Сети МСоЭС

  Члены МСоЭС
  Как стать
  членом МСоЭС

Дела МСоЭС

  Программы МСоЭС
  Проекты и кампании
   членов МСоЭС

СоЭС-издат

  Новости МСоЭС
  "Экосводка"
  Газета "Берегиня"
  Журнал Вести СоЭС
  Библиотека
  Периодика МСоЭС

Редколлегия

III. Прогнозы развития атомной энергетики

3.1. Долгосрочные прогнозы

3.2. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики

3.3. Варианты структуры атомной энергетики

IV. Стратегия безопасного роста

4.1. Основные принципы стратегии

4.2. Условия реализации стратегии

4.3. Атомная энергетика и энергетическая безопасность

4.3.1. Новая энергетическая политика

4.3.2. Варианты роста атомной энергетики

V. Этапы стратегии

Список литературы

Полувековое развитие атомной энергетики (АЭ) не привело пока к ядерной технологии, готовой в масштабах мировой энергетики конкурировать с традиционной энерготехнологией (выделено нами – Ред.). Но, исходя из большого практического опыта её первого этапа, эта задача может быть решена.

Атомная энергетика обладает важными принципиальными особенностями по сравнению с другими энерготехнологиями:

• ядерное топливо имеет в миллионы раз большую концентрацию энергии и неисчерпаемые ресурсы;

• отходы атомной энергетики имеют относительно малые объёмы и могут быть надёжно локализованы, а наиболее опасные из них можно “сжигать” в ядерных реакторах.

• в осуществлении такого замкнутого технологического цикла, при котором воздействие атомной энергетики на окружающую среду будет существенно меньше, чем воздействие других традиционных энерготехнологий;

• в развитии энергетики для удалённых районов и для крупных транспортных средств;

• в замещении ядерным топливом органического топлива, которое в отличие от первого может быть эффективно использовано для других целей: химический синтез, транспорт и т.д.

• атомная энергетика без ограничений со стороны дешевого и общедоступного топлива открывает новые возможности в развитии экономики России;

• крупномасштабная атомная энергетика переносит центр тяжести в энергетическом производстве с топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоёмкие ядерные и сопутствующие неядерные технологии, а в экспорте - с топливного сырья на продукцию этих технологий, что даст новый импульс социальному и культурному развитию России;

• развивающаяся атомная энергетика позволит избежать опасностей, связанных с исчерпанием органического топлива и международными конфликтами из-за его источников, что будет способствовать стабилизации международной обстановки;

• вовлечение плутония из сокращаемых ядерных боеголовок и ядерного топлива (ЯТ) в сбалансированный по нему замкнутый топливный цикл быстрых реакторов будет способствовать режиму нераспространения; с переводом же в дальнейшем тепловых реакторов в торий-урановый цикл, построенный подобным образом, отпадёт нужда в технологиях обогащения урана и выделения Рu или ²³³U, что будет являться важной технологической предпосылкой к полному запрещению ядерного оружия и значительным фактором увеличения глобальной безопасности;

• способствуя безопасному экономическому и социальному развитию и сохранению среды обитания, атомная энергетика будет давать весомый вклад в рост продолжительности и качества жизни граждан России.

Будущее атомной энергетики России зависит от решениятрёх главных задач:

• поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

Прим. Здесь речь идет фактически о создании новой топливной инфраструктуры (с плутонием и/или ураном/торием). С экономической точки зрения, поддержание старой и создание новой топливных инфраструктур будут существенно различаться по затратам, технологически это будут задачи принципиальноразные по трудности

• постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками традиционных типов повышенной безопасности (энергоблоки третьего поколения) и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет умеренного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличения экспортного потенциала;
• разработка и овладение в промышленных масштабах ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.

На основе благоприятного опыта эксплуатации первых гражданских ядерно-энергетических установок сформировалось представление о развитии атомной энергетики в два этапа:

• энергетика на тепловых реакторах и накопление в них плутония для запуска и параллельного освоения быстрых реакторов;

• развитие на основе быстрых реакторов атомной энергетики большого масштаба, постепенно замещающей традиционную энергетику на ископаемом органическом топливе.

Тактической целью было использование тепловых реакторов на ²³⁵U (освоенных для производства оружейных материалов — плутония и трития — и для атомных подводных лодок) с целью производства энергии и радиоизотопов для народного хозяйства и накопления энергетического плутония для быстрых реакторов.

