в то же время расчетным путем была показана возможность расширенного воспроизводство ядерного горючего и использование жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске, а затем во многих других организациях.

Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ были построены и введены в действие критические сборки (реакторы «нулевой» мощности) и исследовательские реакторы (ИР) на быстрых нейтронах: БР-1 (в 1955 г.), БР-2 (в 1956 г.), БР-5 (в 1959 г.), БФС-1 (в 1961 г.), БФС-2 (в 1969 г.), БР-10 (реконструкция БР-5, в 1973 г.).

В результате проведенных исследований на этих первых установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего в быстрых реакторах КВ>1, в качестве основного ядерного топлива была рекомендована двуокись урана, а основного теплоносителя – жидкий натрий.

Первым демонстрационным быстрым реактором был ныне действующий исследовательский реактор БОР-60.

Быстрый реактор БН-350 уже генерировал электроэнергию в Казахстане в течение 27 лет до 1999 года, и около половины его тепловой мощности 1000 МВт использовалось для опреснения воды. Его расчетный срок службы составлял 20 лет, а после 1993 года он действовал на основе ежегодного продления лицензии.

Основные характеристики, задачи, проблемы, достижения и опыт эксплуатации БН-350:

  • получение опыта эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах большей мощности;
  • проверка методов расчета нейтронно-физических характеристик (критмасса, поле тепловыделения, наработка плутония и его качество, коэффициенты реактивности);
  • проверка надежности оборудования, топлива; установка обессоливания морской воды, проверка систем безопасности;
  • проблемы с маслом, с парогенераторами, с твэлами, барабаном отработавших сборок (БОС), с системой перегрузки, с конструкционными материалами твэлов, ТВС и их решения;
  • материаловедческие исследования, исследования коэффициента воспроизводства, проверка естественной циркуляции, эксперимент с выходом в режим кипения в ТВС, эксперименты по динамике развития межконтурной течи.

Быстрый реактор БН-600 – работает в составе энергоблока мощностью 600 МВт – с 1980 года поставляет электроэнергию в сеть. В нем используется главным образом топливо на основе оксида урана, обогащенного до 17, 21 и 26%, и небольшое количество МОКС-топлива. Это реактор интегрального типа, промежуточные натрий-натриевые теплообменники и главные циркуляционные насосы находятся в корпусе реактора. Давление натриевого теплоносителя в корпусе немного (на 0,05 МПа) превышает атмосферное, поэтому опасность разрыва корпуса исключается. Парогенераторы, установленные за пределами корпуса, снабжают паром три 200 МВт турбогенератора.

27 июня 2014 г. состоялся физический пуск энергоблока №4 с реактором БН-800, 10 декабря 2015 г. он был впервые включён в единую энергосистему страны , 31 октября 2016 г. – введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием так называемой гибридной активной зоны, в которой основную часть (84%) составляют ТВС с урановым топливом, и 16% – ТВС с МОХ-топливом. Перевод этого реактора на полную загрузку МОХ-топливом планируется в 2019 г. Для производства МОКС топлива построен завод.

Вреакторе БН-800 использованы как проверенные технические решения, реализованные в БН-600, так и новые, существенно повышающие безопасность энергоустановки, такие как: нулевой натриевый пустотный эффект реактивности, гидравлически взвешенные стержни аварийной защиты, срабатывающие при снижении расхода теплоносителя, пассивные системы аварийного расхолаживания, под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоной при ее разрушении в результате тяжелой аварии, повышена сейсмостойкость конструкции.

Быстрые реакторы, работающие в мире на данный момент

Реактор Статус реактора, компоновка, теплоноситель Мощность (тепловая/
электрическая)
Топливо
Страна Годы эксплуатация
БОР-60 Исследовательский, петлевой, натрий 55/10 оксид Россия 1969-2020
БН-600 Опытно-промышленный, интегральный, натрий 1470/600 оксид Россия 1980-2020
БН-800 Опытно-промышленный, интегральный, натрий 2100/800 МОКС Россия 2016-2043
FBTR Экспериментальный, интегральный, натрий 40/13,2 карбид (металл) Индия 1985-2030
PFBR Прототип, интегральный, натрий 1250/500 оксид (металл) Индия
CEFR Экспериментальный, интегральный, натрий 65/20 оксид
(МОКС)
Китай 2010-2040
Joyo Экспериментальный, интегральный, натрий 140/- оксид Япония 1978-2007, в данный момент находится на длительной реконструкции, возможен запуск 2021
Monju Прототип, петлевой, натрий 714/280 оксид Япония 1994-96, 2010, вывод из эксплуатации по решению японского правительства

Правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС Monju – единственную в стране атомную электростанцию с реактором на быстрых нейтронах.

