Вестник РАН, 2023, T. 93, № 2, стр. 103-111

ПРЕИМУЩЕСТВА МОДУЛЬНОЙ КОНСТРУКЦИИ АСММ

По классификации Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) класс малых ядерных установок объединяет атомные станции малой мощности (АСММ), к ним относят установки электрической эквивалентной мощности менее 300 МВт [2–4]. Такие реакторы составляли основу ядерной энергетики на самых ранних этапах её развития, но затем возобладала тенденция к увеличению единичной мощности (для достижения экономических преимуществ, связанных с ростом масштаба), что привело к появлению проектов атомных электростанций мощностью 1000−1600 МВт. Именно они составляют основу современной мировой атомной энергетики.

В рамках принятого в конце 2000 г. МАГАТЭ международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) проводились исследования правового и институционального обеспечения атомных станций малой мощности [5, 6], было введено определение: “Транспортные атомные энергетические установки – это АСММ, жизненный цикл которых реализуется на единой транспортной платформе, а так же АСММ, монтируемые из транспортабельных модулей заводского изготовления на подготовленной площадке и таким же образом удаляемые с этих площадок”. Эта формулировка стала частным случаем предложенной летом 2013 г. в ходе 6-го диалога-форума ИНПРО. Новое определение − “малые модульные реакторы” (small modular reactors) − используется для обозначения малой энергетики индустриального серийного производства [7, 8]. В целом реализация проекта ИНПРО позволила сформулировать требования к объектам малой атомной энергетики, включая инженерные и организационные решения, а также создать и апробировать методологию оценки соответствия установленным критериям устойчивого развития.

Модульная конструкция определяет следующие преимущества АСММ:

• снижение стоимости и сроков строительства за счёт более высокой степени заводского изготовления, эффекта серийности и сокращения строительных работ на площадке, в том числе благодаря подземному или заглублённому размещению;

• повышенные характеристики безопасности, в том числе естественной, за счёт смещения энергобаланса между объёмным энерговыделением и поверхностным теплоотводом в сторону лучшего охлаждения при уменьшении размеров реактора (эти преимущества важны в случае проектной и запроектной аварии);

• снижение стоимости и сроков строительства за счёт оптимизации систем безопасности благодаря применению интегральной (блочной) компоновки первого контура, возможности полного отвода остаточных энерговыделений непосредственно от корпуса реактора;

• снижение стоимости и сроков строительства за счёт отказа от инфраструктуры обращения со свежим ядерным топливом, отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами на площадке размещения (если определено в проекте) и транспортировки АСММ для осуществления данных операций на заводе-изготовителе;

• концепция поставки потребителю АСММ в “неразборном” виде и транспортировка на завод-изготовитель для осуществления операций обращения с топливом позволяет обосновать возможность высвобождения таких установок из-под гарантий МАГАТЭ, лимитирующих обогащение топлива, и в итоге увеличить топливную кампанию и экономическую эффективность;

• возможность более гибкой встраиваемости в существующие энергосистемы и запросы потребителей;

• более короткий срок начала отдачи инвестиций за счёт поэтапного ввода энергомодулей;

• возможность государственно-частного партнёрства за счёт меньшего объёма инвестиций в строительство энергоблока и более быстрого срока отдачи;

• повышение надёжности энергоснабжения за счёт более низкого уровня риска полной остановки многомодульной станции;

• более низкие затраты (в том числе времени) на вывод из эксплуатации под “зелёную лужайку” благодаря возможности вывоза модулей целиком на завод для утилизации;

• возможность расширения рынка мирного применения атомной энергетики путём вовлечения в него тех сегментов, где ядерно-энергетические технологии пока не используются (в том числе благодаря возможности размещения в непосредственной близости от потребителя при повышенных характеристиках безопасности).

ПРОЕКТЫ ЛИНЕЙКИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ

К настоящему времени в России сложилось несколько востребованных направлений развития проектов АСММ в соответствии с их предназначением, спецификой требований заказчиков и потребителей.