Амбициозные программы развития уже в этом веке атомной энергетики крупных масштабов оказались и невостребованными, и неподготовленными технически:

• крупные аварии на АЭС TMI и в Чернобыле указали на неприемлемый уровень безопасности АЭС первых поколений;

• строительство быстрых реакторов ограничилось первыми опытными блоками из-за их большей по сравнению с тепловыми стоимостью, а вопросы топливообеспечения на длительную перспективу отошли на второй план;

• не нашли приемлемого решения проблемы обращения с отдельными видами облучённого ЯТ и с РАО (выделено нами – Ред.);
• не было найдено надёжного решения проблемы нераспространения ядерного оружия (выделено нами – Ред.).

В России сегодня эксплуатируются 29 ядерных энергоблоков общей установленной электрической мощностью 21,2 ГВт. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа - ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водографитовыми реакторами и один энергоблок на быстрых нейтронах БН-600. Россия имеет уникальный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — БН-350 и БН-600 (безаварийная работа в течение 20 лет).

Кроме этого, на стадии высокой степени достройки находятся 5 энергоблоков: на Ростовской АЭС два блока с ВВЭР—1000, на Калининской АЭС ВВЭР-1000, на Балаковской АЭС ВВЭР-1000 и на Курской АЭС РБМК-1000 (чернобыльского типа! – ред.).

Несмотря на значительную роль, которую играет атомная энергетика, сегодня можно говорить об определённом её кризисе. Об этом свидетельствует наметившаяся перспектива падения её доли в мировом энергопроизводстве, сворачивание ядерных программ и разработок по быстрым реакторам в развитых странах Запада (выделено нами – Ред.). Кроме того, АЭ подвергается критике, вплоть до требования ее полного закрытия. И хотя в подобной критике часто присутствует субъективизм, а то и полная необъективность, следует признать, что веские основания для критики имеются(выделено нами – Ред.). Атомная энергетика, как и любая технология, требует совершенствования. Более того, имеются и особые основания для обостренного внимания к ней:

• потенциальная опасность аварий с большим экологическим и экономическим ущербом (реальность этой опасности подтверждена рядом аварий);

• накопление высокоактивных и долгоживущих отходов;
• связь ядерной энергетики с опасностью распространения ядерного оружия и ряд других.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате АЭС становятся все более и более сложными и, следовательно, - более и более дорогими. Можно сказать, что при господствующей в настоящее время философии безопасности атомная энергетика близка к её экономически “предельному” уровню: дальнейшее наращивание систем безопасности ведёт к неминуемой потере конкурентоспособности атомной энергетики (выделено нами – Ред.).

• Ресурсы природного рентабельно извлекаемого из недр урана ограничены. При доминирующей сегодня практике “сжигания” урана в тепловых реакторах эти ресурсы будут исчерпаны уже в следующем веке как в России, так и в мире в целом. Переработка отработавшего топлива при рецикле Рu (МОХ-топливо) в тепловых реакторах может лишь ненамного продлить эти сроки, увеличивая затраты и снижая возможность последующего развития на быстрых реакторах.

В настоящее время атомная энергетика сохраняет свои позиции как один из основных мировых источников энергии.

Прогнозируется рост мощностей АЭС, прежде всего в странах Азии и Азиатско-Тихоокеанского региона (Китай, Южная Корея, Индия, Япония), а также некоторых стран Восточной Европы (Чешская Республика, Словацкая Республика) и ряда стран, входящих в Содружество Независимых Государств (Россия, Украина, Казахстан). У целого ряда стран есть намерение вступить в “ядерный энергетический клуб” (Турция, Иран, Индонезия, Вьетнам). Однако по современным прогнозам МАГАТЭ, даже при осуществлении этих намерений общемировая доля ядерной электроэнергии в электропроизводстве в ближайшие 20—25 лет снизится до 12—15%. (выделено нами – Ред.).

Долгосрочные прогнозы мировой атомной энергетики весьма противоречивы, что отражает и отношение к ней общества, и неблагоприятную для нее конъюнктуру, и настроения в самом ядерном сообществе после неудавшейся попытки решить все ее проблемы с ходу(выделено нами – Ред.).

По результатам прогнозных оценок Института систем энергетики им. Л.А. Мелентьева (ИСЭМ) СО РАН общий вклад атомной энергетики в мировой энергетический баланс может возрасти к 2100 г. до 30%.

Международное Энергетическое Агентство (IEA/OECD 1998) прогнозирует к 2020 г. снижение доли атомной энергетики в производстве электричества до ~10% при сохранении общей установленной мощности атомных энергоблоков на сегодняшнем уровне.

Министерство энергетики США (EIA/DOE 1999) в качестве наиболее вероятного сценария рассматривает снижение к 2020 г. установленной мощности атомных энергоблоков на 10% в мире и на 25% в развитых странах.