Агентство по ядерному регулированию (NRA) отложило рассмотрение вопроса о повторном пуске быстрого натриевого исследовательского реактора JOYO. Заявка на разрешение повторного пуска JOYO была подана в регулирующий орган 30 марта 2017 года. В заявке отсутствует предполагаемая дата рестарта.

Таким образом, с 1972 года (с момента пуска БН-350) в нашей стране быстрые реакторы используются для получения электроэнергии, опреснения воды. В настоящее время Россия является единственной в мире страной, в структуре атомной энергетики которой присутствуют реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все необходимые этапы освоения технологии БН – быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

Возрождение интереса к небольшим по размерам и более простым в исполнении ядерным установкам обусловлено желанием снизить капитальные затраты на производство ядерных  источников энергии  и необходимостью иметь в наличии источники энергии и тепла, работающие автономно и удаленно от крупных энергетических систем.

Глобализация, урбанизация, рост населения, стареющая инфраструктура и ужесточение природоохранного законодательства ставят под угрозу сегодняшние электрогенерирующие мощности. Между тем глобальный спрос на электроэнергию, по прогнозам, увеличится на 33% к 2030 году. Замена выбывающих генерирующих мощностей при одновременном обеспечении растущих новых мощностей в течение следующих 30 лет делает поиск доступных экологически чистых энергоносителей очень актуальным.

Сокращение выбросов  CO2, значительные колебания цен на газ, периодичность мощностей, вырабатываемых с помощью солнечной энергетики и ветроэнергетики, делает преимущества ядерной энергетики очевидными.

Растущая потребность рынка в конкурентоспособных, масштабируемых, безопасных, надежных и автономных источниках энергии стимулирует инвестиции в новое поколение ядерных энергетических установок.

Технологии, используемые для таких ядерных установок, весьма разнообразны.

С момента появления ядерной энергетики мощности реакторных установок выросли с 60 МВт до более чем 1600 МВт.

В то же время создавались и  небольшие  энергетические реакторы для использования в море (тепловая мощность до 190 МВт) (реакторы для подводных лодок и атомных ледоколов), на суше (ТЭС-3), в качестве источников нейтронов, что дало огромный опыт в проектировании энергоблоков для малой атомной энергетики.

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) определяет такие энергоблоки как «малые» мощностью менее 300 МВт, до 700 МВт – «средние». Вместе они именуются МАГАТЭ как малые и средние реакторы (Small Medium Reactor SMR). Однако чаще всего аббревиатура SMR используется для обозначения «малогабаритного реактора», предназначенного для серийного строительства. Также существует подкатегория очень маленьких реакторов – vSMR – это установки с мощностью менее 15 МВт, предназначенные для использования в отдаленных районах.

Сегодня отчасти из-за высоких капитальных затрат на создание крупных энергетических реакторов, вырабатывающих электроэнергию по паровому циклу, и отчасти из-за необходимости обслуживать небольшие электроэнергетические сети идет процесс разработки небольших ядерных установок. Такие установки могут быть построены независимо или в виде модулей в более крупном комплексе, с добавлением по мере необходимости дополнительной мощности (модульная конструкция с использованием небольших блоков реактора). В случае модульности экономия предполагается именно за счет масштабирования. Помимо этого создаются отдельные реакторные установки небольших размеров для использования в удаленных районах. Такие установки требуют относительно небольших инвестиций по сравнению со стоимостью постройки крупных реакторов, сравнимой с капитализацией заинтересованных в них коммунальных предприятий.

Еще одна причина для интереса к SMR заключается в том, что они могут замещать выведенные из эксплуатации угольные ТЭС и ТЭЦ, мощность более 90% которых составляет менее 500 МВт, а некоторых менее 50 МВт.