АСММ для тепло- и электроснабжения удалённых территорий, в том числе изолированных посёлков и объектов в арктической зоне. Например, создание международных кроссполярных авиакоридоров над территорией России может иметь значительную коммерческую перспективу ввиду существенного сокращения пути. Так, протяжённость авиамаршрута Торонто−Гонконг при прохождении над полярными широтами сократится примерно на 20%, а время перелёта от Ванкувера до Дели – примерно на 3.5 ч. Подтверждена коммерческая эффективность трансполярных маршрутов как минимум 40 пар городов. Но в настоящее время пролёт воздушных судов над северными широтами России не имеет должного сопровождения, поэтому практически отсутствует в коммерческих масштабах. Такие полёты возможны при постоянном радиолокационном контроле со стороны наземных служб управления воздушным движением и наличии связи по всему маршруту в дополнение к спутниковой навигации, а для этого нужны надёжные и экономичные источники энергоснабжения соответствующего наземного оборудования. Внедрение АСММ для энергетической инфраструктуры кроссполярных авиакоридоров решает эту задачу. При этом оплата за наземное сопровождение перелётов может составлять не менее 1 долл. за километр.

В этом сегменте значительный потенциал внедрения имеют установки, обеспечивающие снабжение электрической и тепловой энергией удалённых посёлков и объектов, что, помимо создания энергетической инфраструктуры для промышленного освоения удалённых территорий, обеспечивает решение и экологических проблем, особенно с учётом хрупкости арктической природы.

В числе определяющих требований к таким установкам укажем следующие:

• работа на локальный или местный (районный) сектора энергоснабжения¹¹ в расширенных режимах маневрирования мощностью;

• максимально возможный интервал между перегрузками топлива от 10 до 20 и более лет;

• когенерация электрической и тепловой энергии;

• экономическая эффективность по сравнению с другими источниками энергии (в основном с дизель-генерацией);

• наличие резервных дублирующих мощностей на случай отказа;

• эксплуатация с минимальным эксплуатационным персоналом или даже при его отсутствии (управление в этом случае осуществляется в режиме удалённого доступа);

• отсутствие инфраструктуры обращения с топливом на площадке размещения и транспортировка на завод-изготовитель для перегрузки (в основном для установок сверхмалой мощности²²);

• весогабаритные характеристики энергетических модулей, обеспечивающие транспортировку, в том числе на собственной транспортной платформе, на удалённые территории с учётом отсутствия транспортной инфраструктуры.

Наиболее востребована линейка единичных энергомощностей 200 кВт − 100 МВт эквивалентной электрической мощности.

В предлагаемой концепции, вероятно, будет экономически оправданно применение химических (водородных) накопителей энергии для обеспечения экономически эффективных манёвренных режимов [9], в первую очередь для установок сверхмалой мощности. При этом из накопленного водорода можно производить синтетическое моторное топливо по безуглеродной технологии, например аммиак из водорода и азота воздуха, или использовать водород непосредственно в транспортных средствах с водородными топливными элементами, что очень важно для удалённых посёлков и объектов, особенно в Арктике, где можно будет отказаться от северного завоза топлива и улучшить экологическую обстановку [10]. Подобные накопители могут выполнять и функции резервного источника энергии на случай аварии или отказа основного энергоисточника.

Внедрение проектов линейки АСММ для тепло- и электроснабжения удалённых территорий целесообразно начинать с арктических объектов специального назначения, поскольку, во-первых, для внедрения в гражданскую энергетику необходима референтность, которая наиболее быстро достижима на специальных объектах; во-вторых, при использовании имеющейся инфраструктуры специальных объектов появляется возможность сокращения затрат на физическую защиту для головного образца; в-третьих, для гражданских проектов АСММ отсутствует необходимая нормативная база, её созданию и внедрению будет способствовать успешный опыт эксплуатации АСММ на специальных объектах (головные образцы могут создаваться по соответствующим регистрам).

