Научный журнал
Современные наукоемкие технологии
ISSN 1812-7320
"Перечень" ВАК
ИФ РИНЦ = 0,641

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ БАССЕЙНОВОГО РЕАКТОРА РУТА ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ НАУКОЕМКИХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

Баранаев Ю.Д. Глебов А.П. Клушин А.В. Созонюк В.А.
Ведение

Проект бассейнового реактора РУТА разработан совместными усилиями НИКИЭТ и ФЭИ в конце 1980-х гг. для использования в составе атомной станции для теплоснабжения небольших удаленных изолированных городов и/или населенных пунктов, а также в установках по опреснению морской воды.

Простота конструкции, низкие параметры теплоносителя бассейнового реактора обеспечивают его высокую надежность и безопасность, что позволяет располагать ядерную установку в непосредственной близости к потребителям, сводя к минимуму транспортные потери в системе теплоснабжения.

Ядерное теплоснабжение и ядерное опреснение морской воды являются наукоемкими технологиями, реализованными пока в единичных экспериментальных установках. Постоянный рост цен на органическое топливо и ухудшение экологической обстановки из-за выброса большого количества СО2 при сжигании последнего, делают все более привлекательным и экономически выгодным использование ядерных установок для указанных выше целей.

Наряду с использованием реактора РУТА по прямому энергетическому назначению в качестве источника теплоты в системах теплоснабжения или опреснения рассмотрены возможности расширения его функций, как источника нейтронов для реализации ряда наукоемких ядерных неэнергетических технологий, имеющих большой спрос в медицине, ядерной технике, электротехнике. Выполненные конструкторские проработки и расчетные оценки показали, что реактор РУТА позволяет обеспечить решение следующего круга задач:

  • реакторные испытания твэлов и топливных сборок водоохлаждаемых энергетических реакторов;
  • наработку широкой номенклатуры радионуклидов для медицинских и промышленных целей;
  • создание нейтронных пучков для лучевой и захватной терапии;
  • облучение тонких полимерных пленок для последующего производства трековых мембран;
  • изготовление ядерно-лигированного кремния.

Реализация указанных возможностей существенно повышает коммерческую и социальную привлекательность проекта.

1. Энергетические технологии на основе использования РУ РУТА

В системе теплоснабжения

На сегодняшний день с разной глубиной выполнены проработки реакторов РУТА тепловой мощностью от 10 до 70 МВт.

Выполненные маркетинговые исследования показали, что в России имеется достаточно много регионов, где теплоснабжение населенных пунктов может быть эффективно обеспечено путем использования реакторных установок РУТА.

Одно из направлений работ в этой области связано с созданием специализированных установок теплоснабжения на базе реакторов бассейнового типа, предназначенных для выработки низкопотенциальной тепловой энергии для нужд ЖКХ.

Решающим фактором, определяющим экономическую конкурентоспособность установки, является низкая величина капиталовложений, связанная с общей простотой конструкции реакторов бассейнового типа и отсутствием дорогостоящего оборудования.

Необходимым начальным этапом широкомасштабного продвижения технологии теплоснабжения на базе установок РУТА на рынок является прямая демонстрация надежности, безопасности и экономичности этой технологии в ходе создания и эксплуатации головной установки - пилотного образца.

В качестве наиболее перспективного пункта размещения головной установки РУТА рассматривается площадка ГНЦ РФ-ФЭИ, г.Обнинска, где имеется необходимая инфраструктура, научный и кадровый потенциал, позволяющий реализовать такой проект в минимальные сроки и с наименьшими затратами.

Проведенные технико-экономические исследования показали следцющее:

  • стоимость головной установки РУТА-70 (70 МВт - тепловая мощность) в г. Обнинске составляет ~ 950 млн. руб.;
  • помимо своей основной задачи - демонстрации технологии для последующего коммерческого внедрения, обеспечивается окупаемость установки за ~ 11 лет, при полном сроке эксплуатации ~ 60 лет;
  • суммарные дисконтированные затраты на отпуск тепла от АСТ - примерно равны затратам на производство тепла от ТЭЦ с учетом тенденции роста цен на ядерное топливо и газ

В составе ядерного опреснительного комплекса

Дефицит пресной воды наблюдается во многих регионах мира в настоящее время, а к 2050 г. прогнозируются потребности в обессоленной воде max-min (260-6700) 109 м3/год. Для этого потребуются мощности энергетических установок ~ 1 МВт установленной мощности на 1 млн. м3 воды в год.

Решить эту проблему можно за счет использования АСММ, и альтернативу этому найти трудно.

Реактор РУТА в качестве источника низкопотенциальной тепловой энергии в составе ЯОК может обеспечить подогрев воды для осуществления термической дистилляции. В составе ЯОК РУТА рассматривается применение горизонтально-трубных пленочных дистилляционных опреснительных установок, адаптированных к параметрам реактора. Производительность по пресной воде ЯОК на базе реактора РУТА-55 составит около 20 тыс. м3/сутки, РУТА-70 сможет производить до 30 тыс. м3/сутки дистиллята. Стоимость дистиллята - 1 долл./м3 (соответствует мировым ценам на настоящее время).

