Руската академия на науките беше домакин на научно-технически конгрес „Направления на националния научен и технологичен пробив 2030 г.“.

По време на речта си Алексей Лихачов, генерален директор на Росатом, отбеляза важната роля на Годината на науката и технологиите в развитието на научни проекти, перспективни за технологичното развитие на страната, и запозна участниците с ключовите области на работата на държавната корпорация във високопотенциалните сфери.

„Сред нашите ключови области на работа с висок технологичен потенциал е разработването на композитни технологии. Имаме пълна верига за производство на композитни материали: от суровини до готови продукти.
Друга важна област са адитивните технологии, които са важни както за ядрената индустрия, така и за други индустрии. Надяваме се, че и в тази област скоро ще бъде създаден пълен цикъл: от производството на оборудване до предоставянето на услуги за 3D печат.
Наскоро открихме научно-образователна лаборатория за адитивни технологии в Сириус, оборудвана с 3D принтери и оборудване за последваща обработка на готови продукти. Планираме да отворим същия център в Новоуральск.
Третото обещаващо направление е създаването на електронно оборудване и значителна база от електронни компоненти. Зависимостта от внос днес е критична тук, затова заедно с Роскосмос и Министерството на промишлеността и търговията създаваме автоматизирани системи за управление на технологичните процеси на атомните електроцентрали.
Ще разработим изчислителна база, центрове за управление и суперкомпютърни технологии “, каза ръководителят.

На конгреса присъстваха още Евгений Адамов, научен директор на проекта „Пробив“, и Алексей Дуб, първи заместник-генерален директор „Наука и иновации“ АД (управляваща компания на научното подразделение на Росатом).

По-специално, Евгений Адамов говори за перспективите за развитие на един от ключовите проекти на руската ядрена индустрия „Пробив“, който предполага създаването на нова технологична платформа за ядрената индустрия на базата на затворен горивен цикъл с използване на бързи реактори. .
Тази технология ще премахне напълно тежките аварии в атомните електроцентрали, ще генерира електроенергия без натрупване на облъчено ядрено гориво и ще използва повторно отработеното ядрено гориво, което ще премахне проблема с ограничената ресурсна база на ядрената енергетика.
„Днес петролът, въглищата и газът продължават да доминират в енергийните доставки, въпреки факта, че учените говорят за важността на по-зелените енергийни източници от дълго време. Винаги е било ясно, че ядрената енергетика има голям потенциал. Това е една от най-безопасните технологии.

Това, което се прави днес в проекта «Прорыв», не е просто намаляване на нивото на приемлив риск, а е детерминирано изключение. Това, което в миналото е довеждало до тежки инциденти, не може да се случи.
В реакторите, които създаваме, като топлоносител се използва олово, което е инертно при контакт с вода и въздух. Освен това не изискват високо налягане по време на работа, което позволява гарантирано избягване на аварии със загуба на охлаждаща течност (топлоносител), пожари, парови и водородни взривове “, каза той.

Алексей Дуб в речта си изброи тенденциите в световната индустрия на композити, оцени руския пазар и изрази мнението си за необходимостта от създаване на методология за проектиране, базирана на тяхна основа.

Следователно движението върви от относително прости материали към по-сложни конструкции. Невъзможно е да се получи високонадежден материал, без да се използват всички мащабни нива на неговата конструкция.
Естествено, вече знаем как технологично да управляваме макронивото, но трябва да вземем предвид формирането на всички структурни компоненти, като се започне от наномащаба, взаимното влияние на различни свойства.
За да осигурите пробивни проекти, трябва да създадете устойчиви стандартни практики. Например, комбиниране на науката за цифрови материали и ускорено тестване, класически методи за моделиране и високо интелигентни ИТ системи.

За справка

В рамките на проекта „Пробив“ се изгражда реактор БРЕСТ ОД-300 на базата на Сибирския химически комбинат (АО «СХК», предприятие на Росатом) в Северск (област Томск).
Завършването на проекта ще позволи регенерирането на отработено ядрено гориво за повторното му използване многократно, допълнено с естествен или обеднен уран, чиито запаси ще издържат хиляди години.
Освен това това ще осигури на Русия технологично предимство в световната ядрена енергетика.

Подробности на: http://www.energyland.info/news-show-tek-atom-222511

Корпусът на ядрения реактор, сърцето на АЕЦ, е един от ключовите елементи на централата. Неговата най-важна роля е да предотвратява излизането на радиоактивни продукти извън пределите на активната зона. Именно от състоянието на корпуса зависи надеждната и безопасна експлоатация на реакторната установка и, в крайна сметка, е определящ за периода на експлоатация на енергийната установка и на АЕЦ като цяло.