Тем не менее разработку проектов АСММ для энергоснабжения специальных объектов целесообразно сразу вести с учётом требований гражданской энергетики, в том числе экспорта. Кроме того, сервисная организация, обеспечивающая энергоснабжение специальных объектов, вероятно, не будет выступать эксплуатирующей организацией АСММ, на площадке спецобъекта возможна только покупка электрической и тепловой энергии по утверждённым тарифам. Такие АСММ станут по сути гражданскими объектами, их эксплуатацию будут осуществлять специалисты гражданской эксплуатирующей организации. Например, в США для энергообеспечения военной базы ВВС “Эйельсон” на Аляске планируется создание АСММ электрической мощностью 1−5 МВт. При этом атомная станция сверхмалой мощности будет находиться в коммерческой собственности, эксплуатироваться обученным персоналом владельца и лицензироваться Комиссией по ядерному регулированию (NRC). Таким образом, для обеспечения использования АСММ специальных и гражданских объектов на удалённых территориях (в Арктике) целесообразно создать самостоятельную эксплуатирующую организацию, так как принцип эксплуатации АСММ в режиме удалённого доступа отличается от регламентов, принятых на крупных энергетических объектах концерна “Росэнергоатом”.

Атомные энерготехнологические станции малой мощности (АЭТСММ) для производства высокопотенциального тепла и “кэптивного” водорода для промышленных потребителей. Металлургия, химическая, нефтехимическая промышленность и ряд других отраслей потребляют большие количества высокопотенциальной тепловой энергии (с температурой свыше 700°С), используемой в технологических процессах. Например, прямое восстановление железа синтезгазом на основе водорода происходит при температуре свыше 700°C, а с использованием наиболее распространённой в мире технологии Midrex (США) – при температуре около 1100°C. В настоящее время тепловая энергия для этих нужд производится в основном за счёт сжигания ископаемых углеводородных видов топлива (уголь, газ, мазут и т.д.), что сопровождается значительным загрязнением окружающей среды как парниковыми газами, так и другими продуктами сгорания топлива.

Кроме того, многие предприятия металлургической (получение сверхчистых металлов, бездоменная технология получения стали методом прямого восстановления из руды водородом и др.), химической, нефтехимической (очистка и крекинг нефти), фармацевтической и других отраслей промышленности потребляют значительное количество водорода в технологическом цикле. Сегодня этот газ производится преимущественно непосредственно на площадке крупного промышленного потребителя методом паровой конверсии метана, при этом до 50% метана сжигается для обеспечения необходимых температур, что сопровождается выбросом парниковых газов [11, 12].

В основном мощность подобного кэптивного³³ производства водорода на площадке промышленного потребителя составляет от 10 до 150 тыс. т/год, что вполне может быть получено на АЭТСММ. Так, Омский нефтеперерабатывающий завод АО “Газпром нефть” производит 12.3 тыс. т/год водорода, ПАО «Акционерная нефтяная компания “Башнефть”» − 153 тыс. т/год, Оскольский электрометаллургический комбинат им. А.А. Угарова (“Металлоинвест”) – 250 тыс. т/год.

Применение АЭТСММ для снабжения крупных промышленных потребителей высокопотенциальным теплом и водородом может быть экономически оправдано по следующим причинам:

1) отсутствие выбросов в окружающую среду как на глобальном (парниковые газы, выброс которых может быть в скором времени жёстко квотирован международным законодательством), так и на местном уровне (загрязнение близлежащего населённого пункта, а это в основном крупные промышленные города, и окружающей территории ядовитыми продуктами сгорания ископаемого топлива и зольными отвалами, которые лимитируются федеральным и региональным законодательством);

2) отсутствие сильной волатильности мировой цены на ядерное топливо приводит к стабильности, предсказуемости и лучшей планируемости промышленной деятельности как с технологической, так и с экономической точек зрения;

3) снижение зависимости поставок критически важных для технологических процессов материалов от сторонних поставщиков и внешней конъюнктуры.

Возможно либо централизованное производство водорода на крупной атомной энерготехнологической станции с промежуточным хранением и транспортировкой промышленным и иным потребителям, либо кэптивное – на АЭТСММ непосредственно на площадке крупного потребления. При централизованном производстве наибольшую долю в конечной цене водорода для потребителя (до 70%) составляют операции по его хранению и транспортировке, что объясняется физическими свойствами газа (низкая плотность, низкая температура сжижения, высокая энергия взрыва и т.д.), соответственно экономически эффективно исключить эти операции из технологической схемы и производить водород непосредственно возле потребителя. Кроме того, при хранении и транспортировке по трубопроводам, в ёмкостях под давлением либо другими известными на сегодня способами существует значительная вероятность утечки водорода в окружающую среду из-за его высокой текучести, и этот фактор обязательно нужно учитывать, особенно при больших объёмах его производства, поскольку водород относится к парниковым газам.