2. Неэнергетическое использование РУ РУТА

При проектировании РУ РУТА для исследовательских центров, таких как г. Обнинск или создаваемого в городе Курчатове (Республика Казахстан) «Парка ядерных технологий» помимо основного назначения - производство тепла рассматривается использование реактора как многофункционального источника нейтронов для различных целей.

Наработка радиоизотопов и радиационное легирование кремния

В качестве одного из важных направлений использования установки РУТА рассматривается производство сырьевых радиоизотопов для получения радиофармпрепаратов и источников излучения медицинского назначения. Кроме медицинской сферы спрос на радиоактивные изотопы предъявляется также в таких областях, как промышленность, энергетика, научные исследования. Наиболее востребованным является Мо-99, который используется как материнское ядро для получения радионуклида технеция-99m, котрый широко используется при ранней диагностике онкологических, сердечно-сосудистых и ряда других заболеваний.

Особенности конструкции бассейновых реакторов и достигаемые величины потоков тепловых нейтронов (3÷4)1013 n/см2·сек позволяют разместить до 8 каналов для облучения мишеней: 4 канала для наработки Мо-99 и попутных радиоизотопов: I-123, 131, 132; Хе-133 и 4 канала для получения I-125, Sm-153; P-32, 33; Xe-127. Суммарный объем радиоизотопной продукции ~ 10 тыс. Ки/год и прогнозируемая выручка ~ 4 млн. USD.

В реакторе РУТА проработана возможность создания двух каналов ядерного легирования кремния в которых обеспечивается высокая равномерность облучения как по высоте, так и по сечению слитка, а, следовательно и качество последующих изделий, которые широко используются в электронной промышленности.

Нейтронная и нейтрон-захватная терапия

Целесообразность развития технологий нейтронной, гамма-нейтронной и нейтрон- захватной терапии обусловлена тем, что они ориентированы на лечение онкологических заболеваний, устойчивых к другим терапевтическим методам.

Наиболее широкое распространение имеет лучевая терапия быстрыми нейтронами (ТБН), наряду с которой развивается нейтронно-захватная терапия (НЗТ) опухолей, которая является еще более сложной, наукоемкой и дорогостоящей технологией, и ориентирована на лечение таких видов злокачественных новообразований, которые практически не поддаются никаким другим методам лучевой терапии. Суть метода НЗТ состоит во внутриклеточном взаимодействии тепловых нейтронов с атомами, имеющими высокое сечение захвата нейтронов, которыми предварительно насыщается опухоль. В качестве таких веществ используются препараты на основе В10.

В реакторе РУТА предлагается разместить два канала для организации выведенных нейтронных потоков: один для ТБН, другой - для НЗТ.

Ориентировочная стоимость создания терапевтического комплекса оценивается в ~ 1,5 млн. USD. Терапевтический комплекс может оказывать специализированную медицинскую помощь ~ 200 пациентам в год. Стоимость аналогичных услуг на мировом рынке составляет от 40 до 100 тыс. USD за один курс лечения.


Облучение полимерных пленок для производства трековых мембран

Трековые мембраны (ТМ) являются высокоселективным фильтрующим материалом для микрофильтрации жидких и газообразных сред и широко применяются в микроэлектронике, медицине, фармацевтике, биотехнологии, в пищевой и других отраслях промышленности. ТМ получают облучением тонких полимерных пленок тяжелыми ионами на ускорителях или осколками деления урана при его делении в нейтронном поле, создаваемым ядерным реактором. В результате последующей физико-химической обработки облученной пленки в пленке формируются сквозные каналы - калиброванные поры цилиндрической формы, размеры которых можно регулировать в широких пределах - от 0,03 мкм до 5 мкм и более.

Выполненные конструкторские и расчетные проработки показали возможность создания в составе реактора РУТА установки по производству ТМ.

По предварительным оценкам производительность участка по облучению пленки в реакторе РУТА может составить 150-200 тыс. м2/год при существующем уровне цен за пленку от 10 до 20 USD /м2.

Для разработки, создания, монтажа, наладки и ввода в эксплуатацию производственного участка облучения пленки для производства трековых мембран на реакторе РУТА необходимы средства в объеме 1,2 млн. USD.

Все указанные технологии отработаны на реакторах АМ, БР-10 в ГНЦ РФ-ФЭИ и ВВРц ГНЦ РФ НИФХИ.


Библиографическая ссылка

Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В., Созонюк В.А. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ БАССЕЙНОВОГО РЕАКТОРА РУТА ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ НАУКОЕМКИХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ // Современные наукоемкие технологии. – 2005. – № 11. – С. 24-26;
URL: http://top-technologies.ru/ru/article/view?id=26408 (дата обращения: 18.10.2017).

Предлагаем вашему вниманию журналы, издающиеся в издательстве «Академия Естествознания»
(Высокий импакт-фактор РИНЦ, тематика журналов охватывает все научные направления)

«Фундаментальные исследования» список ВАК ИФ РИНЦ = 1.094