Проект направления «Современная энергетика» · 2026

Моделирование сценариев развития двухкомпонентной атомной энергетики России

Современная энергетика России

Устойчивая энергосистема должна одновременно обеспечивать стабильную выработку, возможность работы в маневровом режиме и долгосрочную ресурсную обеспеченность.

Структура выработки электроэнергии России (данные на 2025 г.)

Общая выработка 1 196 871,8 млн кВт·ч

Коэффициент использования установленной мощности

КИУМ показывает, какую долю от максимально возможной выработки электростанция фактически производит.

Атомные электростанции

Высокий КИУМ обеспечивается длительной непрерывной работой между плановыми ремонтами и перегрузками топлива.

Ограниченные энергетические ресурсы

Запасы ископаемого топлива и природного урана исчерпаемы. Однако перспективы развития атомной энергетики определяется не только количеством сырья, но и глубиной использования содержащегося в нём энергетического потенциала.

Мировые запасы

Нефть

54 лет

Природный газ

49 год

Уголь

139 года

Урановое топливо

120 лет

Ресурсный потенциал природного урана

ОЯТЦ

Открытый цикл

ОЯТЦ — открытый ядерный топливный цикл. Однократное использование топлива без переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

120 лет

потенциал ограничен мировыми запасами природного урана

ЗЯТЦ

Замкнутый цикл

ЗЯТЦ — замкнутый ядерный топливный цикл. Переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и повторное использование ядерных материалов.

6 000 лет

вовлечение U-238 и плутония

Развитие атомной энергетики России

33 → 57

энергоблоков

218,3 → 350+ млрд кВт·ч

годовая выработка

28,5 → 47,5 ГВт

установленная мощность

19 → 24 %

доля АЭС в выработке

2026

Действующий парк атомных электростанций

Не удалось загрузить файл карты.

Цель и задачи проекта

Создать и обосновать концепцию развития двухкомпонентной ядерной энергетики Российской Федерации с замкнутым ядерным топливным циклом, опираясь на сравнительный анализ различных сценариев

Оценить ресурсную базу ядерной энергетики России, включая накопленный делящийся изотоп в ОЯТ (отработавшее ядерное топливо) различных типов РУ (реакторных установок)

Провести сравнительный анализ различных сценариев развития, обосновать оригинальную концепцию развития ядерной энергетики России до 2130 года (то есть на срок около ста лет)

Разработать макет, визуализирующий предложенное решение

Открытый ядерный топливный цикл

Отработавшее ядерное топливо после выдержки направляется на централизованное хранение без переработки.

Ресурсная база

Основой цикла является природный уран, который проходит обогащение и используется для изготовления топлива.

ОЯТ

Оставшиеся уран и плутоний не извлекаются из ОЯТ и сохраняются в .

Рецикл материалов

Регенерированные уран и плутоний повторно используются в топливном цикле, а двухкомпонентную систему образуют тепловые и быстрые реакторы.

Почему открытый цикл становится ограничением

01

Исходная точка Растёт доля атомной генерации

02

Следствие Требуется больше топлива

03

Расход Увеличивается потребление урана

04

Параллельно Накапливается ОЯТ

05

Проблема Потенциал U и Pu не используется

06

Необходимый переход Замкнутый топливный цикл

Сценарий открытого цикла

Материальные балансы
открытого цикла

Расчёт выполнен при условии ежегодного ввода двух энергоблоков ВВЭР-1200.

2094 год

1

Потраченный уран

Показатель

Расход урана

1971–2094

1971

2094

Вывод

При ежегодном вводе двух ВВЭР-1200 к 2094 году расход природного урана достигает 690 000 т. В следующем расчётном году потребность уже превышает доступный ресурсный предел.

Сценарное моделирование · до 2100 года

Замкнутый ядерный топливный цикл

Сравнение трех режимов развития атомной энергетики с повторным вовлечением плутония в топливный цикл.

Сценарий

Показатель

Установленная мощность

Попытка ввода одного БН-1200 ежегодно

2043 год

45,14 ГВт

Состояние на выбранный год

полный ввод частичный ввод ожидание плутония

Итоговая концепция развития

Поиск оптимума

Рабочий диапазон сценарной модели

3–5

БН-1200 на один ВВЭР-600С

В диапазоне 3–5 система уже набирает основную мощность. После 5 рост сохраняется, но отдача заметно снижается.