Таким образом, ввиду отсутствия экономически и технологически приемлемых технологий хранения и транспортировки водорода более эффективно размещать ядерный источник для его производства на площадке промышленного потребителя (опасный объект), который, в свою очередь, сам очень часто располагается в непосредственной близости от крупных промышленных городов. Очевидно, что при использовании ядерного источника с целью производства высокопотенциального тепла для нужд промышленности возможно его размещение только на площадке потребителя. Это, как и размещение потенциально опасного производства рядом с АЭС, в настоящее время запрещено международными стандартами безопасности в области использования атомной энергии, а также внутрироссийскими нормами и правилами. Следовательно, чтобы ядерный энергоисточник высокопотенциальной тепловой энергии был допущен к размещению в непосредственной близости от промышленного потребителя, он должен обладать на порядки лучшими показателями безопасности, чем существующие энергоблоки (минимум на два порядка меньшими частотами плавления активной зоны и предельного выброса по сравнению с традиционными АЭС).

Кроме указанных основных направлений развития АСММ, существуют и другие, со своими требованиями к этим установкам [13]: АСММ для замещения угольной генерации; для замещения централизованных блоков большой единичной мощности несколькими модульными энергоблоками малой мощности, в том числе для распределённой генерации (расположение на нескольких площадках в пределах одной энергосистемы); для опреснения морской воды [14]; для энергоснабжения буровых платформ [15]; АСММ медицинского назначения для проведения нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии раковых заболеваний непосредственно в лечебном учреждении [16]; АСММ для дожигания минорных актинидов и т.д.

В настоящее время в мире реализуются около 70 проектов АСММ, которые технологически можно разделить на два направления [17, 18].

Первое. Эволюционное развитие водо-водяных, в том числе кипящих, ядерных энерготехнологий поколения 3+, недостаточно полно отвечающих требованиям потребителей, но имеющих практический опыт эксплуатации (референтность) и возможность более быстрого выхода на рынок (CAREM, NuScale, ACP-100, IRIS и др.).

Второе. Разработка на основе энерготехнологий 4-го поколения, в том числе газовых, жидкосолевых, жидкометаллических и др., по своим свойствам более полно отвечающих потребностям потребителей, особенно в части повышенных требований по безопасности с возможностью функционирования в замкнутом ядерном топливном цикле, но не имеющих достаточной референции и отличающихся более длительным сроком появления коммерческого продукта (4S, HTR-PM, IMSR400, Rolls-Royce SMR, S-ПРИЗМА и др.).

В основном зарубежные проекты нацелены на замещение угольной генерации и создание распределённой генерации электроэнергии.

ПУТИ РЕАЛИЗАЦИИ ПРЕДЛАГАЕМОЙ КОНЦЕПЦИИ

Для реализации предложенных подходов представляется целесообразным разработать установки на базе энерготехнологий поколения 4, включая создание опытно-демонстрационного полигона на основе исследовательской атомной энерготехнологической установки (ИАЭТУ) для отработки технологий производства промышленного тепла и кэптивного водорода для промышленных потребителей. На опытном полигоне необходимо отработать следующие технологии:

• АСММ для производства безуглеродного кэптивного водорода (тепла) и электричества, включая нормативную базу и обоснование конструкционных материалов;

• производства водорода методами высокотемпературного электролиза воды и термохимическими циклами разложения воды;

• бездоменного получения железа методом прямого восстановления из руды водородом и технологии получения чистых металлов и сплавов;

• радиационно-термического крекинга, водородного крекинга и водородной очистки нефти;

• безуглеродных технологий производства синтетического моторного топлива из водорода (аммиак, метанол и др.);

• подъёма тяжёлой нефти и реновации отработанных скважин.