• истощения дешёвых ресурсов углеводородных топлив и возникновение конфликтов вокруг их источников, дестабилизации мирового топливного цикла;
• достижения опасных пределов выбросов продуктов химического горения.

Мировые ресурсы урана в наиболее богатых месторождениях с концентрацией металла в рудах SO, 1% в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные — несколько более 5 млн т, потенциальные — 10 млн т.

За время жизни (~50 лет) тепловой реактор (ЛВР) мощностью 1 ГВт (эл.) потребляет ~10⁴ т природного U, поэтому 10⁷ т U позволяют ввести 1000 блоков АЭС с такими реакторами, из которых -350 ГВт (эл.) работают сейчас, а 650 ГВт (эл.) могут быть введены в следующем веке. В результате в первой половине XXI века мощности мировой АЭ на тепловых реакторах с учётом вывода из эксплуатации отработанных блоков могут вырасти вдвое, но ее вклад в производство энергии будет постепенно падать, а во второй половине века сойдет на нет.

В быстром реакторе при коэффициенте воспроизводства равном единице или выше можно сжигать уран практически полностью. Увеличение энергетического выхода от ядерного топлива в 200 раз, по сравнению с тепловым реактором, позволяет обеспечить 4000 ГВт (эл.) на быстрых реакторах дешевым ураном в течение 2,5 тыс. лет при малой топливной (сырьевой) составляющей затрат, а энергетику в 10000 ГВт (эл.) примерно на 1 тыс. лет. Для быстрых реакторов приемлем и уран из бедных месторождений, ресурсы которого в сотни или даже тысячи раз больше ресурсов дешёвого урана.

Развитие атомной энергетики в два этапа предполагает длительное сосуществование тепловых реакторов на ²³⁵U, пока есть дешёвый уран, и быстрых реакторов, которые вводятся на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов и практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.

В двухкомпонентной структуре целесообразен постепенный переход тепловых реакторов на выгодный для них Th-U цикл с производством ²³³U для начальной загрузки и подпитки из Th-бланкетов быстрых реакторов. Двухкомпонентная структура атомной энергетики будущего имеет под собой веские основания, но важный для неё вопрос о пропорциях между быстрыми и тепловыми реакторами требует адекватного решения.

В предстоящие полвека, пока есть дешевый уран для тепловых реакторов, этот вопрос не имеет принципиального значения. Плутоний, получаемый в тепловых реакторах, целесообразно использовать для запуска быстрых реакторов, не требуя от них высоких коэффициентов воспроизводства и коротких времён удвоения плутония. Проблема топливо-обеспечения тепловых реакторов и участия в нём быстрых реакторов может возникнуть лишь за пределами рассматриваемого здесь периода, и при её решении нужно учитывать следующие обстоятельства:

• Производство электроэнергии растет наиболее быстро и составит в XXI веке около или более половины в мировом топливно-энергетическом балансе (табл.1) и поэтому остается главной сферой применения атомной энергетики, что снова выдвигает на первый план быстрые реакторы.

• В отличие от органической энергетики, где на топливо приходится ~60% издержек производства электроэнергии, затраты на ядерное топливо относительно малы (~20%), а основная часть издержек в АЭ - сооружение и обслуживание — уменьшается с увеличением мощности реакторов и АЭС, что делает производство электроэнергии на крупных АЭС доминирующим направлением атомной энергетики.

• Проблема коротких времён удвоения плутония и связанные с ней соображения о нежелательности участия быстрых реакторов в регулировании нагрузки в энергосистемах сегодня и в обозримом будущем не актуальны.
• Последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости даже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут ниже, чем в современных АЭС с ЛВР.
• Требования высокого коэффициента воспроизводства и коротких времён удвоения плутония препятствуют реализации потенциала быстрых реакторов по экономичности и безопасности.

Итак, при любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов. Двухкомпонентную схему с покрытием дефицита топлива для тепловых реакторов за счёт избыточного производства в быстрых реакторах следует рассматривать лишь как отдалённую перспективу(выделено нами – Ред.).

В рассматриваемый период тепловые реакторы будут работать на ²³⁵U, но для следующих этапов следует начать подготовку их к переводу в торий-урановый цикл с производством недостающего ²³³U в ториевых бланкетах быстрых реакторов. При накоплении в них ²³³U с концентрацией в тории, необходимой для тепловых реакторов изготовление торий-уранового топлива не потребует извлечения чистого ²³³U.

Воспроизводство делящихся материалов - одна из основных предпосылок развивающейся атомной энергетики. Эта функция в рассматриваемый период будет реализовываться быстрыми реакторами.