Сред изискванията към материалите за корпусите на реакторите ВВЭР най-важна е голямата им устойчивост срещу радиационното окрехкостяване.

И за материалите от новото поколение, и за реакторите разказва ръководителят на ЦНИИТМАШ Алексей ДУБ, д.т.н., професор, лауреат на Държавната премия на Руската Федерация в областта на науката и технологиите за комплексната работа по създаване на високо-якостни радиационно-устойчиви материали за корпусите на ядрените енергийни реактори.

Какво е това отгряване на корпусите?

В процеса на експлоатация на ядрените реактори, включително и ВВЭР, стават изменения на качествата на метала на заваръчните шевове под действието на неутронното излъчване, което в крайна сметка и ограничава срока за безопасна експлоатация на корпусите на реакторите. Възстановяването на свойствата може да се осигури за сметка на термообработка на корпуса на реактора по определен режим, като корпуса на реактора се нагрява бавно до определена температура, задържа се при тази температура за определено достатъчно-продължително време и после бавно се охлажда. Цялата операция продължава около 10 дни.

Това мероприятие позволява да продължи безопасната експлоатация още 20 и повече години, като след изтичане на този срок за експлоатация може да бъде извършена повторно.

Каква е основната роля и задача на ЦНИИТМАШ?

Ние вече дълго време се занимаваме със създаване на оборудване за възстановителна термообработка и участваме непосредствено при извършването на тези дейности на АЕЦ.

За отгряването демонтира ли се корпуса на реактора?

Не, всички дейности се извършват без демонтаж, Реакторът си остава на щатното място в реакторното отделение на енергоблока. По подобна технология бяха обработвани корпусите на реакторите ВВЭР-440, включително и на АЕЦ “Козлодуй” в България. За реакторите ВВЭР-1000 по програмата на концерна Росэнергоатом ЦНИИТМАШ съвместно с НПФ «Термикс» разработиха оборудване за отгряване. Оборудването се състои от нагревателно устройство, което се поставя в корпуса на реактора, и устройство за създаване на външна топлоизолация на корпуса.

На какъв стадии се намира оборудването, кога ще бъде готово за експлоатация?

Оборудването ще бъде готово през тази година, но по силата на особените изисквания за надеждност готовността му за експлоатация ще бъде потвърдена само след извършване на пълни комплексни изпитания.

На кои централи/блокове ще започне използването му?

Планираме да започнем използването му през 2017 година на Балаковската АЕЦ, а после на Ростовската АЕЦ. Отгряването с помощта на това оборудване ще осигури удължаване на сроковете за експлоатация на корпусите на реакторите и съответно на енергоблоковете.

Каква е технологията за прогнозиране на поведението на материала на корпуса? Тези технологии – компютърни програми ли са?

Основната призната методика днес е оценката на състоянието по програмата за образците-свидетели. Това не е вероятностна програма – това се директни изпитания. Натрупан е значителен опит за влиянието на различните фактори върху темповете на деградация на металите. Освен това изходното състояние съществено влияе на поведението на метала при експлоатацията. За подобряването на характеристиките, които съществено влияят в последствие на свойствата, трябва да се прогнозира поведението на метала още при производството му  Това поведение в значителна степен се определя от наличието на примеси и технологията на производството. Сега това ефективно се изследва с помощта на компютърното моделиране: втвърдяване, деформации и термичната обработка. Такава прогноза позволява да се открият възможните изменения на свойствата на метала на най-ранните етапи на технологичния цикъл и, на базата на това, да се коригира технологичния режим с цел получаване на исканите стойности на характеристиките на метала.

Въпрос за укрупненото заваряване на корпуса на реактора: прилагат ли се вече 4 и 3 шевните технологии?

В проекта АЭС-2006 корпусът на реактора се състои от седем части. За ВВЭР-ТОИ в ЦНИИТМАШ е разработена технология и оборудване за 4 шевна конструкция. Главното е, че тази конструкция изключва наличието на заваръчен шев в активната зона на реактора.

Засега тя още не се прилага, но използването и се планира при изработването реакторите по проекта ТОИ. За три-шевният вариант, който е също най-близка перспектива, ние сме разработили всички режими и необходимото оборудване.

Има ли планове за по-нататъшно укрупняване?

По-нататъшното укрупняване е нецелесъобразно.

От колко части заваряват реакторите си другите производители (корейци, французи, американци)?

Чуждестранните проекти засега не предполагат толкова значително намаляване на броя на заваръчните шевове на корпусите. При тях, даже, и патрубките не са щамповани, както на руските корпуси, а се заваряват.