ИАЭТУ должна быть тепловой мощности не менее 60 МВт, с температурой теплоносителя на выходе из активной зоны около 1100°C, обладать повышенными характеристиками безопасности и экономичностью. Для этих целей больше других подходит высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах (в качестве прототипа – ядерная энергодвигательная установка мегаваттного класса, разработанная АО “Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля”), с гелий-ксеноновой смесью в качестве теплоносителя и молибденовым сплавом ТСМ-7 в качестве конструкционного материала [19, 20]. Опытное производство карбонитридного уранового топлива для ядерной энергодвигательной установки создано совместно АО «НИИ НПО “Луч”» и АО “ГНЦ РФ Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского” и может быть использовано в целях получения топлива для ИАЭТУ.

В настоящее время концерном “Росэнергоатом” разрабатывается высокотемпературная газовая технология на тепловых нейтронах (с температурой газового теплоносителя 750°С) для широкомасштабного коммерческого производства водорода на атомных энерготехнологических станциях методом паровой конверсии метана. По сравнению с ней высокотемпературная быстрая газовая технология имеет ряд преимуществ: более высокий уровень температуры теплоносителя на выходе из активной зоны (1100°C), позволяющий реализовывать экономически и экологически эффективные технологии высокотемпературного электролиза воды и высокотемпературных термохимических циклов её разложения, а также обеспечивать промышленных потребителей высокопотенциальным теплом; более компактная активная зона; более высокая степень ядерной безопасности и отсутствие загрязнения углеродом-13; возможность работы в замкнутом ядерном топливном цикле.

Необходимо определиться с площадкой размещения опытного полигона для отработки технологий кэптивного производства водорода, высокопотенциального тепла и других промышленных применений на основе исследовательской атомной энерготехнологической установки. С точки зрения предназначения установки возможные площадки её размещения – “Российский федеральный ядерный центр − Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика А.И. Забабахина”, где предполагается создать сертификационный центр водородных технологий мирового уровня и сформировать научный коллектив по водородным технологиям, либо упоминавшийся Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского, обладающий необходимой площадкой, исследовательской инфраструктурой, квалифицированным эксплуатационным персоналом, высвобождающимся при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов АМ и БР-5 (10), а также научным персоналом, способным обеспечить успешную отработку вышеперечисленных и других технологий.

Создание жидкосолевой реакторной установки с естественной циркуляцией топливной соли на основе FLiBe с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую мощностью до 500 кВт на основе предложений НИЦ “Курчатовский институт” [21, 22] целесообразно рассмотреть в рамках задачи формирования энергетической инфраструктуры освоения удалённых территорий, включая Северный морской путь и трансарктические перелёты. Эта установка имеет ряд преимуществ, отвечающих требованиям к АСММ для тепло- и электроснабжения удалённых территорий:

• возможность работы без перегрузки топлива не менее 20−30 лет;

• высокая (до 700°С) температура топливной соли позволяет получить кпд преобразования тепловой энергии в электрическую до 10% с использованием каскадных сегментированных термоэлектрических преобразователей;

• отсутствие механически движущихся частей позволяет эксплуатировать установку дистанционно без персонала;

• отсутствие персонала позволяет применять шахтное размещение установки, изолированное от проникновения извне, с заменой постоянной охраны на спутниковое наблюдение;

• возможность использования установки в сочетании с двигателем Стирлинга⁴⁴;

• масса единичного модуля не более 20 т (грузоподъёмность транспортного вертолёта) позволяет расширить географию размещения с доставкой на завод-изготовитель для замены топлива и вывода из эксплуатации.

Важно, что сейчас имеются рассчитанные на длительный ресурс конструкционные материалы на основе никеля для жидкосолевых реакторов с температурой топливной соли до 700°С. Это разработанные в США модифицированный сплав Хастеллой-Н и его российские аналоги ХН80МТЮ, ХН80МТЮБ, НМ20В3-ВИ и НМ20Ч3-ВИ, также хорошие результаты показали молибденовые сплавы МР47У-ВД и МВ10У-ВД.

На более долгосрочную перспективу, при появлении эффективных технологий хранения и транспортировки водорода, а также новых конструкционных материалов, целесообразно рассмотреть создание высокотемпературного натриевого реактора большой мощности с температурой натрия на выходе из активной зоны 950 °С для централизованного безуглеродного коммерческого производства водорода методом высокотемпературного электролиза воды либо методом высокотемпературного термохимического цикла разложения воды [23].