Задачи атомной энергетики большого масштаба решаются быстрыми реакторами с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы. В складывающихся в энергетике условиях нет необходимости в больших коэффициентах воспроизводства, высокой энергонапряжённости и коротких временах удвоения плутония. Достаточны коэффициент воспроизводства около единицы и умеренная энергонапряжённость, так что при разработке быстрых реакторов можно сосредоточиться в основном на решении проблем экономичности и безопасности.

Принцип “естественной безопасности” является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения. Этот принцип включает в себя:

• исключение тяжёлых реакторных аварий и аварий на предприятиях ядерного топливного цикла;
• малоотходную переработку ЯТ с радиационно-эквивалентным захоронением РАО;

• технологическую поддержку режима нераспространения.

Детерминистическое исключение тяжёлых аварий не следует отождествлять с недостижимой абсолютной безопасностью. Детерминистически должно быть исключено лишь катастрофическое развитие наиболее тяжелых аварий, тогда как к “обычным” авариям применяется обычный вероятностный подход, требующий знания вероятностей на уровне 10^-3-10 ^-4, известных из опыта.

Исследования последних лет указывают на возможность создания в ограниченные сроки ядерной технологии, приближающейся к идеалу “внутренне присущей естественной безопасности”, не уходя слишком далеко от технических решений и материалов, уже освоенных в мирной и военной ядерной технике. Показано, в частности, что переход к плотному теплопроводному топливу и к химически пассивному, высококипящему, мало активируемому нейтронами тяжёлому теплоносителю позволяет детерминистически исключить аварии разгона на мгновенных нейтронах, аварии с потерей теплоносителя (LOCA), пожары и водородные взрывы при любых ошибках персонала и отказах оборудования и выбросы радиоактивности, требующие эвакуации населения, даже при повреждении основных внешних барьеров (контейнмент, корпус реактора).

Исключение уранового бланкета в быстрых реакторах и постепенный отказ от технологий обогащения урана для атомной энергетики создают необходимые предпосылки для технологической поддержки режима нераспространения.

Технология переработки топлива должна исключать возможность выделения чистого плутония. Кроме того, должна быть обеспечена возможность контроля национальными средствами (например, с искусственных спутников Земли) за конфигурацией зданий и сооружений, предназначенных для переработки ядерного топлива.

Формирование технологий, реализующих воспроизводство ЯТ и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики.

Высокая стоимость первых быстрых реакторов оказалась главной причиной того, что они не получили распространения в энергетике.

Европейская комиссия (ЕС) в 1991г. инициировала проект “ExternE” по разработке методологии расчёта “внешней стоимости” электроэнергии, т.е. денежного выражения ущерба здоровью населения, связанного с химическим и физическим загрязнением биосферы, за который сегодня энергопроизводитель не несёт финансовой ответственности. Наиболее проблематичной является оценка вклада энергетики во “внешнюю стоимость” глобального потепления. Оценки, полученные в рамках этого исследования показывают, что учёт экстерналий может привести к увеличению стоимости “угольного электричества” на 25—100% и более, при этом стоимость “ядерного электричества” практически не изменяется [4]. Усреднённые по западноевропейским странам “внешние стоимости” различных энерготёхнологий при “внешней стоимости” выброса углерода 200 дол/т оцениваются следующими величинами: 6,4 цент/кВт-ч — для угольных ТЭС, 2,8 цент/кВт-ч - для газовых ТЭС, 0,1 цент/кВт-ч — для АЭС (без переработки ЯТ) (в ценах 1998 г.).

Другие исследования (IEA, 1998) прогнозируют, что при “внешней стоимости” выброса углерода 30 дол/т “угольное электричества” может подорожать на ~20%, а при 200 дол/т “газовое электричество” — на 40% [4].

Приведённые прогнозы носят предварительный характер. Необходимы специальные национальные исследования и разработка на их основе своего рода экологического кодекса. Только после этого можно делать выводы о влиянии экстерналий на конкурентоспособность традиционной энергетики.

Безопасность действующих АЭС

Обеспечение безопасности действующих АЭС — основное условие функционирования атомной энергетики. Работающие блоки введены в эксплуатацию в период с 1971 по 1993 г. Блоки одной мощности, построенные в разное время, сооружались по разным проектам и в различной степени удовлетворяют современным правилам и нормам безопасности. В этом плане действующие энергоблоки можно разделить на два поколения:

• энергоблоки первого поколения — 12 энергоблоков суммарной мощностью 5 762 МВт (энергоблоки 3 и 4 Нововоронежской, 1 и 2 Кольской, 1 и 2 Ленинградской, 1 и 2 Курской АЭС, 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ). Все они разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики;
• энергоблоки второго поколения — 16 энергоблоков суммарной мощностью 15480 МВт (энергоблоки 1, 2 и 3 Балаковской, 1 и 2 Калининской, 3 и 4 Кольской, 3 и 4 Курской, 3 и 4 Ленинградской, 5 Нововоронежской, 1, 2 и 3 Смоленской, 3 Белоярской АЭС) спроектированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04—74, а энергоблок 4 Балаковской АЭС мощностью 1000 МВт модифицирован с учётом требований ОПБ-88.