В США мощность угольных электростанций, вышедших из эксплуатации в течение 2010-2012 годов, в среднем составляла 97 МВт, а тех, которые, как ожидается, будут выводится в течение 2015-2025 годов, в среднем 145 МВт.

Малые модульные реакторы (SMR) определяются как ядерные реакторы, как правило, эквивалентные 300 МВт или менее, спроектированные с использованием модульной технологии, что обеспечивает экономию за счет серийного производства и короткого времени строительства.

В настоящее время реализуются четыре основных варианта:

  1. легководные реакторы,
  2. реакторы на быстрых нейтронах
  3. реакторы с графитовым замедлителем,
  4. высокотемпературные реакторы различного типа (Molten Salt Reactor – MSR).

Первый вариант имеет самый низкий технологический риск, но второй – реакторы на быстрых нейтронах (FNR) – может быть меньше, проще и с более длительной работой до заправки. Перспективным является и направление  MSR.

В западных странах для развитие SMR привлекается большое количество частных инвестиций, в том числе от небольших компаний. Участие этих новых инвесторов свидетельствует о глубоком сдвиге, происходящем в подконтрольных и финансируемых правительством ядерных НИОКР. Целью частных инвесторов часто является развертывание недорогой экологически чистой энергии без выбросов углекислого газа.

Как правило, современные малые реакторы для выработки электроэнергии, и особенно SMR, должны иметь более простую конструкцию, серийное производство, короткие сроки строительства и сниженную стоимость размещения. Большинство из них также разрабатываются с учетом высокого уровня безопасности. Многие из них предназначены для установки под землей, что обеспечивает высокую устойчивость к террористическим угрозам. В то же время в отличие от крупногабаритных реакторных установок из-за использования пассивных систем безопасности требуемая зона планирования аварийного режима для малых реакторов должна составлять не более 300 м.

Огромный потенциал SMR опирается на ряд факторов:

  • Из-за небольшого размера и модульности SMR можно полностью построить в заводских условиях и устанавливать затем модуль за модулем.
  • Малые размеры и пассивные функции безопасности позволяют эксплуатировать их в странах с меньшим опытом использования ядерной энергии.
  • Размер, скорость строительства и системы пассивной безопасности обеспечивают более легкое финансирование по сравнению с крупными проектами полномасштабных АЭС.
  • Серийное производство для конкретной конструкции SMR значительно сокращает затраты.

Особенности SMR:

  • Малая мощность и компактная архитектура, использование пассивных концепций (по крайней мере, для ядерной системы пароснабжения и связанных с ней систем безопасности). Поэтому в меньшей степени полагаются на активные системы безопасности и дополнительные насосы, а также на источники питания переменного тока для смягчения последствий аварии.
  • Компактная архитектура обеспечивает модульность изготовления (на заводе), что также может способствовать внедрению более высоких стандартов качества.
  • Более низкая мощность приводит к сокращению срока эксплуатации, а также к уменьшению радиоактивного запаса в реакторе (реакторы меньшего размера).
  • Потенциал для подземного или подводного местоположения реакторного блока, обеспечивающий большую защиту от естественных (например, сейсмических или цунами) или от техногенных (например, воздушных) воздействий.
  • Модульная конструкция и небольшие размеры позволяют создавать несколько блоков на одном участке.
  • Из-за более низких требований доступа к воде для охлаждения реакторы подходят для отдаленных регионов и для конкретных применений, таких как добыча или опреснение.
  • Возможность удаления реакторного модуля или вывода из эксплуатации на месте в конце срока службы.

Наши разработки – это ядерные энергетические установки небольшой мощности различного назначения, основанные на разных технологиях:

В целях защиты государственных интересов и обеспечения выполнения международных обязательств по нераспространению оружия массового уничтожения и ракетных средств его доставки в Российской Федерации Указом Президента Российской Федерации от 11 апреля 1992 г. № 388 создана и функционирует национальная система экспортного контроля.

Основными целями экспортного контроля являются:

  1. защита интересов Российской Федерации;
  2. реализация требований международных договоров Российской Федерации в области нераспространения оружия массового поражения, средств его доставки, а также в области контроля за экспортом продукции военного и двойного назначения;
  3. создание условий для интеграции экономики Российской Федерации в мировую экономику;
  4. противодействие международному терроризму.