Преимущества высокотемпературной натриевой технологии по сравнению с упоминавшейся высокотемпературной газовой технологией на тепловых нейтронах, разрабатываемой концерном “Росэнергоатом”, состоят в следующем: более высокая энергонапряжённость активной зоны, до 400 МВт(т)/м³ (высокотемпературный газовый реактор – до 9 МВт(т)/м³), соответственно гораздо более высокая производительность и низкая себестоимость производства водорода (эффект масштаба); значительно меньшие габариты реакторного блока (меньшие капитальные затраты); низкое давление в контуре теплоносителя (более низкая материалоёмкость); более высокая температура теплоносителя, позволяющая реализовывать экономически и экологически эффективные технологии высокотемпературного электролиза воды и высокотемпературных термохимических циклов разложения воды; более высокая степень ядерной безопасности и отсутствие загрязнения углеродом-13; возможность работы в замкнутом ядерном топливном цикле. Главное достоинство натриевой технологии – возможность обеспечить естественную безопасность при минимизации систем безопасности, за счёт высокоэффективного отвода тепла конвекцией и теплопроводностью от твэлов к стенке корпуса и далее радиационно-конвективным теплообменом к атмосферному воздуху при оптимальном соотношении интенсивности объёмного энерговыделения к поверхностному теплоотводу. Выполненные расчёты показывают, что для АСММ надёжный теплоотвод осуществляется уже при температуре натрия не более 550°С.

Реализация предложенных проектов должна осуществляться на цифровой платформе с привлечением технологии цифрового двойника. Для этой задачи наиболее эффективно использовать цифровую платформу ЛОГОС, разработанную “Российским федеральным ядерным центром – Всероссийским научно-исследовательским институтом ядерной физики”, как наиболее продвинутую в данной области и отвечающую современным требованиям.

٭ ٭ ٭

Развитие всей востребованной линейки атомных станций малой мощности − разносторонняя и достаточно затратная задача, её решение невозможно обеспечить силами одной госкорпорации “Росатом”. Необходимо также принять во внимание разнообразие реакторных технологий, удовлетворяющих требованиям для разных применений АСММ. Решение задачи подобного масштаба возможно только в рамках стратегической программы госкорпорации “Росатом” на базе широкой внутрироссийской кооперации с “Ростехом”, “Газпромом”, “Роснефтью”, металлургическими корпорациями и др., создания международных консорциумов с дружественными странами, как предложено академиком РАН Е.П. Велиховым в МАГАТЭ в 2008 г. [24].

Как было показано выше, для задачи кэптивного производства водорода и высокопотенциального тепла для промышленности предпочтительна высокотемпературная газовая установка на быстрых нейтронах, благодаря которой можно достичь требуемых технологических параметров и параметров безопасности. Однако сегодня как российскими, так и международными нормативами не допускается строительство объектов, использующих атомную энергию, непосредственно на территории опасных производств. Отсутствует нормативная база, требования к размещению, критериям и показателям безопасности и т.д. Отсутствуют также сертифицированные для применения на АЭС материалы, способные выдержать такого уровня температуры в присутствии агрессивных сред под действием излучения (кандидатные материалы существуют). Следовательно, реализацию нового направления следует начинать с создания опытно-демонстрационного полигона с исследовательской атомной энерготехнологической установкой, на которой можно обеспечить решение сложных вопросов. Для широкомасштабного централизованного коммерческого производства водорода по безуглеродной технологии более других подходит высокотемпературный натриевый реактор, а для инфраструктурных задач развития удалённых территорий – жидкосолевой реактор.

Таким образом, полномасштабное внедрение линейки АСММ в различных сферах жизнедеятельности человека для замещения технологий, использующих органическое сырьё, с целью глобальной декарбонизации мировой экономики и существенного снижения выбросов парниковых газов, представляет собой самостоятельную новую технологическую платформу атомной энергетики в дополнение к разрабатываемым на данный момент двум технологическим платформам − замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах и управляемого термоядерного синтеза.

Создание новой технологической платформы на основе линейки АСММ потребует разработки и принятия стратегической программы госкорпорации “Росатом” по данному направлению.