Как и АЭС соответствующих лет постройки в других странах, энергоблоки первого поколения по ряду показателей не соответствуют современным отечественным и зарубежным требованиям (выделено нами – Ред.).

Энергоблоки второго поколения в основном соответствуют требованиям безопасности, существовавшим в 80-е гг. Однако для приближения ряда энергоблоков к уровню безопасности, регламентируемому ОПБ-88, требуется проведение реконструкции.

Как отечественными специалистами, так и экспертами МАГАТЭ был проведен обширный анализ проектных решении и эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 первого и второго поколений. В результате была выработана концепция поэтапной модернизации первого и второго блоков Кольской АЭС и третьего и четвёртого блоковНововоронежской АЭС без вывода блоков из эксплуатации на продолжительное время. Дополнительно рассматривается возможность замены топлива на низкотемпературное с принципиально меньшим выходом радиоактивности в аварийных ситуациях. Разработано оборудование и впервые в мире проведен отжиг всех корпусов реакторов первого поколения ВВЭР-440.

На основе анализа требований современных нормативов и реализованных проектных решений разработаны Концепция повышения безопасности действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000.

Снятие с эксплуатации энергоблоков АЭС является отдельной сложной комплексной задачей, охватывающей широкий круг вопросов, начиная от прекращения эксплуатации энергоблока до ликвидации этого энергоблока (или всей АЭС). Для осуществления этих мероприятий на действующих АЭС создается фонд снятия с эксплуатации в объёме 1,3% расчётной товарной продукции. Достаточность этого фонда должна быть подтверждена дополнительным анализом.

• выполнения основных функций безопасности разнопринципными системами (активными и пассивными);
• наличия в составе систем безопасности элементов и устройств прямого действия;
• оптимального совмещения системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;
• оснащения АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и запроектных авариях.

Улучшение технико-экономических показателей в энергоблоках третьего поколения предусматривается за счёт:

• повышения эффективности использования топлива;
• снижения удельных капитальных затрат на строительство;
• увеличения проектного срока службы АЭС до 40-50 лет;
• уменьшения объемов основных зданий;
• упрощения схемных решений и более рациональных компоновочных решений.

Итак, к числу первостепенных задач, от решения которых зависит будущее атомной энергетики, относятся:

• безопасная эксплуатация действующих энергоблоков;
• безопасное и экономически целесообразное продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших регламентный ресурс;
• постепенное замещение действующих энергоблоков на установки третьего поколения.

По “Красной книге” ОЭРС и МАГАТЭ “Уран. Ресурсы, производство и потребности” суммарные запасы природного урана в России при стоимости добычи до 80 дол за 1 кг оцениваются на уровне 240 тыс. т (RAR+EAR-I, II), причем запасы, оцененные с высокой степенью достоверности, составляют около 150 тыс. тонн (RAR). Кроме указанных выше 3-х категорий запасов урана в упомянутой “Красной книге” приведена еще одна категория SR с общим количеством урановых ресурсов, равным 1 млн т, включая 550 тыс. т со стоимостью добычи до 130 дол. за 1 кг (табл.).

Таким образом, как уже отмечалось, достоверно разведанные российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.

Другим возможным способом увеличения ресурсной базы атомной энергетики является повторное использование ядерного горючего, а именно, выделенного из отработавшего уран-плутониевого топлива, в реакторах на тепловых нейтронах. Оценки показывают, что замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность АЭ на -13%, а замыкание по урану и плутонию вместе — на -17%. При этом в обоих случаях срок функционирования АЭ на тепловых реакторах остается практически таким же, как и при незамкнутом топливном цикле.

Таким образом, рециклирование плутония в тепловых реакторах как средство увеличения их ресурсной базы нецелесообразно. Для этой цели в переходный период до серийного ввода быстрых реакторов нового поколения следует рассмотреть целесообразность разведки и освоения новых месторождений урана или поиск внутренних ресурсов ядерного топливного цикла по экономии урана, например за счет переработки отвалов обогатительного производства, использования регенерированного и оружейного урана и т. д.

1. RAR (Reasonably Assured Resources) — запасы урана оцениваются по характеристикам образцов и по параметрам пластов залегания урана. Высокая степень надежности оценок.

