Наноядерная электроэнергетика; проект PIFAHOR

Е.А.Филиппов, д.т.н.,профессор, В.Л.Ломидзе, к.ф.-м.н, вед.н.сотр.

Атомная энергетика нуждается в коренной реконструкции. Существующая администрация Росатома, ведомственные НИИ и Проектные институты расписались в своей административной и научной немощи, пойдя на дополнительное штатное допущение расплава активной зоны АЭС (такого раннее и не предпологалось) и последующего сбора кориума в контейнмент под корпусом АЭС во время ядерной катастрофы…

(Из письма в редакцию)



Произошло две катастрофы планетарного масштаба и множество ядерных аварий и инцидентов, которые случаются почти еженедельно.  
Росатом будучи монополистом в области атомной энергетики сохраняет и закрепляет на грядущие десятилетия научно-техническое отставание в области естественной безопасности и затратности атомной энергетики. Это объясняется тем, что Россия, в том числе и  ведущие государства мира (программа INPRO 4),  до сих пор используют в ядерных реакторах твэльные гетерогенные технологии 50-летней давности, а также взрыво- и пожароопасные теплоносители (вода, натрий), горючие трансформаторное масло и электроизоляцию и не намерены от них отказываться в будущем.
Ядерно–, взрыво– и пожаробезопасная крупномасштабная атомная энергетика предлагается на базе АЭС с гомогенным быстрым реактором–хранилищем PIFAHOR (Prolifertion Inaccessible FAst HOmogeneous Reactor)  и открытым ядерным топливным циклом, эксплуатируемого в течение не менее ста лет (300-500 лет) и эволюционирующего в хранилище радиоактивных отходов (РАО) в застывшей металлической матрице.
Впервые предлагается использовать гомогенное наноядерное МОX–топливо (238U02–239Pu02) и (232Th02–233U02) в расплаве свинца в режиме самодостаточного воспроизводства ядерного топлива (КВ=>1), при естественном давлении теплоносителя в активной зоне и отборе тепла вне её, а также использовать пожаро– и взрывобезопасные апротонные (не содержащие водород)  перфторированные жидкости и газ для турбинного, трансформаторного и электротехнического оборудования АЭС. Наработка избыточного 239Рu или 233U отсутствует и, следовательно, становится невозможным хищение делящихся ядерных материалов и высокоактивных продуктов деления для создания атомных зарядов  и "грязных" бомб.  
Получение наноядерного МОХ-топлива происходит либо самопроизвольно при нейтронном облучении в  активной зоне реактора механической смеси порошков оксидов урана, плутония или тория в расплаве свинца либо его предреакторным механосинтезом в высокоэнергетических шаровых мельницах размолом смеси указанных порошков в расплаве свинца.

По проекту PIFAHOR становится возможным полностью отказаться от крупномасштабной добычи урана, так как  на складах изотопно-разделительных заводов (ИРЗ) в мире уже хранится ~1500 тыс. т  UF6 (в России около 600 тыс. т) с содержанием 0,3-0,35 % 235U, которого после дообогащения до 3-5 % достаточно для временной работы тепловых АЭС на переходный период в  20-30 лет к быстрой гомогенной атомной энергетике мощностью в 100 и более ГВт (эл.) и её эксплуатации в течение многих столетий на основе громадных запасов сырьевых 238U и 232Th.    
Достигается простейшая и эффективная утилизация оружейного и энергетического плутония (накоплено в мире несколько тысяч тонн), а также таблеток ОЯТ тепловых реакторов после механической разделки облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС), которых в хранилищах     содержится более 200 тыс. т.
Запуск ториевого гомогенного бествэльного (232Th02-238U02) цикла с первичным стартом реактора на смеси (235U02-232Th02) обеспечивает переход на бесплутониевую ядерную энергетику.
АЭС после работы в течение нескольких сот лет эволюционирует в хранилище и не потребует снятия с эксплуатации, что по  затратам эквивалентно сооружению новой АЭС.

Для запуска гомогенной быстрой энергетики по Проекту PIFAHOR  нет необходимости сооружать заводы   стоимостью 2-3 $ млд. каждый для изготовления твэльного МОX-топлива и переработки облученного топлива БН, промышленная технология переработки которого отсутствует.
Сооружение 1 ГВт (эл.) АЭС PIFAHOR мы оцениваем в $ 250 млн., а стоимость электроэнергии в 0,4 цент/кВт?час.  
В будущем следует приспособить многие предприятия ЯТЦ АЭС на тепловых нейтронах к обслуживанию гомогенной быстрой атомной энергетики.

Горно-химический комбинат (ГХК, г.Железногорск) с его уникальным научно-техническим потенциалом является идеальным местом для сооружения ядерно-, взрыво- и пожаробезопасной АЭС PIFAHOR.   

Здесь по отечественной технологии сооружен единственный в мире крупнейший подземный ядерно-, взрыво- и пожаробезопасный атомный завод по переработке облученного урана для производства оружейного плутония, безаварийно  действующий под землей в течение 30 лет до настоящего времени на базе апротонного высококипящего нейтронного яда–органического разбавителя гексахлорбутадиена (ГХБД) (Е.А.Филиппов и др. Авторское свидетельство СССР № 57518, 1971г). Работа отмечена Госпремией СССР.
В результате изложенного, нами рассмотрен ядерный топливный цикл АЭС PIFAHOR на базе гомогенного быстрого реактора-хранилище (В.Л.Ломидзе, Е.А.Филиппов. Патент РФ № 2253912, 2005г), проведены его основные расчеты (Приложение №1, на 14 с) и подготовлен проект НИОКР для сооружения АЭС (Приложение №2, на 16 с), который может быть выполнен за 4?5 лет и затраты на него не превысят $ 8?10 млн.

Для притока инвестиций и осуществления проекта в России и других странах необходимо создать международный концерн "NUCEL" (?NUClear ELectricity")  или ?НУКЭЛ" ("НУКлидное ЭЛектричество").

назад

Материалы из архива