Выбранное соотношение

4,5 : 1

БН-1200 : ВВЭР-600С

Установленная мощность

130,9 ГВт

Расчёт для 2130 года

Характер участка

Рабочий оптимум

Мощность системы при разном соотношении реакторов

Сценарный расчёт

4,5 БН / ВВЭР

На длинном горизонте выбор топлива становится решающим

Прирост мощности при повышении предела ввода с двух до четырёх БН в год.

МОКС-топливо

5%

СНУП-топливо

15%

Металлическое топливо

86%

Верификация

Проверка
в CYCLE

Программный комплекс CYCLE предназначен для моделирования развития реакторного парка и материальных потоков ядерного топливного цикла. В проекте он использован для проверки расчётов, выполненных командой с помощью Microsoft Excel.

Установленная мощность

100% совпадение

Динамика установленной мощности воспроизводится в независимом расчёте.

Баланс плутония

Отклонение 10–15%

Различие объясняется распадом Pu-241 и изменением изотопного состава при выдержке.

РАСЧЁТЫ В GETERA

Изотопная кинетика плутония

GETERA — программный комплекс для нейтронно-физических расчётов, моделирования выгорания и перегрузок. Повторяющиеся области с близкими составом и граничными условиями объединяются по кратности, а полиячейка учитывает потоки между различными областями — поэтому крупный фрагмент описывается меньшим числом расчётных ячеек.

РЕЦИКЛ ВВЭР—БН

Динамика Pu-239 и Pu-240 при последовательных перегрузках

0 суток

Реактор Старт

Перегрузка 0

Цикл 0

Pu-239 39,86%

Pu-240 28,74%

БН: 18 циклов, 900 суток. ВВЭР: 30 циклов, 1500 суток. На мобильных устройствах график прокручивается по горизонтали; кнопки и анимация работают без изменения масштаба линий.

Вывод

Количество замедлителя влияет на нейтронный спектр, а спектр — на скорости образования и выгорания изотопов плутония и соотношение Pu-239/Pu-240. Последовательный рецикл между ВВЭР и БН формирует повторяющуюся изотопную траекторию.

Запустите нейтрон и наблюдайтетрансмутацию изотопа

Выберите стартовый изотоп и тип взаимодействия. Схема покажет, как деление, захват, рассеяние и последующий β⁻-распад изменяют состояние ядра.

Стартовый изотоп

Режим взаимодействия

Выберите режим и запустите нейтрон.

Экспериментальная часть

Комплекс критических стендов БФС

ГНЦ РФ — ФЭИ

Физическая модель будущего реактора

БФС позволяет исследовать модели быстрых реакторов с любыми теплоносителями и получать характеристики активной зоны, которые будут у нее при реальной эксплуатации, и проводить другие экспериментальные исследования.

01

Моделирующие стержни

Формируют необходимый материальный состав экспериментальной активной зоны (теплоноситель, топливо, конструкционные материалы)

02

Изменяемая конфигурация

Расположение элементов перестраивается под конкретный тип реактора.

03

Проверка расчётов

Результаты моделирования сопоставляются с экспериментальными измерениями.

Физический макет

Трёхмерная модель

Общий вид трёхмерной модели физического стенда

Общий вид 3D-модели

Этот ракурс показывает каркас, рабочую область и расположение пользовательской панели.

01 / 02

Физический стенд

Почти готовый физический макет активной зоны реактора

Связь макета с исследованием

Сценарная модель определяет тип реактора, нейтронно-физическая часть — устройство его активной зоны, а макет переводит выбранную компоновку в наглядную физическую форму.

Сценарий → Тип реактора → Компоновка → Макет

Наша команда

Воронов Сергей

электротехник
Галаев Александр

физик
Кононов Даниил

аналитик
Лесков Александр

инженер
Салихова Дарина

конструктор
Севастьянов Глеб

моделист
Ситников Александр

программист
Эдерле Ярослава

математик

Калякин Дмитрий Сергеевич

руководитель проекта
Морозов Андрей Владимирович

эксперт
Фарнакеев Игорь Валериевич

эксперт
Увакин Максим Александрович

эксперт
Исанов Кирилл Алексеевич

эксперт
Мелицков Алексей Дмитриевич

эксперт

Фотоотчет