2. EAR-1 (Estimated Additional Resources — Category I) — дополнительные запасы урана, оцениваемые по имеющимся или по похожим образцам. Менее надежная степень оценки, чем RAR.

3. EAR-11 (Estimated Additional Resources - Category II) - дополнительные предполагаемые запасы, оцененные главным образом по тенденциям и характеристикам подобных хорошо известных залеганий. Еще меньшая степень надежности оценок, чем EAR-1.

4. SR (Speculative Resources) - в дополнении к предыдущей категории EAR-11 предполагается, что эти запасы урана существуют главным образом на базе косвенных свидетельств и геологических экстраполяций.

Проводятся работы по обеспечению 4- и 5-годичной кампании в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 соответственно, что требует повышения эксплуатационной надёжности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на мировом уровне 2-3 10-⁵.

• переход к нитридному топливу в быстрых реакторах;
• улучшение технологии производства порошка диоксида урана, минимизация доспекания топливных таблеток;
• совершенствование технологии производства циркониевых сплавов (содержание гафния не более 0,01%);
• разработка и организация промышленного производства твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители;

• разработка твэлов, обеспечивающих надёжную и безопасную работу реакторов в маневренных режимах;

Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должны обеспечиваться более полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутоний и др.), минимизация образования РАО от переработки ЯТ и приближение к радиационной эквивалентности захораниваемых отходов и извлеченного природного топлива. Ключевым звеном при реализации указанной стратегии является обращение с облучённым ЯТ и образующимися РАО.

Объем облучённого ЯТ в мире и в нашей стране весьма значителен. В мире к 2000г. накоплено -250 тыс. т облученного ЯТ, а в России ~14 тыс. т, а его суммарная радиоактивность — 5 млрд Ки.

Выгружаемое из ЯЭУ топливо в основном находится на хранении, т.к. перерабатывается в относительно небольших масштабах. Проблема хранения облучённого ЯТ все более обостряется (выделено нами - Ред.) с учетом увеличения его выгрузки из выводимых из эксплуатации энергетических, транспортных (особенно АПЛ) и исследовательских ядерных установок можно ожидать заполнения действующих хранилищ облучённого ЯТ к 2007 г. Следует учитывать также, что используемая технология хранения топлива в водной среде в течение нескольких десятков лет не в полной мере отвечает требованиям обеспечения безопасности (выделено нами - Ред.) а опытно-промышленный завод по переработке топлива на ПО “Маяк”, действующий с 1977 г., требует технической реконструкции.

С сокращением ядерных вооружений появилась проблема оружейного плутония. Российская Федерация и Соединенные Штаты Америки взяли на себя обязательства “поэтапно изъять из своих ядерных оружейных программ около 50 метрических тонн плутония и переработать его так, чтобы никогда нельзя было использовать этот плутоний в ядерном оружии”.

В то же время в существующих сегодня в России условиях: наличии достаточных ресурсов сравнительно дешевого урана, отсутствии заводов по производству топлива с плутонием (МОХ-топлива) и лицензированных под это топливо ядерных реакторов потребуются дополнительные существе нные затраты, чтобы начать вовлекать плутоний в ядерный топливный цикл(выделено нами – Ред.).

Принципиальных проблем по использованию смешанного уран-плутониевого топлива в ядерных реакторах различных типов на сегодняшний день не существует. Это подтверждается многолетним опытом работы ядерных реакторов Западной Европы и установок по производству МОХ-топлива.

Основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ЯТ, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики. Утилизацию же ограниченного количества оружейного плутония в тепловых реакторах, если этого потребуют политические соглашения, целесообразно проводить при финансовом и технологическом содействии мирового сообщества.

При нормализации финансово-экономического положения и достижения среднегодового КИУМ до 75% АЭС могли бы дополнительно вырабатывать более 20 млрд кВт-ч электроэнергии, что позволило бы экономить около 6,6 млн т у.т. дополнительно (сейчас экономия АЭС органического топлива составляет более 40 млн т у.т./год при к. п. д. ТЭС ~0,36 или -36 млрд м³ природного газа). В настоящее время среднегодовой КИУМ на АЭС в Западной Европе и США достиг 85-90%.

Штатный коэффициент АЭС России в 1998 г. составил 1,6 чел./МВт (эл.). Для зарубежных АЭС штатный коэффициент в среднем составляет 0,25 чел./МВт. Однако в период ремонтных компаний для зарубежных АЭС численность привлекаемого персонала достигает 1,5 тыс. чел и штатный коэффициент увеличивается до 1,5 чел./МВт (на срок 2— 3 месяца в год).

В СССР штатный коэффициент также был всегда завышенным и составлял ~1—1,2 чел./МВт. Значительный рост персонала наблюдается также за годы реформ в органической энергетике (РАО ЕЭС), несмотря на значительное падение производства электроэнергии.

Для увеличения экспортного потенциала ядерных технологий России необходимо решение следующих задач:

• развития экспорта АЭС и ядерного топлива (в т.ч. услуг с ОЯТ);
• сооружения референтных блоков третьего поколения и наращивание на этой основе экспорта АЭС;

• экспорта электроэнергии АЭС.

Наиболее перспективными направлениями экспорта электроэнергии, вырабатываемой АЭС, в настоящее время являются Северо-Западная и Центральная Европа, Турция, а также Дальневосточный регион.

Особенности современного состояния российской энергетики можно охарактеризовать двумя взаимосвязанными положениями:

• время дешёвых энергоресурсов в стране закончилось,
• “газовая пауза” в электроэнергетике завершилась.

• В настоящее время добыча нефти стабилизировалась на уровне около 300 млн т/год. Снижение нефтедобычи связано с объективным процессом качественного ухудшения сырьевой базы отрасли. Степень выработки рентабельных запасов на разрабатываемых месторождениях страны достигла 53%, в том числе в главном нефтедобывающем регионе - Западной Сибири - 43%. Основные нефтегазовые провинции вышли на поздние стадии разработки с падающей добычей. Начальный ресурсный потенциал “новых” нефтегазоносных провинций в несколько раз меньше, чем “старых”. Время открытия гигантских месторождений, за счёт которых обеспечивались приросты запасов, а издержки разведки и добычи снижались, прошло. Сегодня открываются в основном мелкие и средние месторождения, расположенные вдали от существующей производственной инфраструктуры. Доля трудноизвлекаемых запасов достигла ~60% и продолжает расти. Приросты разведанных запасов в последние годы не компенсируют текущую добычу нефти.
• Базовые газовые месторождения Западной Сибири, обеспечившие в 1999 г. 72% добычи газа в России, преждевременно вышли на стадии с падающей добычей и выработаны более чем наполовину: Медвежье — на 78%, Уренгойское — на 67%, Ямбургcкое — на 46%. К 2020 г. добыча газа на этих месторождениях не превысит 83 млрд м³, что составляет лишь 14% нынешней добычи в России [5]. Вследствие превышения отборов газа над приростом разведанных запасов величина последних снижается. Для поддержания лишь сегодняшних объёмов добычи на период до 2020 г. необходимо, как минимум, трёхкратное увеличение инвестиций для освоения Штокмановского и Ямальского газовых месторождений.

• Прогнозируется следующая динамика роста цен на газ в России:

к 2005 г. цена добычи ~10 дол./тыс. м³, отпускная цена ~30 дол./тыс. м³;

к 2010 г. отпускная цена увеличиться до ~40-48 дол./тыс. м³ при годовой добыче ~600 млрд м³ и до ~47-56 дол./тыс. м³ при добыче ~750 млрд м³;

к 2020 г. отпускная цена возрастёт до ~54-60 дол./тыс. м³ (при цене добычи ~18-30 дол./тыс. м³) в случае, если будут задействованы запасы Ямала и добыча застабилизируется на ~600 млрд м³, и до ~60— 70 дол./тыс. м³ при добыче ~750 млрд м³ [6].

Структурный кризис: доля газа в топливно-энергетическом балансе превысила пределы допустимого уровня энергетической безопасности. При общей доле газовой составляющей в электроэнергетике (ТЭС) ~65%, в Европейской части она достигает 73% и более. Газ участвует, и очень активно, в регулировании графика нагрузок, но по масштабам расхода газа, его “львиная доля” сжигается в базисной части графика нагрузок на станциях с паросиловым циклом, что неоправданно дорого, расточительно и неэффективно, особенно при совместном использовании мазута в качестве резерва топлива. В Европейской части России на ТЭС конденсационного типа сжигается около 30 млрд м³ в год.

Если учесть, что, платёжеспособный внутренний спрос на газ при ценах, обеспечивающих самофинансирование газовой отрасли, в прогнозируемый период практически не достижим, то очевидно, что для оздоровления российской экономики, которую идеология “газовой паузы” завела в “газовую ловушку”, необходима интенсивная дегазифика-ция электроэнергетики на основе атомной энергетики, самофинансирование которой вполне достижимо даже при сегодняшней низкой покупательной способности внутреннего рынка. Разница между затратами на замещение старых газовых ТЭС новыми АЭС и новыми ТЭС может быть

частично скомпенсирована за счёт увеличения экспортной выручки от продажи замещаемого таким образом газа.

рыночное реформирование в энергетике должно сопровождаться действенным госрегулированием, т.е. возврат к директивным методам управления энергетикой не допустим, но необходимо государственное регулирование рыночных взаимоотношений в целях ускорения формирования эффективного энергетического рынка.

• резервы урана и промышленной инфраструктуры атомной энергетики достаточны для 4 кратного увеличения существующих мощностей АЭС;
• тенденция к сокращению (до 10 млрд м³ в год до 2002 г.) использования природного газа в теплоэнергетике, которого сегодня в Европейской части России сжигается более 30 млрд м³ ежегодно;
• цена ядерного топлива на внутреннем рынке ниже мировой в ~3 раза, а газа — в ~6 раз; если исходить из самофинансирования только топливных отраслей, оставляя цены остальных издержек на прежнем уровне, то при переходе на мировые цены на топливо, цена электроэнергии АЭС возрастёт в ~1,5 раза, а газовой ТЭС — в ~4 раза с соответствующим увеличением топливных составляющих с ~20 до ~40% и с ~60 до ~90%;
• к 2010 г. в Европейской части России 12 ГВт КЭС исчерпают свой физический ресурс и могут быть замещены АЭС;
• имеются строительные заделы для АЭС суммарной мощностью 10 ГВт, достройка которых потребует удельных капитальных вложений около 680 дол ./кВт;
• в Европейской части России ТЭС на угле имеют большие капитальные затраты, чем АЭС, кроме того для новых угольных ТЭС потребуются существенные дополнительные затраты на строительство шахт и транспортировку угля по железной дороге;
• при удельных инвестициях ниже 950 дол./кВт строительство АЭС в Европейской части России выгоднее, чем строительство ТЭС с ПГУ с учётом инвестиций в добычу, транспортировку и строительство подземных хранилищ газа;
• есть готовый проект АЭС с отечественным оборудованием, для реализации которого достаточно удельных вложений около 900 дол./кВт;

В пользу максимального варианта роста атомной энергетики говорит то стратегически важное обстоятельство, что для Европейской части России из “газовой ловушки” есть только один “ядерный выход”.

• безопасная и эффективная эксплуатация действующих энергоблоков, в том числе доведение КИУМ до ~75—82%;
• снижение эксплуатационной составляющей стоимости электроэнергии;

• продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших проектный ресурс;
• завершение строительства и ввод в действие энергоблоков высокой и средней готовности;
• доведение проектов энергоблоков третьего поколения до коммерческой реализации;
• сооружение референтных блоков третьего поколения на имеющихся площадках;
• завершение реконструкции завода РТ-1, расширение ХОЯТ на РТ-2, реализация первой очереди сухого хранения облученного ЯТ РБМК на АЭС и ПСК;
• разработка комплекса по утилизации и захоронению РАО.

2. Разработка программы реструктуризации и развития промышленной базы АЭ.

3. Увеличение экспортного потенциала АЭ:

• экспорт электроэнергии;
• экспорт АЭС с реакторами третьего поколения;
• экспорт ядерного топлива;
• экспорт услуг по хранению и переработке ЯТ.

4. Начальная стадия утилизации оружейного плутония в российских реакторах при финансировании заинтересованными странами и экспорт МОХ-топлива.

8. Разработка малых ЯЭУ повышенной безопасности для периферийных районов и инфраструктуры их обслуживания.

9. Участие в международном проекте по разработке и сооружению АС с ГТ-МГР.

10. Участие в программе ИТЭР.

2. Формирование технологической базы для перехода к крупномасштабной атомной энергетике:

• развитие радиохимического производства по переработке топлива;

• опытная эксплуатация демонстрационного блока АЭС с быстрым реактором и опытными производствами топливного цикла с естественной безопасностью;
• разработка и сооружение головного промышленного образца быстрого реактора с естественной безопасностью и его опытная эксплуатация;
• разработка и сооружение при головном блоке АЭС цехов по замыканию ядерного топливного цикла с радиационно-эквивалентным захоронением РАО и с технологической поддержкой режима нераспространения;
• разработка теплового реактора в Th-U цикле с естественной безопасностью жидкосолевого реактора с КВ»1;
• опытная эксплуатация прототипного блока ГТ-МГР и производства топлива для него(в рамках международного проекта);
• сооружение объектов малой энергетики, включая стационарные и плавучие энергетические и опреснительные станции.

[Содержание] [Главная страница]

Специальные проекты

ЭкоПраво

Экорепортёр -
   Зелёные новости

Система
   добровольной
   сертификации

Ярмарка
   экотехнологий

За биобезопасность

Общественные
   ресурсы
   образования

Информационные партнёры: