Взгляд на атомную энергетику до и после Фукусимы.
advertisement
Взгляд на атомную энергетику до и после Фукусимы. «…Как это уже становится общепризнанным, вся надежда на решение глобального энергетического кризиса - в использовании ядерной энергии…» П.Л.Капица «Существует только одна реальная и достойная альтернатива нефти и газу – это атомная энергетика» В.В.Путин Вступление Мартовская трагедия 2011 года японского народа в одночасье всколыхнула весь мир, и породила массу вопросов, касающихся всей отрасли мировой атомной энергетики. Несомненно, что весь мир сожалеет о случившейся трагедии, и скорбит с японским народом, но из этой трагедии следует извлечь поучительный урок всем, кто проектирует, строит и заказывает строительство атомных электростанций. Что стало первопричиной нам известно – землетрясение и последовавшее за ним цунами. Что явилось слабым звеном в ядерном реакторе после столь массированного напора двух стихий, из-за которого произошел выброс радиации, мы узнали позже. Но как бы то ни было, эта трагедия показала бессилие человечества перед стихией природы. Бесспорно и то, что обострилась и без того известная всем «атомная аллергия» японской общественности - резко отрицательное отношение ко всем областям использования атомной энергии, связанное, как с памятью об атомных бомбардировках Хиросимы и Нагасаки, так и с недавними скандалами из-за многочисленных случаев аварий на японских АЭС. Сегодня мир в целом и мировая атомная отрасль в частности, получили ни больше не меньше «синдром Фукусимы», который проявляется в основательной проверке всех реакторов на безопасность и даже приостановке строительства новых атомных реакторов. Так поступило, например, Правительство Швейцарии, приостановив все планы строительства атомных реакторов и дав указание наблюдательному органу, занимающемуся атомными электростанциями, внимательно проанализировать причины аварии в Японии и разработать на этой основе новые и более жесткие стандарты безопасности [1]. В странах, приступающих к развитию ядерной энергетики, интерес остаётся высоким. Среди стран, которые не имеют ядерной энергетики и которые до аварии на АЭС «Фукусима-дайити» решительно заявляли о своих 1 намерениях продолжить разработку ядерно-энергетических программ, некоторые впоследствии аннулировали или пересмотрели свои планы, другие заняли выжидательную позицию, однако большинство стран продолжили реализацию своих планов. В сентябре 2011 года была введена в эксплуатацию АЭС в Исламской Республике Иран. Из стран, рассматривающих возможность строительства своей первой АЭС или планирующих его, 9 конкретно установили плановые сроки ввода в эксплуатацию до 2030 года. Введение Обеспечение человечества энергией является одной из главнейших проблем, решение которой определяет его устойчивое развитие, то есть развитие без истощения природных, экономических, экологических и социальных ресурсов. Население Земли растет: ожидается, что к 2050 г. оно составит около 9,3 млрд. человек. Сегодня почти 1,7 млрд. человек не имеет доступа к электроэнергии, и прогнозное значение количества людей, не имеющих доступа к электроэнергии, до 2030 г. остается для ряда регионов мира высоким. Международное энергетическое Агентство (МЭА) ОЭСР прогнозирует увеличение спроса на электроэнергию с 21 300 ТВт.ч в 2010 году до 30 39035 470 ТВт.ч к 2030 году в зависимости от экологической политики. Восемьдесят процентов роста будет приходиться на страны, не являющиеся членами ОЭСР. Расширение рамок анализа до 2050 года дает рост спроса на электроэнергию до 37 660-46 190 ТВт.ч. В интересах устойчивого развития человечества требуется своевременная разработка экономически, экологически и технологически приемлемой структуры энергопроизводства как отдельных стран, так и мирового хозяйства в целом. Каждый способ генерирования энергии обладает преимуществами, потенциалом развития и несет риски. Комплексный анализ показывает, что атомная энергетика является экологически безопасной, доступной и экономичной генерирующей технологией для обеспечения больших объемов производства электроэнергии. Энергетика, построенная на углеводородах, исторически себя исчерпала. Запасы ископаемого топлива сокращаются, а продолжение его использования в качестве энергоисточника ухудшает экологическую ситуацию. Вступили в силу требования Киотского протокола, который подписало большинство стран мира. Согласно этим требованиям 39 промышленно развитых стран обязаны сократить выбросы углекислого газа и еще пяти веществ, присутствие которых в атмосфере угрожает повышением температуры на планете. При этом до 2012 г. участники соглашения обязались снизить совокупный уровень выбросов вредных 2 веществ на 5,2 % по сравнению с показателями 1990 г. Большая часть выбросов в атмосферу происходит при сжигании органического топлива. В результате эксплуатации угольных электростанций в атмосферу ежегодно попадает 24 млрд. т углекислого газа. Все большее число экологов приходят к выводу, что использование ядерной энергии - лучший способ снижения эмиссии углерода в атмосферу. Из всех действующих сегодня технологий производства электроэнергии только атомная энергетика имеет реальный резерв топлива и минимально загрязняет окружающую среду. Она готова дать ответ на такие глобальные вызовы, как борьба против бедности и обеспечение устойчивого развития, а также противостоять климатическим изменениям и способствовать сокращению выброса вредных газов в атмосферу. В США, Франции, Финляндии, ряде стран Азии (Китай, Индия, Иран, Япония, Южная Корея), Центральной и Восточной Европы (Болгария, Словакия), а также Латинской Америки (Бразилия, Аргентина) или уже сооружаются новые атомные генерирующие мощности, или решения о сооружении новых атомных энергоблоков приняты, или находятся в состоянии рассмотрения. Серьезно рассматривает развитие атомной энергетики ряд стран, не имеющих собственной атомной генерации: Италия, Польша, Белоруссия, Турция, Египет, Марокко, Казахстан, Чили, Нигерия, Бангладеш, Индонезия, Вьетнам, Таиланд, Австралия, Новая Зеландия. Экспертные оценки МАГАТЭ предполагают строительство к 2020 г. до 130 новых энергоблоков (есть оценки, существенно превышающие это количество) общей мощностью 430 ГВт и годовой выработкой электроэнергии до 3032 млрд. кВт-ч, что может составить до 30% мирового энергобаланса. По данным МАГАТЭ, в настоящее время на планете работает 435 ядерных реакторов, которые производят 370003 МВт электроэнергии [2]. Все они сосредоточены в 30 странах мира (табл. 1). Кроме того, ведется строительство еще 62 энергоблоков суммарной мощностью 59,2 ГВт (эл.). В 2011 году на АЭС было выработано 2517 млрд кВт•ч электроэнергии. Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (788,6 млрд. кВт·ч/год), Франция (426,8 млрд. кВт·ч/год), Япония (273,8 млрд. кВт·ч/год), Германия (158,4 млрд. кВт·ч/год) и Россия (154,7 млрд. кВт·ч/год). Таблица 1 Действующие реакторы Страны США Франция Количество блоков 104 58 3 Япония Россия Республика Корея Индия Канада Китай Великобритания Украина Швеция Германия Испания Бельгия Чехия Швейцария Финляндия Венгрия Словакия Пакистан Аргентина Бразилия Болгария Мексика Румыния ЮАР Армения Иран Нидерланды Словения 50 33 23 20 18 16 16 15 10 9 8 7 6 5 4 4 4 3 2 2 2 2 2 2 1 1 1 1 Примечание. Общемировые совокупные данные включают следующие данные по Тайваню, Китай: 2 PWR общей мощностью 1840 МВт (эл.) и 4 BWR общей мощностью 3178 МВт (эл.), т.е. в общей сложности 6 реакторов суммарной мощностью 5018 МВт (эл.). По данным МАГАТЭ на 30.06.2012. Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Cамая крупная в Европе — это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый). 4 В электроснабжении Франции АЭС обеспечивают 78% потребностей страны в электроэнергии, в Бельгии - 54%, в Южной Корее - 39%, в Швейцарии - 37% и Японии - 30%. Для США этот показатель составляет 19%, для России - 16%. В Азии атомная энергетика развивается наибольшими темпами - здесь находятся 15 из 29-ти строящихся реакторов. В этом плане очень активны Индия, Китай и Южная Корея. По количеству общих запасов урана выделяются Австралия, Казахстан и Канада с запасами более 400 тыс. т урана в каждой. На их долю приходится 53% мировых общих запасов урана. В группу стран с запасами более 100 тыс. т урана в каждой входят ЮАР, Бразилия, Намибия, Россия, США, Узбекистан. В России перспективы для роста огромны. Реакторов втрое меньше чем в США, но при этом запасов урана не меньше. Индия и Китай тоже своего урана не имеют, но строят много. Украина получила богатое наследство, доставшееся от СССР - это 13 энергоблоков, установленная мощность которых составляет 13,18 тыс. МВт, а доля вырабатываемой ими электроэнергии в энергобалансе страны превышает 50 %. Имея немалые запасы урана (шестое месте в мире) Украина обеспечивает себя ядерным топливом только на 30%. Строить новые энергоблоки Украина не в состоянии, в лучшем случае может увеличивать добычу урана, и то под вопросом. Объединение с Россией в этой сфере могло бы поднять атомную промышленность, что обеспечило бы энергетическую независимость Украины на долгие годы вперед, но мешают амбиции. России проще и выгоднее договориться с Казахстаном, где и запасов урана больше и амбиций нет. Сейчас доля атомной энергетики составляет 17% от общего производства электроэнергии в мире. 1. Начало атомной энергетики Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 г. в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 г. в Москве под руководством И. В. Курчатова. 20 декабря 1951 г. в США, ядерный реактор впервые в истории произвел пригодное для использования количество электроэнергии. Реактор выработал достаточную мощность, чтобы зажечь простую цепочку из четырех 100-ваттных лампочек. В тот же день экспериментальный реактор-бридер EBR-1, размещавшийся в маленьком здании, которое и сегодня по-прежнему одиноко стоит на открытой всем ветрам равнине в юго-восточном Айдахо, повысил выработку до 100 киловатт, что было достаточно для питания всего 5 его электрооборудования. Первая экспериментальная цель EBR-1 состояла в разработке и проверке концепции реактора-бридера. 4 июня 1953 года Комиссия по Атомной Энергии США объявила, что реактор EBR-1 стал первым реактором в мире, продемонстрировавшим бридинг плутония из урана. В 1962 году он стал первым в мире реактором с плутониевой активной зоной, который выработал электроэнергию. В течение всего следующего года, он был источником ценных данных по бридингу в реакторе с плутониевым топливом и помогал ученым лучше понять поведение плутония в действующем реакторе. 30 декабря 1963 года реактор был официально остановлен. 26 августа 1966 года он был объявлен национальным историческим памятником. Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена в 1954 года в СССР. За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). 1.1. История развития АЭ в России (CCCР) Первое постановление правительства, касающееся сооружения в районе нынешнего г. Обнинска атомной электростанции, агрегата АМ, вышло в мае 1950 г., а спустя всего лишь четыре года в 1954 г. был осуществлен пуск первой в мире атомной электростанции. С этой даты начался отсчет истории атомной энергетики - одной из ярких страниц овладения грандиозными возможностями нового вида энергии. Еще во второй половине 40-х годов среди ведущих ученых-атомщиков страны зрела мысль о необходимости разработки ядерных энергетических установок для производства электроэнергии. В 1949 г. были выполнены первые поисковые расчетные исследования, и первые проектные проработки возможных вариантов будущей установки. Работы по урановой проблеме вообще и по созданию экспериментальных реакторных установок, в частности, имели наивысший приоритет. Объединение сильного административного и авторитетного научного руководства открывало возможности в кратчайшие сроки находить оптимальные решения и обеспечивать их выполнение необходимыми ресурсами. Наконец, сама государственная система позволяла в случае необходимости концентрировать усилия на приоритетных направлениях и добиваться результата в кратчайшие сроки. Так было при создании ядерного оружия и первенца атомной энергетики - Обнинской АЭС. В 1950 г. были представлены результаты поисковых исследований и конструкторских работ по вариантам атомной электростанции. Было принято 6 решение о сооружении экспериментальной реакторной установки - агрегата АМ тепловой мощностью 30 000 кВт с турбогенератором мощностью 5000 кВт. К тому времени уже имелся определенный опыт сооружения ядерных реакторов: в 1946 г. была осуществлена самоподдерживающая реакция деления ядер урана в реакторе Ф-1, затем в 1948 г. запущен первый промышленный реактор для наработки плутония, а за два года до пуска первой АЭС был введен в эксплуатацию реактор МР. В стране было налажено производство реакторно-чистого графита, металлического урана и изделий из него, появилась технология обогащения урана и данные по газовому режиму графитовой кладки, разработаны основные приборы теплотехнического и дозиметрического контроля. В 1950 г. выпущено Постановление о разработке и сооружении объекта В-10 с тремя опытными реакторами, охлаждаемыми водой (собственно реактор АМ), гелием и жидкометаллическим теплоносителем. В 1950 г. был разработан эскизный проект установки АМ (по одной версии АМ расшифровывалась как «атом мирный», по другой – «атомный морской»). Строительные работы на площадке и сооружение здания АЭС начались в 1951 г. Здание строили одновременно с разработкой технического и рабочего проектов АЭС, что значительно сократило сроки выполнения работы в целом, но потребовало огромных усилий. Решающим в строительстве стал 1953 г. За сравнительно короткий срок была доделана, а в некоторых случаях переработана практически заново проектная документация, завершались строительные и монтажные работы, формирование и подготовка эксплуатационного коллектива. В марте 1954 г. был запущен критический стенд (реактор нулевой мощности), на котором исследовались физические характеристики активной зоны реактора АМ, завершен монтаж контуров, оборудования и других систем АЭС. 7 Рис. 1.1. Машинный зал атомной электростанции 9 мая в 19 ч 07 мин осуществлен первый выход на самоподдерживающуюся цепную реакцию (физический пуск реактора), определена реальная критическая масса, физические веса регулирующих аварийных стержней, как с водой, так и без нее. 26 июня 1954 г. состоялся энергетический пуск первой в мире АЭС. Впервые потребители начали получать электроэнергию от турбогенератора, работавшего за счет сжигания ядерного топлива. Этот день стал днем рождения ядерной энергетики. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973г. запущена Ленинградская АЭС. 8 Рис. 1.2. Первый в мире атомный ледокол «Ленин» После освоения проектных параметров и накопления опыта эксплуатации первая АЭС стала использоваться в качестве тренажера для специалистов зарождающейся атомной энергетики. На ней учились и проходили стажировку инженерно-технические работники первых промышленных АЭС: Белоярской и Нововоронежской, Института атомных реакторов в Димитровграде, атомного ледокола «Ленин», командиры экипажа первой атомной подводной лодки. С 1956 г. на реакторе начинают проводиться исследования, направленные на обоснование будущих энергетических установок. С этой целью на реакторе было сооружено более полутора десятка экспериментальных петлевых контуров. В последние годы на реакторе было налажено производство химически чистого молибдена для медицинских целей, осуществлялось ядерное легирование кремния для электротехнической промышленности. 29 апреля 2002 г. в 11 ч 31 мин после 48 лет безаварийной работы реактор первой в мире АЭС был остановлен. Начался процесс вывода станции из эксплуатации. Она станет полигоном для разработки технологий вывода из эксплуатации других АЭС [3]. 2. Ядерная физика реакторов 9 Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов. Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239. В ядерном реакторе происходит цепная реакция (рис. 2.1.). Рис. 2.1. Схема развития цепной реакции Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. 10 В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их. Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода). Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы. Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно. При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и 11 нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка. Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов. Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя [4]. 3. Классификация атомных электростанций Наиболее важной классификацией для АЭС является их классификация по числу контуров. Различают АЭС одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные. В любом случае на современных АЭС в качестве двигателя применяют паровые турбины. В системе АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, то есть средой, совершающей работу, с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС, как и для любой современной тепловой электростанции, всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата. Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 3.1. а). В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего 12 пара в конденсаторе конденсат насосом подается снова в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляцией теплоносителя, для чего устанавливают главный циркуляционный насос. Если можно разделить этот рисунок Рис. 3.1. Классификация АЭС в зависимости от числа контуров: а — одноконтурная; б — двухконтурная; в — трехконтурная; 1 — реактор; 2 — паровая турбина; 3 — электрический генератор; 4 — конденсатор; 5 — питательный насос; 6 — циркуляционный насос; 7 — компенсатор объема; 8 — парогенератор; 9 — промежуточный теплообменник В одноконтурной схеме все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Большое преимущество таких схем — простота и большая экономичность. Параметры пара перед турбиной и в реакторе отличаются лишь на значение потерь в паропроводах. По одноконтурной схеме работают Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС. Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (рис. 3.1. б). Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела — вторым. В такой схеме реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. В систему первого контура входит компенсатор объема, так как объем теплоносителя изменяется в зависимости от температуры. Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, затем в конденсатор, а конденсат из него насосом возвращается в парогенератор. Образованный таким образом второй контур включает в себя оборудование, работающее в отсутствие радиации; это упрощает эксплуатацию станции. На двухконтурной АЭС обязателен парогенератор — устройство, разделяющее оба контура, поэтому оно в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача теплоты через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом контуре более 13 высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать закипания теплоносителя в активной зоне реактора приводит к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором контуре. По двухконтурной схеме работают Нововоронежская, Кольская, Балаковская и Калининская АЭС. В качестве теплоносителя в двухконтурной схеме АЭС могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой, играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газового теплоносителя давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором. Каждый из описанных двух типов АЭС с водным теплоносителем имеет свои преимущества и недостатки, поэтому развиваются АЭС обоих типов. У них имеется ряд общих черт, к их числу относится работа турбин на насыщенном паре средних давлений. Одноконтурные и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем наиболее распространены, причем в мире в основном предпочтение отдается двухконтурным АЭС (рис.3.2.). В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора, особенно в местах соединения парогенераторных трубок с коллектором или за счет коррозионных повреждений самих трубок. Если давление в первом контуре выше, чем во втором, то может возникнуть перетечка теплоносителя, которая приведёт к радиоактивному загрязнению второго контура. В определенных пределах такая перетечка не нарушает нормальной эксплуатации АЭС, но существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный, промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такую АЭС называют трехконтурной (рис. 3.1. в). Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором отдает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом. Поэтому перетечка радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный невозможна. В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным и вторым контурами контакт воды или пара будет только с нерадиоактивным натрием. Система второго контура для трехконтурной схемы аналогична двухконтурной схеме. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования. 14 По трехконтурной схеме работают Шевченковская АЭС и третий блок Белоярской АЭС [5]. Рис. 3.2. Схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором 4. Преимущества и недостатки атомных станций 4.1. Преимущества: АЭС имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе: небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки: 1 кг природного урана заменяет 20 т угля. Для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля; хотя при работе АЭС в атмосферу и выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле; с одного реактора АЭС может быть получена большая мощность (1000-1600 МВт на энергоблок). низкая себестоимость энергии, особенно тепловой. 4.2. Недостатки: - облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению; 15 - нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах; - при низкой вероятности инцидентов, последствия их крайне тяжелы; - большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации. Несмотря на недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн. В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС. Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны. 5. Классификация реакторов Различные типы реакторов в целом различаются по [6]: Характеру использования По характеру использования ядерные реакторы делятся на: Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт; Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γквантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu. 16 Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3—5 ГВт. Спектру нейтронов Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор») Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор») Реактор на промежуточных нейтронах Размещению топлива Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель; Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему). Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки. Виду топлива По степени обогащения: Естественный уран Слабо обогащённый уран Чистый делящийся изотоп Химическому составу: металлический U UO2 (диоксид урана) UC (карбид урана) и т. д. Виду теплоносителя H2O (вода, Водо-водяной реактор) Газ, (Графито-газовый реактор) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей Роду замедлителя С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O (вода, Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР) D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Be, BeO Гидриды металлов 17 Без замедлителя Конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы Способу генерации пара Реактор с внешним парогенератором Кипящий реактор В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2O, С, D2O и теплоносителями — H2O, газ, D2O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК. Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики. Наиболее полная характеристика АЭС объединяет все классификации, например: Нововоронежская двухконтурная атомная электростанция с реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с теплоносителем «вода под давлением» и турбинами на насыщенном паре; Ленинградская одноконтурная атомная электростанция с реактором канального типа на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и турбинами на насыщенном паре; Шевченковская трехконтурная атомная электростанция с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и турбинами па перегретом паре. 6. Конструкция Ядерного реактора Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита Радиационная защита Система дистанционного управления Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек. 18 Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель (Рис. 5). Рис. 6.1. Типичная схема активной зоны реактора. Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны. Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. 7. Имеющиеся технологии реакторов Из общего числа находящихся в эксплуатации коммерческих реакторов приблизительно 82% - это реакторы с легководным замедлителем и 19 легководным теплоносителем; 11% - это реакторы с тяжеловодным замедлителем и тяжеловодным теплоносителем; 3% - это газоохлаждаемые реакторы и 3% - это водоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем. Имеется два реактора с жидкометаллическим замедлителем и жидкометаллическим теплоносителем. Большинство действующих реакторов были спроектированы в конце 60-х и в 70-х годах XX века, и сегодня уже не предлагаются на рынке. Постепенно увеличивалась проектная мощность реакторов, что позволяло добиться экономии за счет масштаба. Мощность многих первых реакторов, поступивших в коммерческую эксплуатацию в 50-е годы прошлого века, не превышала 50 МВт (эл.). Мощность действующих в настоящее время реакторов составляет от менее чем 100 МВт (эл.) до 1500 МВт (эл.). По состоянию на 30 июня 2012 года средняя мощность находившегося в эксплуатации реактора составляла 851 МВт (эл.). Имеющиеся в настоящее время технологии реакторов в целом представляют собой развитие предыдущих проектных решений с учетом следующих аспектов: 1) срок службы 60 лет, 2) упрощенное техническое обслуживание – в подключенном состоянии или во время останова, 3) меньшая сложность и более сжатые сроки строительства, 4) учет соображений безопасности и надежности на самых ранних стадиях проектирования, 5) современные технологии цифровых блоков управления и человеко-машинного интерфейса, 6) проектирование системы безопасности с учетом оценки рисков, 7) обеспечение простоты в эксплуатации за счет сокращения числа вращающихся компонентов, 8) широкое использование пассивных систем (гравитация, естественная циркуляция, суммарное давление и т.д.), 9) дополнительное оборудование для смягчения последствий тяжелых аварий, 10) полные и стандартизированные проекты с обеспечением предшествующего лицензированию процесса [2]. 8. Устройство различных типов ядерных реакторов В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке (табл. 8.1.). Таблица 8.1. 20 Сравнительные параметры трёх наиболее распространенных типов реакторов. Параметры сравнения Тепловыделитель ВВЭР РБМК 4,5 %-й обогащенный уран Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева. 2,8 %-й обогащенный уран Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев. Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана Количество контуров Теплоноситель Два Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Один Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем. Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен. Регулирование Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. 1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Замедлитель и его свойства Перегрузки топлива В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей Реактор на тяжелой воде 2-3 %-й обогащенный уран Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве. Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Два Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора. 21 элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения. Наружный отражатель Наружный металлический корпус. перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения. Графитовая кладка Наружный толщиной 65 см. металлический Наружный корпус не корпус. обязателен, но желателен по соображениям безопасности 8.1. ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России (рис. 8.1.). Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4,5 % уран. 22 Рис. 8.1. Принципиальная схема реактора ВВЭР Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 °C - на выходе, 267 °C - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник. Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в России 1000 мегаватт (Мвт). 23 Активная зона реактора ВВЭР имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию (рис. 8.2.). Рис. 8.2. Строение активной зоны реактора ВВЭР Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой [7]. 8.2. РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР (рис. 8.3.). Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет 24 непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Рис. 8.3. Принципиальная схема РБМК Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м и высотой 7 м (рис. 8.4.). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0,65 м. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5 м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5 мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5 мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые 25 каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС. Рис. 8.4. Активная зона реактора РБМК 8.3. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) Направление высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) рассматривалось как перспективное с самого начала развития атомной энергетики в мире. В качестве теплоносителя для них был выбран гелий, а активную зону предполагалось формировать или с шаровыми, или с призматическими ТВЭЛами, основой которых является использование микротоплива [8]. Исследования, проведённые в России, и анализ зарубежного опыта показывают, что высокотемпературные реакторы с гелиевым теплоносителем лучшим образом удовлетворяют высоким требованиям ядерной и радиационной безопасности, обладают экономичным топливным циклом, а также оказывают минимальное влияние на окружающую среду. При выборе теплоносителя должна учитываться совокупность его свойств: теплофизических (плотность, теплоёмкость, вязкость, теплопроводность и др.); ядерно-физических (влияние на критичность, радиационная стойкость, активация и т.п.); химических (совместимость с конструкционными материалами); технологических (способы получения, токсичность, термостойкость, текучесть, взрыво- и пожароопасность, стоимость, доступность и т.п.). 26 Рассматривались и другие газы в качестве теплоносителя энергетического реактора. Использование водорода весьма проблематично, несмотря на его хорошие (по сравнению другими газами) теплофизические свойства. Это объясняется прежде всего его взрывоопасностью при смешении с воздухом и высокой химической активностью по отношению к конструкционным материалам активных зон при температуре от 800 °С и выше. Применение азота в атомной энергетике затруднено из-за его низких теплофизических свойств, высокой химической активности в области высокой температуры и влияния на реактивность. Использование углекислоты в реакторах типа AGR показало её достаточно хорошие теплофизические свойства, но тем не менее рассматривать углекислоту как теплоноситель ВТГР нельзя, поскольку при высокой температуре СО2 диссоциирует, а продукты диссоциации интенсивно взаимодействуют с основным конструкционным материалом активной зоны ВТГР – графитом, что приводит к массопереносу углерода из активной зоны в холодные места контура. В конечном счёте, во всех энергетических установках (ЭУ) с ВТГР, находящихся в эксплуатации, на стадиях строительства или проектирования используется гелий. Гелий – практически единственный теплоноситель, удовлетворяющий большинству требований, предъявляемых к теплоносителям ВТГР. Преимуществом гелия перед другими теплоносителями, применяемыми в атомной энергетике, является его химическая инертность, благодаря чему ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут работать при высокой температуре. Гелий обладает хорошими ядерно-физическими свойствами: он практически не поглощает и не рассеивает нейтроны и не активируется под облучением. Хотя по удельной теплоёмкости и затратам мощности на прокачку гелий уступает некоторым газам (Н2, СO2), однако, обладая хорошей теплопроводностью, он даже при умеренном давлении (40–50 кгс/см2) обеспечивает отличные условия для отвода и переноса тепловой энергии в первом контуре. Это позволяет получать более высокую энергонапряжённость активной зоны и требует значительно меньшей поверхности теплообменного оборудования (по сравнению, например, с СO2). Многочисленные эксперименты и опытная эксплуатация гелиевых контуров показали, что при высоком качестве сварочных работ и соответствующем контроле за изготовлением оборудования, его монтажом, который должен быть близок к применяемому на высоковакуумном оборудовании, проблема удержания гелия в контуре при высоких значениях давления и температуры успешно решается. Зарубежные оценки, основанные на опыте эксплуатации высокотемпературных гелиевых реакторов, показывают, что стоимость гелия 27 будет составлять менее 1% стоимости электроэнергии, получаемой на крупных АЭС с реакторами ВТГР, а потери гелия связаны в основном с технологическими отборами. Характерной особенностью высокотемпературных реакторов наряду с применением гелия является использование графита в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны. Отсутствие в активной зоне металлических конструкций, а также применение микротоплива, включаемого в шаровые или призматические тепловыделяющие сборки из графита, позволяют достигать в реакторах ВТГР значительно более высокой температуры, чем на АЭС с реакторами других типов. Таким образом, применение гелиевого теплоносителя и графита даёт наиболее благоприятное сочетание материалов и обеспечивает основные принципиальные преимущества реакторов ВТГР – хорошие нейтроннофизические характеристики и возможность получения высокой температуры теплоносител. Применение в активной зоне уран-графитовых ТВЭЛов и гелиевого теплоносителя обусловливает хорошую экономию нейтронов. В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы – как чисто урановый, так и циклы с использованием тория и плутония, причём для реакторов ВТГР в связи с тем, что наибольшим выходом нейтронов обладает 233U, особенно выгоден ториевый цикл, коэффициент воспроизводства в котором может достигать единицы. 8.4. Реактор на тяжелой воде В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР. В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. 28 Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР (рис. 8.5.). Рис. 8.5. Схема реактора на тяжелой воде 8.5. Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны также шарообразные тепловыделяющие элементы (рис. 8.6.). Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. 29 Рис. 8.6. Схема реактора с шаровой засыпкой. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно. Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке. 8.6. Реактор на быстрых нейтронах (БН). Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов (рис. 8.7.). Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также 30 имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики с реакторами на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Рис. 8.7. Схема реактора на быстрых нейтронах Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 °C, а на выходе – 550 °C, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 °C, а на выходе – 293 °C). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее. 31 Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, изза отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна. 8.7. ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики Проведём сравнение двух наиболее распространенных в мире типов атомных реакторов: ВВЭР и РБМК. Наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности, который можно образно представить как величину, показывающую, как изменение того или иного параметра реактора, влияет на интенсивность цепной реакции в нем (табл. 8.2.). Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. Таблица 8.2. Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК. 32 Коэффициенты реактивности ВВЭР Паровой (при наличии пара в активной зоне) — (при появлении в + (при появлении в активной зоне пара реактор активной зоне пара реактор глохнет) разгоняется) Температуры теплоносителя — (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет) +(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется) Плотности теплоносителя — (при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет) +(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется) РБМК Пояснение. В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается. В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию. Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на 33 Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить. В итоге реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационных выбросов в атмосферу в течение эксплуатации. 9. Факторы опасности ядерных реакторов Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны. Перечислим лишь некоторые из них. Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности. Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала. Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие. Очистные сооружения могут уменьшить их. Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу. Необходимость захоронения отработавшего реактора. На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области. Радиоактивное облучение персонала. 34 Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции [9]. Орлов Антон Александрович, 1998 г., ММА им.Сеченова http://referat.ru/referats/view/1965 10. Финансирование АЭС относительно дорого построить и относительно недорого эксплуатировать, особенно по сравнению с электростанциями, работающими на природном газе. Их дорогостоящая на начальном этапе структура затрат сопоставима с другими технологиями с низким уровнем выбросов углерода, такими как гидроэнергетика, ветровая энергетика и солнечная энергетика [2]. Высокие начальные капитальные затраты ядерной энергетики, длительные сроки освоения с точки зрения планирования, лицензирования и строительства, а также зависимость издержек от процентных ставок - все это вызывает проблемы с финансированием. При прочих равных условиях ядерная энергетика является более привлекательной для инвестиций в случаях, когда имеется финансирование, которое предусматривает доходы в долгосрочной перспективе (что более характерно для государственного, чем для частного сектора), и где финансовые риски ниже в связи с более предсказуемым спросом на электроэнергию и изменением цен, существуют устойчивые рыночные структуры и имеется твердая политическая поддержка. Частично в силу этих причин большинство из 62 строящихся в мире реакторов напрямую финансируется государственными энергокомпаниями, у которых имеется твердая правительственная поддержка, доступ к ресурсам и хорошие рейтинги кредитоспособности, что позволяет получать более выгодные кредиты и легкий доступ к международному кредитному рынку. Сюда входят такие страны, в которых полным ходом идет в настоящее время и прогнозируется развитие ядерной энергетики, а именно Индия, Китай, Республика Корея и Российская Федерация. Крупные и финансово благополучные частные энергокомпании принимают участие в строительстве и финансировании меньшего числа новых реакторов, обычно в качестве партнеров в коалициях. Проекты строительства третьего энергоблока АЭС «Олкилуото» и энергокомпании «Фенновойма» в Финляндии являются примерами объединенных моделей, сочетающих корпоративное финансирование и финансирование в рамках проекта, где долевое владение и финансирование разделены между муниципалитетами, местными энергокомпаниями, промышленными потребителями электричества и стратегическими партнерами. События в Соединенном Королевстве и США отражают значение предсказуемости и стабильности для частных инвесторов. В США большинство предложений о строительстве новых реакторов исходило от 35 штатов с регулируемыми электроэнергетическими рынками, где часть затрат может быть компенсирована за счет клиентов энергопредприятий даже во время строительства и где регулирование повышает степень предсказуемости цен на электроэнергию. Для увеличения частных инвестиций в сфере ядерной энергетики в Соединенном Королевстве инвесторы изучают такие механизмы, как «контракты на маржевую разницу», а правительство предлагает законодательство; цель и того и другого – повысить степень предсказуемости цен. В случае стран, начинающих реализацию ядерно-энергетических программ, источниками финансирования частично или полностью являются страны - поставщики АЭС. Строительство четырех новых реакторов в Объединенных Арабских Эмиратах финансируется правительством Объединенных Арабских Эмиратов и корейским консорциумом, возглавляемым Корейской электроэнергетической корпорацией. В Турции компания, занимающаяся реализацией проекта, находится в совместном владении Турции и Российской Федерации, а затраты на строительство, эксплуатацию и снятие с эксплуатации будут полностью финансированы российской стороной. В соглашениях, подписанных Бангладеш, Беларусью и Вьетнамом, также определено, что большая часть финансирования будет обеспечена Российской Федерацией. Проблемы расширения нынешнего механизма финансирования в таких центрах развития ядерной энергетики как Индия, Китай, Республика Корея и Российская Федерация, вероятно, будут менее значимыми, чем проблемы обеспечения предсказуемости спроса на электроэнергию, цен и твердой политической поддержки, которые важны для стимулирования частных инвестиций в некоторых других странах. 11. Конкурентоспособность атомных энерготехнологий: экономический анализ Сегодня на мировом рынке проектов сооружения АЭС наблюдается жесткая конкуренция. Заказчики (эксплуатирующие организации и государственные ведомства) осуществляют выбор проектов с учетом затрат как единовременных (капитальных), так и имеющих место на протяжении всего жизненного цикла АЭС. Во всем мире компании, участники проектов сооружения АЭС, действуют в различных национальных условиях, определяемых экономическими, политическими, правовыми, институциональными и прочими факторами конкретной страны. При работе на экспорт компании опираются на свои конкурентные преимущества, наработанные на внутреннем рынке [10]. Основные страны-поставщики атомных технологий – Франция, США и Россия – избрали разные модели развития атомной индустрии. 36 Во Франции развитие атомного комплекса является государственной задачей, именно государство владеет контрольными пакетами акций основных компаний атомной индустрии. Госпротекция позволяет компаниям наращивать свои технологии и эффект от масштаба производства. Вопросы инвестиционной привлекательности и конкурентоспособности «атомпрома» решаются на базе стратегической важности атомных технологий для энергетической безопасности Франции. В США на дерегулированном энергетическом рынке присутствует сильный либерализм. Высокая стоимость и риски сооружения АЭС стимулировали компании США, являющиеся частными, исследовать новые механизмы повышения инвестиционной привлекательности и господдержки проектов сооружения АЭС. Именно эти механизмы находятся в центре внимания данной статьи. На основании исследований нескольких американских и международных организаций проведен сравнительный анализ атомных электростанций с другими энерготехнологиями и рассмотрены следующие факторы конкурентоспособности проектов АЭС: - стоимость вырабатываемой электроэнергии, - капитальные затраты, - внутренняя норма доходности (IRR) проекта сооружения АЭС, - комплексное управление проектом сооружения АЭС. 11.1. Конкурентоспособная стоимость электроэнергии – базовое условие развития атомной энергетики Ключевым моментом любой стратегии развития атомной энерготехнологии является стоимость электроэнергии, вырабатываемой АЭС и поступающей на рынок. Для анализа этого показателя в исследовании Университета Чикаго «Экономическое будущее атомной энергетики» рассматривается уравновешенная стоимость электроэнергии (levelized cost of electricity – LCOE) различных источников энергии и типов АЭС. LCOE – это цена электроэнергии, отпускаемой непосредственно с электростанции, т. е. цена «на шинах». Согласно чикагскому исследованию, для того чтобы быть конкурентоспособной по сравнению с ценами на электроэнергию в базовой нагрузке других источников энергии, LCOE АЭС должна покрывать эксплуатационные расходы плюс удельные капитальные затраты за год. Согласно методологии оценки LCOЕ, для расчета стоимости электроэнергии в центах на киловатт-час (или долларах на МВт-ч) складываются амортизированные капитальные затраты и текущие эксплуатационные расходы. Для сооружения АЭС привлекаются финансовые ресурсы: собственные или кредитные. Оба типа ресурсов имеют свою цену, определяемую через процентную ставку. Выплату процентов за использование этих ресурсов – так называемые затраты на финансирование 37 (financing costs) – необходимо учитывать при определении капитальных затрат и стоимости электроэнергии АЭС. Рассмотрим составляющие уравновешенной стоимости электроэнергии – LCOE. В значительной степени за уровень LCOE отвечают капитальные затраты (capital costs). Они возникают в период сооружения электростанции, когда происходят фактические вложения в оборудование и человеческие ресурсы, используемые для инжиниринга и строительства. Капитальные затраты складываются из моментальных затрат и затрат на финансирование (затрат на выплату процентов за привлекаемый капитал). Моментальные затраты (overnight costs) очищены от затрат на финансирование и включают в себя затраты на инжиниринг, поставку оборудования и сооружение (engineer-procure-construct – EPC-costs), а также расходы владельца и непредвиденные расходы (содержание этих двух статей расходов будет подробнее рассмотрено ниже). В период сооружения на моментальные затраты начисляются процентные платежи. Когда начинается продажа электроэнергии, владелец станции начинает выплачивать моментальные затраты и процентные расходы. Цена генерируемой электроэнергии должна покрывать эти расходы плюс ежегодные затраты на топливо и техническое обслуживание АЭС. Данная модель расчета LCOE не рассматривает расходы на вывод из эксплуатации и дезактивацию. Это вызвано тем, что после дисконтирования этих расходов на начальный период (при сорока- или шестидесятилетнем периоде эксплуатации АЭС) их размеры незначительно влияют на уровень LCOE. 11.2. Показатель капитальных затрат Показатель капитальных затрат является очень важным для конкурентоспособности атомных энерготехнологий, т.к. именно эти затраты делают наибольший вклад в уравновешенную стоимость электроэнергии (LCOE). Одной из причин расхождения оценок моментальных капзатрат является различные допущения на непредвиденные расходы. Стоимость основного оборудования АЭС фиксируется по твердой цене, сверх которой поставщики оборудования включают в калькуляцию стоимости сооружения еще дополнительные расходы, связанные с непредвиденными обстоятельствами. Эти расходы напрямую включаются в сумму сделки как непредвиденные расходы и целиком взимаются с покупателя в любом случае, произошли ли или нет непредвиденные обстоятельства. В зависимости от того, какая доля непредвиденных расходов была фактически потрачена, варьируется прибыль поставщика по проекту. 38 11.3. Моментальные капзатраты Обычно моментальные капзатраты подразделяются на три группы расходов, которые размещаются по 10 – 11 счетам. Все моментальные затраты распределены на прямые и непрямые. К этим прямым и непрямым затратам добавляется статья непредвиденных расходов (contingencies). Поставщики АЭС должны обосновать данные расходы перед заказчиком, и их окончательные суммы, до некоторой степени, являются результатом переговоров. Иногда правительства соглашаются покрыть данные расходы на непредвиденные обстоятельства. Эти расходы могут составить от 9 до 12% от всех прямых и непрямых расходов или могут быть равны нулю. Еще одной категорией расходов являются расходы владельца (owner’s costs), которые оплачиваются напрямую заказчиком. Эта статья включает в себя расходы на тестирование систем, обучение персонала, различные инспекции и т.д. Расходы владельца составляют 5 – 10% от прямых и непрямых расходов. За последние годы произошла значительная эволюция методики расчета стоимости АЭС. Важным продуктом этого развития является принципиальное выделение затрат на проектирование нового типа реактора – first-of-its-kind-engineering (FOAKE) – в отдельную статью. FOAKE-затраты могут варьироваться от 300 до 600 млн. дол. и составлять до 30% стоимости первого реактора нового типа. Для последующих реакторов данного типа используется уже разработанный проект, и инжиниринговые работы касаются только адаптации проекта под конкретную площадку. Уже классическими являются следующие направления для представления экономии при расчете капзатрат новых реакторов: - капзатраты на новые энергоблоки могут не включать в себя FOAKEзатраты, а рассчитываться для так называемого n-го энергоблока, когда FOAKE-затраты уже возмещены, или равномерно распределяться на первые n блоков; - другой возможностью уменьшения оценок капзатрат является удельный расчет стоимости одного блока для АЭС с двумя стандартными блоками. Мировой опыт сооружения АЭС показывает, что при строительстве многоблочной станции экономия может достичь 15% моментальных капзатрат. 11.4. Внутренняя норма доходности (IRR) как совокупный показатель финансовой привлекательности проекта сооружения АЭС для инвестора В условиях рынка для реализации проекта сооружения АЭС необходимо доказать его выгодность для инвестора по сравнению с альтернативными проектами. Для этого используется финансовый инструмент – показатель внутренней нормы доходности (Internal Rate of Return – IRR) и оценивается влияние стоимости сооружения АЭС (EPC39 затрат) и цены электроэнергии на этот один из основных коммерческих показателей проекта АЭС. Анализ чувствительности IRR проекта к EPC-затратам и цене на электроэнергию показал, что IRR улучшается (растет) при снижении капитальных затрат на сооружение АЭС. С другой стороны, IRR значительно подвержен влиянию со стороны показателя цены на электроэнергию. В мировой практике рассматриваются и используются следующие механизмы повышения конкурентоспособности проектов сооружения АЭС: - гарантии правительства по компенсациям генерирующей компании при падении рыночных цен на электроэнергию; - соглашения о гарантированных покупках электроэнергии; - ускоренная амортизация (для уменьшения подоходного налога и увеличения денежных потоков); - поддержка кредитов; - налоговые льготы на производство и инвестиции; - включение проекта в программу льгот по сокращению экологически опасных выбросов (аналогично проектам ветряной энергетики). Все эти меры повышают коммерческие показатели проектов АЭС, включая IRR. Интересным примером использования механизма гарантированных покупок электроэнергии является опыт Финляндии. Когда финская компания TVO объявила о сооружении пятого энергоблока АЭС, то более 50 заинтересованных заказчиков (представителей крупной промышленности и муниципалитетов) заключили с TVO соглашения о гарантированных покупках электроэнергии от пятого блока по фиксированной цене. Эти соглашения покрыли около 90% будущей выработки энергоблока. 11.5. Эффективное управление проектом АЭС – фактор повышения конкурентоспособности Все факторы экономической конкурентоспособности АЭС интегрируются через управление проектом АЭС. Управление проектом представляет собой методологию организации, планирования, руководства, координации человеческих и материальных ресурсов на протяжении жизненного цикла проекта, направленную на эффективное достижение его результатов по составу и объему работ, стоимости, времени, качеству. В последнее время образовалось новое направление развития бизнеса – предоставление услуг по управлению проектами на базе систем автоматизированного проектирования со средствами АСУ ТП объекта. Создание и внедрение автоматизированной системы проектирования и управления технической информацией проекта, используемой на всем жизненном цикле, является основной задачей и важнейшей частью современного проекта АЭС. При этом обеспечивается высокая степень унификации и стандартизации проектов. 40 В современном промышленном инвестиционном проекте продукция, мощность и место размещения АЭС определяются на этапах разработки концептуального проекта и работ предварительного инжиниринга. На этом же этапе выбираются решения по процессам, производственные стратегии, логистические и информационные системы. Эти ключевые решения влияют на стоимость сооружения станции, затраты на ее будущую эксплуатацию и рентабельность в целом. Конкурентоспособность проектов напрямую зависит от их комплексного управления, правильности постановки задачи и результатов НИОКР, своевременности внедрения этих результатов. Основная экономия издержек комплексных проектов достигается за счет эффективного инжиниринга на ранних стадиях работ (рис. 11.1.), который обосновывает и повышает точность оценки следующих параметров: - техническая осуществимость - ресурсы и рентабельность - риски и воздействие на окружающую среду - планирование инфраструктуры - интеграция участников проекта на основе автоматизированной информационной системы - жизненный цикл - инвестиционные затраты. Возможность влияния на конечную стоимость станции зависит от момента (этапа) принятия решения Рис. 11.1. Влияние времени принятия решения на конечную стоимость АЭС 41 12. Новая технологическая платформа ядерной энергетики России Современная структура энергопотребления не может лежать в основе обеспечения энергобезопасности и устойчивого развития цивилизации. Решение этой проблемы – в существенном увеличении доли неорганического топлива в энергетике, включая, в основном, атомную энергетику и возобновляемые источники энергии [11]. В настоящее время ядерная энергетика использует тепловые реакторы и технологии открытого топливного цикла. Топливообеспечение АЭС с тепловыми реакторами осуществляется на основе технологий добычи природного урана и его обогащения для изготовления уранового топлива; в обращении с отработавшим ядерным топливом принято, главным образом, временное хранение. Эксплуатируемые и строящиеся сегодня АЭС безопасны, экологически привлекательны и без учета отложенных проблем вырабатывают конкурентоспособную электроэнергию. Однако современная технологическая платформа ядерной энергетики, основанная на использовании тепловых реакторов, имеет определенные недостатки. По соображениям научно-технического, экономического, экологического и политического (нераспространение) характера сформировать на этой платформе крупномасштабную, в десятки сотен гигаватт, ядерную энергосистему будущего невозможно. Два основных системных недостатка препятствуют этому: низкая эффективность использования природного сырья и большое количество отходов на единицу полезной продукции. Поиск путей преодоления упомянутых препятствий опирается на идеи расширенного воспроизводства топлива и физические принципы быстрых энергетических ядерных реакторов, независимо сформулированные выдающимися физиками Э. Ферми в США и А.И. Лейпунским в СССР еще в 1940-х гг. В России научные, конструкторские и технологические работы по реализации этих идей ведутся уже более полувека. Исследования нацелены на разработку ядерных технологий, способных обеспечить полное вовлечение в топливный цикл природного урана и тория, а также радикальное уменьшение отходов ядерной энергетики. Именно такие технологии, будучи доведенными до коммерческого уровня, должны составить основу новой технологической платформы крупномасштабной ядерной энергетики России в XXI веке (табл. 12.1.). В таблице приведены характерные особенности базовых ядерных технологий (четыре ее составляющие) для существующей (СТП) и новой (НТП) технологических платформ ядерной энергетики. Таблица 12.1. Базовые технологии существующей и новой технологических платформ атомной энергетики 42 Технологическая Сырьевой платформа ресурс Топливоо обеспечение Генерация СТП (открытый топливный цикл) Горнорудное Реактор на Длительное тепловых хранение нейтронах Реакторное Реактор на быстрых нейтронах (совместно с тепловым реактором) U235 НТП (замкнутый U238 топливный Th232 цикл) Обращение с ОЯТ и РАО Переработка ОЯТ. Сокращение объемов РАО. Захоронение РАО Новая технологическая платформа ядерной энергетики принципиально отличается от существующей по таким важным положениям, как используемые сырьевые ресурсы (уран238 и торий232 вместо урана235), технология топливообеспечения (переход от горнорудного к реакторному воспроизводству ядерного топлива в замкнутом топливном цикле), реакторные технологии (переход от тепловых реакторов в двухкомпонентной структуре ядерной энергетики, включающей в себя тепловые и быстрые, а затем только быстрые реакторы), технологии обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Ядерная энергетика является значимой частью решения проблем, связанных с глобальным потеплением и ростом цен на углеводороды. Ее развитие сегодня продиктовано не только экономической, но и экологической логикой: ежегодно атомные станции мира позволяют предотвращать выброс 3 млрд. 400 млн. т СО2. Россией в 2006 г была поставлена задача увеличения доли атомной генерации к 2020 г до 25 %. В общей сложности должно быть введено в строй по обязательной программе 26 новых энергоблоков, тогда как, за весь советский период было построено всего 30 энергоблоков. В стадии строительства в России находятся 7 энергоблоков. Если до 2007 г. достраивались энергоблоки, заложенные еще в советские времена, то в 2007 г. началось строительство двух энергоблоков на совершенно новых площадках - Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2. По мнению экспертов, так же существовала возможность завершить строительство третьего блока Ростовской станции на два года раньше, в 2012 г. Соответственно завершится на два года раньше строительство четвертого блока. Это позволит сэкономить средства. Так же решался вопрос достройки 43 пятого блока Курской АЭС в сжатые сроки к 2011 году. Главная задача - с 2012 года выйти на ежегодные темпы ввода 2 ГВт мощностей. Потребность российской экономики в энергопотреблении растет более значительными темпами, чем предполагалось. Поэтому была разработана энергетическая стратегии России до 2030 года, а по вопросам развития атомной отрасли была - утверждена программа деятельности госкорпорации «Росатом» до 2020 года, а по некоторым мероприятиям - до 2023 года. В плане финансирования до 2015 года предусмотрено более двух триллионов руб. бюджетных средств, а до 2020 года – около трех триллионов руб. Среди основных вызовов для отрасли наиболее актуальный - вопрос обеспечения кадрами. В этой связи принято решение о создании Федерального ядерного университета на базе МИФИ и еще более 20 существующих профильных образовательных учреждений высшего и среднего специального профессионального образования на территории 12 субъектов РФ. Залогом успешного развития атомной отрасли является сырьевое обеспечение. По разведанным запасам урана, с учетом СП с Казахстаном, Россия занимает третье место в мире. Россия обеспечена запасами сырья на многие десятилетия вперед. Готовится освоение одного из крупнейших в мире месторождений - Эльконского урановорудного района в Якутии. Атомная отрасль начала выступать локомотивом развития других отраслей экономики, обеспечивая масштабный заказ по машиностроению, металлургии, материаловедению, геологии, строительной отрасли и другим предприятиям разных сфер промышленности. Россия - единственная страна в мире, где в промышленной эксплуатации находится реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС. В комплексе с инновационными водо-водяными реакторами ВВЭР, масштабное строительство которых «Росатом» уже начал разворачивать, «быстрые реакторы» позволят перейти на замкнутый топливный цикл с многократным рециклингом ядерных материалов. Это, в свою очередь, позволит решить проблему обеспечения отрасли топливом за счет сокращения потребности в природном уране, а также существенно уменьшить объемы отработавшего ядерного топлива. С учетом конечных запасов урана в мире – это одно из наиболее перспективных направлений развития ядерной энергетики с топливным самообеспечением. Переход на новую реакторную технологию потребует создания производства МОХ-топлива (уран-плутониевое топливо), а также модернизации действующих и создания новых заводов по переработке отработанного топлива. Создаваемые технологии будут использоваться параллельно с существующими и развиваемыми технологиями для реакторов ВВЭР и составлять единую ядерно-энергетическую систему России. 44 Планируется ускоренное строительство реактора БН-800, который может стать опытно-демонстрационным образцом с использованием МОХтоплива, а фактически - испытательным стендом полноценного замкнутого топливного цикла. Параллельно с этим будет вестись проектирование и лицензирование первого коммерческого «быстрого реактора» большой мощности, строительство которого может дать старт большой «быстрой» серии. В различных сегментах мирового рынка ядерно-топливного цикла, включая инжиниринг и строительство АЭС, «Росатом» контролирует от 8 до 45%. Россия единственная страна в мире, которая одновременно строит семь энергоблоков на своей территории и пять - за рубежом. Два блока в Индии, один - в Иране, два - в Болгарии, и готова активно участвовать в новых тендерах на достройку или строительство АЭС в Украине, Словакии, Белоруссии, Турции, Армении и других странах. Российский проект реактора ВВЭР одобрен для использования в странах Европейского союза, а это очень важный рынок, ввиду того, что целый ряд европейских стран объявил о готовности развивать атомную генерацию, соответственно строить энергоблоки. Благоприятно прошли позитивные переговоры с Италией, пересмотревшей свое отношение к ядерной энергетике, и уже планируется несколько перспективных совместных проектов. В то же время «Росатом» интересуют и Азиатско-Тихоокеанский регион, и Ближний Восток. Помимо строительства атомных электростанций Россия обеспечивает 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 17 % мирового рынка ядерного топлива. Важным направлением работы является реализация российской инициативы по созданию Международного центра по обогащению урана (МЦОУ) в Ангарске, уже выстроена основная организационная конструкция, подписано соответствующее межправительственное соглашение с Казахстаном, заключено соглашение о присоединении Армении, в основном разработан проект соглашения с МАГАТЭ о формировании при МЦОУ гарантийного запаса обогащенного урана [12]. 13. Умные проекты десятилетия В период до 2030 г. в мировой энергетике потребуется ежегодно наращивать на 1,5 % потребление ископаемых энергоносителей (нефти, газа, угля), сжигание которых приведёт к увеличению выбросов парниковых газов, выжиганию атмосферного кислорода и тепловому загрязнению воды. Для предотвращения таких угроз уже к 2020 г. требуется подготовить и начать реализацию «умных проектов десятилетия» в электроэнергетике на основе модернизации системы взаимодействия основных субъектов электроэнергетики – генерирующих мощностей и потребителя, а также его главного посредника – электрических сетей [13]. 45 В настоящее время в странах ЕС уже реализуется проект десятилетия «Умные сети – Европейская технологическая платформа электроэнергетики будущего» («Smart Grids –European Technology Platform for Electricity Networks of Future»). Энергопромышленные комплексы – тепловой, гидравлический и атомный – составляют фундамент современной электроэнергетики, каждый из них функционирует и развивается на определённой технологической платформе, которая является фундаментом и мотором капитализации и экономического роста. На основе технологической платформы формируется производственная инфраструктура НИС (национальной инновационной системы). Технологическая платформа – это ресурсные источники, технологии производства, определяющие специфику природно-климатической локализации генерирующих мощностей, система управления, обеспечение аварийной, экологической и технологической безопасности, правила взаимодействия с электрическими сетями. Производственно-энергетический потенциал технологической платформы решающим образом влияет на характер конкурентного взаимодействия энергопромышленных комплексов между собой, определяя их конкурентную устойчивость. В мировой и российской электроэнергетике сегодня доминирует тепловая генерация, которая устойчиво развивалась последнее столетие в соответствии с вековой траекторией длинной волны экономического развития Н.Д. Кондратьева. Эта волна определяет циклы развития, амортизации и смены технологических платформ энергопромышленных комплексов, что обусловливает и структурную перестройку смежных отраслей производства, например, в энергетическом машиностроении, в энергетической инфраструктуре. Существует мнение, что тепловая электроэнергетика уже более 50 лет не осваивает новых инновационных технологий. Перспективы движения в этом направлении связываются с весьма дорогостоящим переходом на сверхкритические параметры тепловых энергоблоков. Ожидаемое увеличение спроса за счёт новой волны электрификации развивающихся стран сталкивается с экологическими ограничениями и растущей стоимостью добычи ископаемых энергоносителей. Наряду с разработкой инновационных решений для технологической платформы тепловой электроэнергетики актуальными становятся альтернативные «умные проекты десятилетия», открывающие возможности промышленного освоения безуглеродных технологий выработки электроэнергии, ограничивающих или исключающих выбросы парниковых газов. Такой технологией для промышленной электроэнергетики стала атомная энергетика, получившая быстрое развитие во второй половине прошлого столетия, что обеспечивалось политической поддержкой, 46 поскольку она использовала технологию двойного назначения, решающую вопросы не только энергетической, но и военной безопасности. Поэтому в США, России (СССР) и в европейских странах при форсированном развитии атомной энергетики вопросы выявления и использования для АЭС адекватной технологической платформы либо игнорировались, либо не были осознаны как важное условие её перспективного развития. Используя неадекватную (чужую) технологическую платформу, атомная энергетика заимствовала традиционные средства обеспечения безопасности и управленческие технологии тепловой электроэнергетики, что стало причиной неожиданных, трагических и труднопреодолимых аварийных и репутационных рисков, ограничивающих реализацию конкурентных преимуществ АЭС на энергорынке. В первом десятилетии текущего века началось быстрое развитие новых генерирующих мощностей, использующих нетрадиционные и возобновляемые источники энергии, требующих и соответствующей технологической платформы. Чтобы решить проблемы совместимости распределённых генераций с существующей тепловой технологической платформой электроэнергетики, возникла идея создания «высокотехнологичной технологии умных сетей» (Smart Grid). Рыночный спрос на распределённые генерации и первые положительные результаты реализации технологии «умных сетей» в США, Канаде, странах Европы послужили толчком для разработки концепции Smart Grid. До 2020 г. предполагается вложить в этот проект 1140 млрд евро, в том числе 740 млрд евро в инфраструктуру. Адекватное обустройство всей топологии сетевой системы потребует в 1,3 раза больше вложений, чем строительство и модернизация генерирующих мощностей. Соотношение затраты-выгоды в таких проектах оценивается как 4:1. Ожидается, что эффект от реализации «проекта десятилетия» освоения технологии «умных сетей» выразится к 2017 г. в сокращении электропотребления на 9 %. Сегодня проект десятилетия «умные сети» из идеи создания современной и высокотехнологичной сети превратился в концепцию, которая в США, Китае, странах Юго-Восточной Азии рассматривается как национальная инновационная программа – НИС развития электроэнергетики в целом. 13.1. Инновационная пауза После чернобыльской катастрофы важность и острая необходимость выявления адекватной технологической платформы для развития атомной энергетики стала очевидной, что выражается в затянувшейся инновационной паузе. Мировой атомно-энергетический комплекс функционирует на чужой (неадекватной) технологической платформе, эксплуатируя энергоблоки, которые во многом исчерпали свой производственный ресурс (послересурсная эксплуатация). Эта опасная практика недавно была 47 подтверждена политиками Германии, она распространена во всех странах, имеющих атомную энергетику, прежде всего в США, Франции, Японии, включая Россию. Главная причина этого не столько трудности компенсации сокращения выработки электроэнергии, сколько проблемы высокой себестоимости демонтажа и утилизации отработанного оборудования АЭС. Поэтому ожидается, что к 2030 г. в мировой энергетике появится 236 ГВт новой установленной мощности АЭС, что составляет 65 % мощности действующих. К этому времени нынешние АЭС придется остановить и заменить их изношенные энергоблоки. Генерации атомной энергетики США, Франции, Англии по этой причине будут существенно сокращаться, а российский атомный энергопромышленный комплекс, где возможности модернизации и своевременного сооружения новых АЭС ограничены 1–2 ГВт в год, к 2030 г. может вовсе исчезнуть. Сокращение выработки электроэнергии на АЭС придётся компенсировать наращиванием установленной мощности ТЭС, что приведёт к увеличению выбросов парниковых газов. Для восстановления статус-кво до 2020 г. планируется увеличить сумарные мощности мировых АЭС с 363 (в 2009 г.) до 560 ГВт. Ежегодно в течение десятилетия в мировой энергетике потребуется сооружать новые и модернизировать действующие атомные энергоблоки установленной мощностью 28 ГВт. Очевидно, что удельная стоимость такого строительства, с учётом затрат на демонтаж и утилизацию АЭС, по крайней мере удвоится. Необходимость подобного масштабного строительства мировой атомной энергетики, концентрация значительных финансовых ресурсов на развитии реакторов и энергетического оборудования делает возможным, согласно теории длинных волн экономического развития Н.Д. Кондратьева, постепенное превращение атомной энергетики в технологию «широкого применения». Однако для реализации такой перспективы требуется развивать атомную энергетику на адекватной новой технологической платформе. Такое развитие открывает для атомно-энергетического комплекса не только централизованный, но и новый масштабный энергорынок автономной электроэнергетики, обеспечивая условия технологической совместимости на основе конкуренции с другими генерациями, включая возобновляемые источники энергии. Преодолевая инерцию теплового климатического коллапса, атомная энергетика в период до 2030 г. должна занять доминирующие позиции в годовой выработке электрической энергии во взаимодействии с тепловой энергетикой, осуществляя последовательное конкурентное её вытеснение на энергорынке. 13.2. Гидроэнергетические комплексы (ГЭК) – «умные генерации» 48 В мировой электроэнергетике наиболее эффективные субъекты производства представлены гидроэнергетическими комплексами (далее ГЭК), которые стали формироваться в прошлом столетии с появлением крупноблочных тепловых и атомных энергоблоков большой единичной мощности. Активно адаптивные возможности ГЭК обеспечиваются использованием в них манёвренной быстродействующей мощности ГЭС или ГАЭС. Такие возможности и доминирующее положение ГЭК на энергорынке дают основания относить их к числу «умных генераций» (Smart generation), по аналогии с активно-адаптивными возможностями «умных сетей» (Smart grid). В начале прошлого столетия в мировом хозяйстве сформировались относительно автономные ГЭК в ОЭС Канады типа Гидро-Квебек (HydroQuebec), где созданы высоконапорные ГЭС с манёвренной мощностью и статическими напорами от 140 м (Ла Гранд) и 331 м (Черчилл Фолс) до 762 м (Нечкано-Кемано). Это позволяет увеличивать установленную мощность Гидро-Квебек до 31,5 ГВт, обеспечивая эффективную эксплуатацию базисных тепловых и атомных электростанций. В ОЭС европейской части России манёвренные мощности низконапорной Саратовской ГЭС (напор 23 м) используются в ГЭК совместно с Балаковской АЭС (4,7 ГВт). Новый ГЭК формируется на основе манёвренной мощности высоконапорной ГЭС «Три ущелья» (Сянь Ся – 18 ГВт). Уже в первой половине прошлого столетия, с появлением крупноблочных тепловых электростанций, в Германии построили ГЭК совместно с ГАЭС «Кёпхенверке», использующий статические напоры 600 м и напорные водоводы протяженностью 25 км между Вальдсхутом (на Рейне) и горным озером Шварцвальдзе. В странах ЕС, США, Канаде, ЮАР основным манёвренным компонентом ГЭК становятся не ГЭС, а ГАЭС. К таковым относятся ГЭК Кеови-Таксавей с АЭС мощностью 2,7 ГВт и ГАЭС мощностью 1,6 ГВт, или недавно сформированный Южно-Украинский ГЭК на основе ЮжноУкраинской АЭС (3 ГВт) вместе с Ташлыкской ГАЭС (0,9 ГВт). Образец оптимального сочетания сопоставимых по мощности ГЭС и ГАЭС (по 30 МВт) с базисной мощностью АЭС (38 ГВт) и ТЭС (более 100 ГВт) представляет собой ОЭС Японии. В США успешно эксплуатируется ГАЭС Холейпи установленной мощностью 2,5 ГВт – самая крупная в мире, Ладингтон мощностью 1,8 ГВт, Рэккун Маунти – 1,6 ГВт. Во многих странах ГАЭС используются не только для покрытия утренних и вечерних пиковых нагрузок, но специально, в качестве резервной мощности, на случай «энергоЧП». Такова, например, ГАЭС Динорвик (Англия) мощностью 1,7 ГВт. В США базисная работа АЭС (24,4% годовой выработки), по возможности, неявно оснащается сопровождающей установленной мощностью ГАЭС, либо они сооружаются с АЭС на одной строительной площадке. За истекшие четверть века (после 49 чернобыльской аварии) в США не построили ни одного нового атомного энергоблока. Первоочередное внимание было уделено увеличению коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) 106 действующих атомных энергоблоков, установленной мощностью 98,8 ГВт, с использованием ГАЭС. В результате за этот период годовая выработка АЭС увеличилась с 280 до 800 тыс. ГВт·ч (почти в 3 раза). Одновременно годовое потребление в электроэнергетике природного газа снизилось на 20%. 13.3. Природный и технологический потенциал ГЭК Технологическая платформа гидравлической энергетики (ГЭС) в промышленно развитых странах, в том числе в европейской части России, почти полностью исчерпала свой природный потенциал. В то же время конкурирующая с ней технологическая платформа ГАЭС располагает возможностями адекватного развития, поскольку использует для насосного аккумулирования не природные, а техногенные ресурсы выработки провальной электроэнергии и избыточной ночной мощности. Они увеличиваются по мере постоянного наращивания мощности базисных крупноблочных тепловых и атомных электростанций. До последнего времени технологическая платформа ГАЭС реализовалась на площадках, расположенных в горно-холмистом ландшафте, используя статические напоры естественных створов (от 24 до 3400 м), предпочтительно более 150 м. В мировой гидроэнергетике эксплуатируется примерно 500 ГАЭС, расположенных в естественных створах, установленной мощностью 130 ГВт, которые неявно обслуживают ГЭК с ТЭС или АЭС. Ежегодно в мировой энергетике вводятся в эксплуатацию новые ГАЭС общей мощностью 3 ГВт. Во время ускоренного развития атомной энергетики в бывшем СССР были попытки реализовать «Программу строительства гидравлических и гидроаккумулирующих электростанций на 1981–1990 гг.». Ожидалось, что к 1990 г. в европейской части России будет введено в строй 51 ГВт установленной мощности АЭС и 20–30 ГВт ГАЭС. В результате на территории ОЭС России в рамках этой Программы была построена Загорская ГАЭС (установленная мощность 1,2 ГВт), в Литве – Кайшядорская (введена в строй под названием Кроунисская ГАЭС с установленной мощностью 0,8 ГВт, образуя ГЭК с Игналинской АЭС). По этой Программе на Украине построена Ташлыкская ГАЭС и строится Днестровская ГАЭС (2,3 ГВт – самая мощная в Европе). Реализация Программы столкнулась с объективными трудностями, поскольку на равнинной территории ОЭС европейской части Росии природный потенциал гидравлической технологической платформы почти полностью уже освоен (18 ГВт), его остаток оценивается в 3 ГВт и связывается преимущественно с малыми ГЭС. 50 Перспективные строительные площадки для низконапорных ГАЭС в естественных створах (напоры не более 100 м.) известны по высоким правым берегам рек в бассейне Волги: реки Москва, Клязьма, Ока, Кама и другие, по высоким берегам средних и малых рек. Но их основная часть географически удалена от ЛЭП, от потенциальных энергосистем – доноров и потребителей электроэнергии. Опыт строительства показал, что сооружение ГАЭС в естественных створах требуют высоких удельных затрат, сопоставимых со строительством ГЭС, расчётный инвестиционный цикл их строительства превышает 120 месяцев (при сооружении Загорской ГАЭС инвестиционный цикл превысил 250 мес.). В таких условиях на территории ОЭС европейской части России перспективы развития гидроэнергетического кластера (ГЭС совместно с ГАЭС) оказываются ограниченными, предопределяя в период до 2020 г. амортизационную деградацию действующих ГЭС, постепенную утрату отечественной школы гидроэнергетики и уход квалифицированных кадров. 13.4. Новая технологическая платформа ГЭКов Для масштабного строительства ГЭК с ГАЭС на равнинном ландшафте ОЭС европейской части России впервые предлагается использовать строительные площадки с техногенными створами и связанными с ними техногенными статическими напорами. При открытой разработке полезных ископаемых возникает техногенный рельеф, в котором закономерно формируются карьерная выемка и отвал – возвышенность. Между топогеологической поверхностью возвышенности отвала и дном карьерной выемки возникает топографический перепад высот – статический напор. В результате в границах горного отвода формируется топогеологическая техногенная конструкция (далее ТТК) – строительная площадка, необходимая для размещения гидроузла ГАЭС. Техногенная технологическая платформа ГЭКа обеспечивает необходимое условие для размещения ГАЭС в ТТК, которое учитывает не только статический напор, но и ёмкость карьерной выемки, где размещается непроточный нижний бассейн гидроузла ГАЭС – ТТК. При этом аккумулирующий бассейн размещается на поверхности отвала. Техногенная матрица такой строительной площадки (ТТК) позволяет определять инженерно-строительные параметры и технико-технологические условия совмещения манёвренной гидроаккумулирующей мощности в составе ГЭК с базисной мощностью. На равнинной территории ОЭС европейской части России выявлено 225 ТТК, подходящих для размещения ГАЭС, суммарный гидроэнергетический потенциал которых по статическим напорам оценивается в 145 ГВт. ТТК для ГАЭС – это отработанные карьеры, либо карьеры, где завершается открытая разработка полезных ископаемых. Ежегодно на территории ОЭС европейской части России появляются сотни 51 мелких и 2–3 глубоких карьера (ТТК), в которых добыча полезных ископаемых завершена. На равнинной европейской части России суммарная площадь техногенного рельефа, возникшего в результате открытой разработки полезных ископаемых, оценивается в 20 тыс. га. География размещения ТТК, территориальная (горизонтальная) структура техногенной матрицы, будет «наследовать» техногенный рельеф и особенности производственной инфраструктуры горно-обогатительного комбината (ГОКа), открывая перспективу не только сохранения, но и развития на новой технологической платформе мощного Российского гидравлического кластера. Ожидается обратная связь с ГОКом, появление мотивации к его участию в бизнесе, организации рациональной и оперативной выемки запасов с формированием и подготовкой архитектуры ТТК (под заказ), использованию при строительстве запасов местного минерального сырья, их капитализации, участия освобождающихся квалифицированных кадров ГОКа в строительстве гидроузла ГАЭС – ТТК. Важным, необходимым и достаточным компонентом производственной инфраструктуры являются местные источники воды: средние и малые реки, озёра, водохранилища, каптированные притоки артезианской воды в карьере. В зоне централизованной электроэнергетики особое внимание будут привлекать так называемые глубокие и сверхглубокие карьеры (статические напоры 150–600 м), расположенные на месте многолетней открытой разработки полезного ископаемого (площадь горного отвода 1–15 тыс. га). В зоне автономной электроэнергетики технологическая платформа характеризуется точечным или очаговым размещением ТТК, в статических напорах которых существенным будет использование нагорного (естественного) рельефа. 13.5. Проект десятилетия «умные генерации» и «умные сети» В проекте десятилетия (2010–2020 гг.) предполагается использовать ГЭК первого поколения. Планируется ввести в строй 18 ГВт ГЭК с ГАЭС– ТТК, потребляющих для насосного аккумулирования преимущественно провальную выработку действующих АЭС. Проект десятилетия предполагается реализовать на основе государственно-частного партнёрства (ГЧП), включающего ключевые партнёрские функции государства. Они заключаются в следующем: – государство обеспечивает экономическую эффективность – гарантированную постоянную разницу (маржу) между рыночной ценой 1 кВт. ч, потреблённого для насосного аккумулирования, и 1 кВт. ч пиковой энергии, возвратно выработанного турбиной ГАЭС (условие на период жизненного цикла ГАЭС); – государство создаёт условия для окупаемости затрат на строительство за счёт беспроцентных (льготных) иностранных кредитов по 52 условиям Киотского протокола, а также государственных преференций дегазификации; – государство погашает кредиты пропорционально годовой выработке электроэнергии построенной электростанции, фактически вытесняющей из баланса потребления (топливной корзины) природный газ (другой торгуемый энергоноситель) по рыночной стоимости, а также за счёт продажи квот на выбросы парниковых газов; – государство страхует кредитные и эксплуатационные риски, обеспечивает гарантии капитализации, инфраструктурные облигационные кредиты на фондовом рынке и др. Ключевые мотивации и функции бизнеса: – клиентоориентированный подход, обеспечивающий устойчивость бизнеса в долгосрочной перспективе, стабилизацию и снижение тарифов для потребителя: – бизнес-структура принимает риски и финансирует формирование лицензиара и лицензиата, выделяет венчурный капитал, организует и обеспечивает поэтапную капитализацию ТТК, проектной документации, а также строительство и эксплуатацию гидроузла ГАЭС – ТТК; – бизнес-структура реализует условия экономической эффективности, окупаемости и страхования, определяя методы реализации, ресурсное, организационное, информационное обеспечение, партнёров проекта, осуществляет аудит и мониторинг оценки результатов. Проект десятилетия предусматривает совмещение базисных генераций (ТЭС, АЭС) с технологической платформой ГАЭС, осуществляя сальдо – перетоки с использованием технологии активно-адаптивных «умных сетей». Это создаёт условия для выработки электроэнергии и мощности в суточном, недельном и сезонном графиках электрической нагрузки и потребления. Строительство ГЭК с ГАЭC – ТТК (с АЭС) открывает возможности ввода в эксплуатацию из зоны старения и неиспользования (OBSOLENCE) примерно 30 % готового к работе оборудования действующих АЭС. Это увеличит межремонтный пробег и амортизационный (ресурсный) срок их эксплуатации с одновременным повышением КИУМ с 70 до 95%. В результате годовое производство электрической энергии на АЭС в ОЭС европейской части страны может увеличиться на 15–25%, что эквивалентно расчётной годовой производительности 7–8 ГВт новых АЭС. Поэтому в период до 2020 г. можно будет отказаться от ажиотажного строительства новых традиционных АЭС на открытых строительных площадках чернобыльского типа, ориентируя последующее развитие гидроатомной энергетики на адекватной технологической платформе. Одновременно за счёт вытеснения теплового регулирования графиков электрической нагрузки потребления провальной выработки АЭС для насосного аккумулирования электрической нагрузки в ОЭС европейской части России произойдёт дегазификация топливной корзины страны. Это 53 позволит сэкономить до 40 млрд м3 природного газа (в пересчёте на его эквивалент) за счёт выработки электроэнергии на АЭС – ГАЭС – ТТК. Вытесняя расточительное тепловое регулирование графиков электрической нагрузки, гидроатомные генерации одновременно будут стимулировать повышение КИУМ ТЭС (КЭС), увеличивая выработку электроэнергии нормативного качества, снижая (на 50 %) удельное потребление топлива. Гидроатомные генерации первого поколения будут вырабатывать электрическую энергию в базисном и пиковом режимах, манёвренную гидравлическую мощность и осуществлять воспроизводство чистой и напорной воды (9 кмм3 в год), увеличивая в разы капитализацию гидроатомного производства. Суммарные затраты на реализацию проекта «умные генерации» оцениваются в 40–50 млрд долл., которые ожидается получить от инвесторов. В отличие от традиционных генераций, «умная генерация» более адекватна для интеграции технологии «умных сетей» в её конкурентном взаимодействии со старыми, традиционными электросетями (технологиями). В таком случае проект «умных генераций» на территории ОЭС России неявно может и должен интегрировать проекты «умных сетей» стран Евросоюза (а также США, Канады, Китая), создавая новую площадку для организации международного бизнеса. Реализация проекта десятилетия «умные генерации и умные сети» делает очевидным дальнейшее развитие атомной технологии в текущем столетии на основе гидроатомной генерации второго поколения. Гидроатомная генерация второго поколения – гидроузел, который включает атомный реактор и ГАЭС, технологически объединённые, расположенные на общей техногенной строительной площадке (ТТК), конструктивно образующие гидроатомный модуль (ГАМ). Установленная мощность в 1 ГВт ГАМ включает 0,6 ГВт АЭС (60 %) и 0,4 ГВт ГАЭС (40 %). В конструкции ГАМ реализуется: – селитебная и аварийная безопасность, возможность локализации аварийных рисков; – совместное использование гидротехнических сооружений, бассейнов для насосного аккумулирования и систем техводоснабжения АЭС, системы хранения и утилизации ОЯТ и РАО, включая охлаждение напорной циркуляционной воды, подпитку и «продувку»; – единая система управления, выдачи и поглощения мощности с общими открытыми (закрытыми) распределительными устройствами, ЛЭП, общая производственная инфраструктура, технология «умных сетей»; – использование установленной мощности ГАЭС в качестве дополнительного аварийного и ремонтного резерва АЭС, сокращение потерь 54 при «зарядке» ГАЭС, оптимизация КПД насосного аккумулирования на уровне 90 %. Гидроатомная генерация второго поколения – ГАМ способна работать автономно, она не зависит от сальдо – перетоков, необходимых для насосного аккумулирования по ЛЭП. Гидроатомная технологическая платформа будет стимулировать рыночную конкуренцию, определяя динамику эволюции поколений конструкций атомных реакторов, замещение тепловых атомных реакторов быстрыми реакторами, промышленное освоение замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), использование топливных микс-сборок, а во второй половине ХХI столетия (в случае успешной реализации проекта ИТЭР) – оснащение ГАМ установками термоядерного синтеза. В зоне централизованной электроэнергетики на гидроатомной технологической платформе планируется поэтапно наращивать установленную мощность ТТК в сверхглубоком карьере до 20–30 ГАМ, создавая федеральный (региональный) энергетический комплекс, сопоставимый с уникальным Гидро-Квебек в Канаде. Такой комплекс, наряду с технологической системой утилизации и хранения ОЯТ и РАО, включает и радиохимический завод по их переработке. Использование ГАМ в зоне автономной энергетики откроет перспективу первоочередного прорыва гидроатомной энергетики на уровень технологии широкого применения и массового потребления. Массовый рыночный спрос, серийное производство атомных миниреакторов установленной мощности от 10 до 200 МВт откроют возможность повсеместного сооружения мини-ГАМ, которые могут получить такое же широкое распространение, как и персональные компьютеры. 14. Реакторные технологии будущего (БР) в рамках программы «Генерация-IV» Возрастающую роль быстрых реакторов в общей структуре реакторных технологий будущего наглядно демонстрируют планы проведения НИОКР в рамках программы «Генерация-IV» (G-IV). Так из шести реакторных технологий, предлагаемых к дальнейшему развитию, три относятся к тематике БР, включая быстрый натриевый реактор – SFR, реактор, охлаждаемый свинцом – LFR и быстрый реактор с газовым охлаждением – GFR [11]. Представляют также в перспективе интерес с точки зрения структуры атомной энергетики проекты SCWR – водяной реактор с закритическими параметрами пара и MSR – реактор с расплавами солей. Перечень стран, участвующих в проведении работ в обоснование того или иного быстрого реактора в рамках G-IV, представлен в табл. 4.1. 55 К настоящему времени практическая реализация осуществлена только в части технологии быстрых реакторов, охлаждаемых натрием (БН). Этому в значительной степени способствовала широкая международная кооперация при проведении НИОКР в обоснование проектов БН, а также качественная программа поэтапного освоения указанной технологии. Таблица 14.1. Участники разработки реакторов на быстрых нейтронах в рамках G-IV Страна Евроатом Франция Япония Китай Корея Россия Швейцария США Ведущая организация Реакторная система SFR GFR LFR Объединенный исследовательский центр Европейской комиссии (JRC) Комиссариат по атомной энергии (СЕА) Японское агентство по атомной энергии (JAEA) Министерство науки и технологий (MOST) Министерство науки и технологий (MOST) Росатом Институт Пауля Шерера Министерство энергетики (ДОЕ ) На первом этапе (сороковые годы прошлого века) были теоретически обоснованы уникальные свойства быстрого реактора с точки зрения воспроизводства ядерного топлива и улучшения экологии топливного цикла. В пятидесятые годы в результате исследований физики реактора, технологии различных теплоносителей и т.д. был сформирован облик быстрого реактора на основе технологии БН и реализованы первые экспериментальные установки с реакторами малой мощности. На следующем этапе (60–70-е гг.) параллельно с расширением опытной базы путем создания экспериментальных установок повышенной мощности были сооружены демонстрационные АЭС, назначение которых – получение промышленного опыта сооружения и эксплуатации ядерно-энергетических установок указанного типа. В дальнейшем проектно-конструкторские и исследовательские силы были сосредоточены на разработке и сооружении первых опытно-промышленных АЭС с натриевыми быстрыми реакторами. Достаточно полная картина освоения быстрых реакторов типа БН на всех вышеотмеченных этапах в различных странах приведена в табл. 14.2. Что касается России (СССР), то концентрация накопленного опыта разработки, обоснования, сооружения и эксплуатации в области технологии 56 БН была реализована в проекте БН-600. Именно в этом проекте были учтены как положительные, так и отрицательные стороны установок БР-5, БР-10, БОР-60 и БН-350. В настоящее время третий блок Белоярской АЭС с реактором БН-600 является практически единственным в мире успешно эксплуатируемым опытно-промышленным быстрым реактором. Коэффициент использования мощности этого реактора за период промышленной эксплуатации находится на уровне 75 %, а внеплановые потери – менее 1%. Необходимо отметить, что кроме выработки электроэнергии в коммерческом режиме реактор успешно используется для проведения работ по испытанию новых топливных композиций и конструкционных материалов, систем безопасности и оборудования. Именно тридцатилетний положительный опыт работы БН-600 дает основание для утверждения, что с точки зрения обеспечения промышленного уровня безопасности и работоспособности технология БН освоена и имеет право на дальнейшее развитие. Мировой опыт освоения технологии БН (табл. 3) показал, что только планомерное (поэтапное) ее развитие, когда на каждом из последующих этапов учитывается опыт предыдущего, может привести к реальному успеху. Таблица 14.2. Основные этапы освоения реакторной технологии быстрого реактора на примере натриевого теплоносителя Страны, установки Этапы освоения технологии 1. Экспериментальные установки малой мощности (5-50 МВт. т) 2. Экспериментальные установки повышенной мощности (50-150 МВт. т) 3. Опытнодемонстрационные установки (до 1000 МВт т) 4. Опытнопромышленные установки (600–1200 МВт т) США СССР Россия Франция Англия Германия EBR-I EBR-II БР-5 БР-10 Rapsodie DFR KNK-II «ЭнрикоФерми» FFTF БОР-60 БН-350 Phenix БН-600 SuperPhenix PFR SNR-300 Япония Индия Китай JOYO FBTR CEFR Monju 57 Представляется, что это положение является принципиальным с точки зрения обеспечения успешного развития альтернативных технологий быстрых реакторов, основанных на использовании тяжелых жидких металлов и газов. Ядерно-энергетическая установка с реактором БН-800, сооружаемая в настоящее время в качестве четвертого блока Белоярской АЭС, является дальнейшим развитием натриевой технологии. Взяв за основу важные инженерно-технические решения, реализованные в БН-600, авторы проекта существенно усовершенствовали отдельные оборудование и системы установки с целью повышения безопасности энергоблока и улучшения его технико-экономических характеристик. Так, например, в системах аварийного останова и теплоотвода используется пассивный принцип действия, существенно уменьшены удельные металлозатраты за счет модернизации оборудования и перехода на моноблочную схему. На современном этапе развития технологии БН в России энергоблок с реактором БН-800 является важным звеном в решении задачи освоения технологии обращения со смешанным уран-плутониевым топливом и отработки отдельных элементов замкнутого топливного цикла, включая изготовление твэлов и ТВС (в том числе из регенерированного урана и плутония тепловых реакторов), переработку ОЯТ быстрых и тепловых реакторов, обращение с РАО. Дальнейшее развитие технологии быстрых реакторов в определенной степени осуществляется работами по программе G-IV. При этом страны (табл. 14.1.), участвующие в том или ином проекте, проводят НИОКР в соответствии со своими национальными программами и обмениваются результатами исследований на основе системных соглашений, реализуемых в рамках G-IV. Что касается натриевых быстрых реакторов (SFR), то работы в этом направлении в настоящее время сосредоточены на НИОКР в обоснование проектов БН-1200 (Россия), «ASTRID» (Франция), JSFR (Япония), «KALIMER» (Корея), SMER (США), ESMR (Евроатом) и CFBR (Индия). Проект БН-1200 представляет собой новую разработку, существенно отличающуюся от БН-600 и БН-800 (рис. 14.1.). 58 Рис. 14.1. 1. Разрез реактора БН-1200:1 – промежуточный теплообменник; 2 – основной корпус; 3 – страховочный корпус; 4 – опорный пояс; 5 – напорная камера; 6 – устройство сбора топлива; 7 – активная зона; 8 – напорный трубопровод; 9 – главный циркуляционный насос; 10 – поворотные пробки; 11 – исполнительный механизмы СУЗ;12 – механизм перегрузки ТВС Основное внимание в проекте уделяется дальнейшему повышению безопасности, улучшению экологических характеристик и достижению технико-экономических показателей (требование для реакторов четвертого поколения). С этой целью используется полная интеграция систем первого натриевого контура в баке реактора, а системы нерадиоактивного натрия второго контура имеют страховочные кожухи, что практически исключает течи натрия. Эффективное использование внутренне присущих свойств безопасности быстрого натриевого реактора, применение комплекса специальных инженерно-технических решений (защитные системы на пассивных принципах, оптимизация нейтронно-физических характеристик активной зоны по параметру безопасности) позволили на порядок снизить вероятность разрушения активной зоны по отношению к нормативным требованиям. В связи с переходом на интегральную схему парогенератора с использованием модулей большой мощности значительно снижена металлоемкость конструкции. Принципиально изменены схема работы и оборудование транспортно-технологического тракта. Использование новых схемно-компоновочных и проектноконструкторских решений в совокупности с повышением единичной 59 мощности позволило существенно снизить удельные металлозатраты по реакторной установке (табл. 14.3.), что явилось важным фактором улучшения общих техникооэкономических показателей энергоблока. Таблица 14.3. Удельные металлозатраты по реакторной установке (т/МВт. э) Реакторная установка БН-600 БН-800 БН-1200 13,8 9,7 5,6 Для внедрения в структуру атомной энергетики России энергоблоков на основе быстрых реакторов БН-1200 потребуется сооружение заводов по изготовлению уран-плутониевого топлива из ОЯТ, установок по обращению с РАО. Это, в конечном счете, позволит создать в среднесрочной перспективе опытно-промышленную инфраструктуру замкнутого топливного цикла как важной составляющей новой технологической платформы, где реакторная установка будет являться системообразующим элементом. Вышеотмеченные зарубежные проекты натриевых быстрых реакторов так же, как и БН-1200, направлены на реализацию свойств, соответствующих требованиям для ядерно-энергетических установок четвертого поколения. При этом прорабатываются различные схемно-компоночные решения (интегральная схема в проектах ASTRID, KALIMER, SMFR, полупетлевая – в проекте JSFR), рассматриваются варианты с использованием плотных топлив (металл, нитрид, карбид), используются проектно-конструкторские решения, обеспечивающие увеличенную кампанию и выгорание топлива. Это в итоге должно привести к значительному улучшению технико-экономических характеристик разрабатываемых энергоблоков. Важными с точки зрения повышения безопасности являются исследования по системам защиты, работающим на активных и пассивных принципах действия и оптимальному их соотношению в системах безопасности с учетом экономического критерия. Основные параметры разрабатываемых в настоящее время перспективных натриевых быстрых реакторов (SFR), заявленных для экспертной оценки в рамках «Генерация-IV», а также БН-1200 представлены в табл. 14.4. Таблица 14.4. Основные параметры быстрых реакторов, разрабатываемых в рамках G-IV Параметр Установка 60 БН-1200 Тепловая мощность (МВт) 2900 Электрическая мощность (МВт) 1220 Температура натрия первого 410/550 контура (вход/выход реактора, о С) Температура перегретого пара, 510 о С Давление пара, МРА 14,0 Топливная кампания (годы) 4-5 Количество перегрузок за 4-5 кампанию Вид топлива МОХ Материал оболочки твэлов ЭП-164 ЭК-181 JSFR 3570 1500 395/550 KALIMER 1525 600 370/545 SMFR 125 50 355/510 503 495 480 16,7 1,5-2,2 4 16,5 1,5 4 20 30 1 МОХ ODS Металл НТ9М Металл НТ9 Из таблицы видно, что в перспективных разработках формируются весьма похожие позиции по параметрам установок, использующие как оксидное смешанное топливо, так и плотное топливо (в основном, металлическое). Интерес представляет проект модульного натриевого быстрого реактора небольшой мощности (SMFR), намеченного к разработке в США. Основной особенностью этой установки является попытка создания (используя свойство быстрого реактора по воспроизводству топлива) так называемой «долгоиграющей» активной зоны с топливной кампанией не менее 30-ти лет. Подобные ЯЭУ малой мощности, обладающие свойствами транспортабельности, 100%-го заводского изготовления, малым временем монтажа и способностью работать длительное время без перегрузки топлива, могут в перспективе найти широкое применение в региональной энергетике. В настоящее время параллельно с анализом полученного опыта разработки, обоснования, сооружения и эксплуатации быстрых реакторов типа БН делаются попытки существенного (как утверждают авторы) повышения уровня безопасности и улучшения технико-экономических показателей этого типа реакторов на основе использования других теплоносителей, в частности, тяжелых жидких металлов (свинец, свинецвисмут). В этом плане наиболее подготовленными в технологическом отношении являются установки с использованием в качестве теплоносителя эвтектики свинец-висмут. В России (СССР) имеется определенный опыт разработки и эксплуатации подобных ЯЭУ применительно к атомным подводным лодкам 61 (АПЛ). Однако следует иметь в виду, что конструкция ядерного реактора и режимы эксплуатации АПЛ существенно отличаются от стационарного энергетического варианта. В настоящее время ведутся НИОКР и разрабатывается проект опытно-демонстрационной энергетической установки СВБР-100, все оборудование первого контура которой размещено в корпусе реакторного моноблока. Гидравлические связи между оборудованием по тракту свинец-висмут осуществляются без использования трубопроводов и арматуры (рис. 14.2.). Рис. 14.2. Компоновка РУ СВБР-100 Примером быстрого реактора, охлаждаемого свинцовым теплоносителем, может являться проект опытно-демонстрационной установки БРЕСТ-300 (Россия). Это двухконтурная ЯЭУ, первый (свинцовый) контур которой интегрирован в корпусе реактора. С точки зрения обоснования основных технических решений, принятых в этой установке, к настоящему времени выполнены определенные НИОКР, касающиеся технологии теплоносителя, работоспособности топливных и конструкционных материалов, конструкции активной зоны и основного оборудования. Из зарубежных разработок свинцово-охлаждаемых быстрых реакторов, выполняемых в рамках программы G-IV, следует отметить проекты транспортабельного автономного реактора малой мощности (Small Secure Transportable Avtonomous Reactor – SSTAR) и Европейской свинцовоохлаждаемой системы (Europan Lead cooled System – ELSY). При этом проект SSTAP предполагается выполнять в рамках НИОКР США, а ELSY – в рамках шестой программы Евроатома. Основные параметры упомянутых быстрых реакторов с использованием тяжелого жидкометаллического теплоносителя приведены в табл. 14.5. Таблица 14.5. 62 Основные параметры быстрых реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем Параметр Установки СВБР-100 мощность 100 Электрическая (МВт) Теплоноситель I контура Способ циркуляции теплоносителя I контура Температура I контура (вход/выход, оС) Давление/температура пара, МПА/оС Вид топлива БРЕСТ-300 300 SSTAR 19,8 ELSY 600 Свинецвисмут Принудительная 345/495 Свинец Свинец Свинец Принудительная 420/540 Естествен- Принудиная тельная 420/567 400/480 9,5/400 17/505 - - МОХ нитрид Нитрид Нитрид МОХ нитрид Анализируя состояние быстрых свинцовоохлаждаемых реакторов, следует сказать, что оно находится на уровне экспериментального обоснования отдельных технологических аспектов, поскольку для отработки оборудования необходимо сооружение крупномасштабных технологических стендов, а для комплексного обоснования основных технических решений – первый в мире экспериментальный (головной) реактор. Сооружение Российских реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ-300 намечено в рамках реализации федеральной целевой программы «Ядерные технологии нового поколения». Основные НИОКР в обоснование проектов и сооружения головных образцов SSTAR и ELSY намечено завершить к 2030 г. с тем, чтобы к 2040 г. иметь коммерческие проекты. Только после реализации вышеупомянутой программы действий можно будет судить о декларируемых сегодня и реально достижимых свойствах этих реакторных систем. Привлекательность газоохлаждаемых быстрых реакторов (CFR) состоит в возможности сочетания достоинств быстрого реактора, работающего в замкнутом топливном цикле, и преимуществ высокотемпературной технологии, значительно расширяющей сферу использования ядерной энергетики (рис. 14.3.). 63 Рис. 14.3. Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR) В настоящее время отсутствуют работающие образцы подобных технологических систем. Главными проблемами, которые необходимо решать разработчикам GFR, являются создание работоспособного топлива и решение вопроса аварийного теплоотвода. Исследуются несколько вариантов тепловыделяющих элементов, включая керамические пластинчатые и стержневые твэлы, пластинчатые твэлы со стальной оболочкой и нитридным топливом, топливо в виде керамически спеченных шаров. В качестве системы энергопреобразования рассматривается паротурбинный цикл со сверхкритическими параметрами, газотурбинные циклы с использованием сверхкритического СО2 или смеси гелий-азот. Примером разработки GFR может служить проект экспериментального реактора ALLEGRO (тепловая мощность 80 МВт), исследования по которому ведутся в рамках программы Евроатома. Основное внимание в этом проекте уделяется разработке активной зоны и ее элементов. С целью упрощения ЯЭУ системы энергопреобразования в настоящее время не рассматриваются. Значительные исследования по GFR были проведены во Франции. В конце 90-х гг. это направление НИОКР рассматривалось как одно из главных в области разработки быстрых реакторов. В рамках программы G-IV определенные исследования по газоохлаждаемым быстрым реакторам проводятся также в Японии и Швейцарии. Реализация в России новой технологической платформы атомной энергетики на базе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами для ближайшей перспективы определена Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения». В соответствии с этой программой в период до 2020 г. должны быть разработаны проекты и сооружены опытно-демонстрационные установки с быстрыми реакторами СВБР-100 и БРЕСТ-300, закончено сооружение БН- 800 (2014 г.), а также проведен комплекс НИОКР в обоснование проекта БН-1200. Было бы разумно реализовать до 2020 г. головной образец этого проекта в качестве 64 пятого блока Белоярской АЭС, где уже подготовлена вся необходимая инфраструктура. В среднесрочной перспективе (до 2030 г.) в области реакторных технологий целесообразно сооружение малой серии энергоблоков с быстрыми реакторами с использованием опыта головного блока БНН1200. Это позволит реально оценить коммерческие свойства этого типа реактора с учетом фактора серийности. Что касается реакторных установок с использованием тяжелого жидкого металла, то именно в этот период будет получен опыт разработок, сооружения и эксплуатации головных образцов, который необходимо учесть при определении перспектив этого направления реакторостроения. В дальнесрочной перспективе после 2030 г. должно быть реализовано широкомасштабное внедрение замкнутого топливного цикла в атомную энергетику России с созданием соответствующей промышленной инфраструктуры на основе быстрых и тепловых реакторов, работающих в ЗТЦ. Предполагаемые планы внедрения быстрых реакторов (типа БН) в структуру атомной энергетики некоторых зарубежных стран представлены в табл. 14.6. Таблица 14.6. Внедрение зарубежных в атомную энергетику 65 15. Перспективы развития АЭС с ВВЭР Современной реализацией эволюционного развития технологии корпусного водо-водяного реакторостроения для «большой» атомной энергетики России стал проект, получивший обозначение АЭС-2006. Он положен в основу принятой программы строительства атомных электростанций до 2020 г. Выбор параметров и основных характеристик энергоблока и его реакторной установки был подчинен главной цели: максимальному использованию опыта и задела серийного сооружения энергоблоков с ВВЭР-1000 [14]. Вносимые в проект АЭС-2006 изменения, включая форсирование мощности и повышение параметров теплоносителя и паросилового цикла, таковы, что существенных (а значит, длительных и дорогостоящих) научноисследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) не требуется. Обобщающим критерием для формирования технического облика создаваемого энергоблока стала возможность реализации его серийного сооружения. Этот замысел ограничил максимальную мощность энергоблока уровнем 1200 МВт и не предусматривал использования энергоблока с ВВЭР1500, проект которого к этому моменту был практически завершен и в основу которого были заложены все главные технические решения, использованные далее в проекте АЭС-2006. В условиях принятой программы сооружения головных серийных энергоблоков АЭС-2006 оптимизация некоторых проектных и конструкторских решений была отложена на будущее, что создало предпосылки для многочисленных модернизаций и усовершенствований проекта. Поэтому в качестве ближайшей целевой задачи рассматривается формирование проекта с условным наименованием АЭС-2006М (или АЭС2010, или АЭС-ВВЭР-ТОИ). Его отличия от первых четырех энергоблоков на площадках Нововоронежской и Ленинградской АЭС № 2 будут определяться организацией проектирования и завершением необходимых НИОКР. Однако в любом случае именно это исполнение энергоблока с ВВЭР-1200 следует использовать для завершения объявленной программы строительства АЭС до 2020 г. Таким образом, можно констатировать, что ближняя перспектива развития атомной энергетики в России опирается на эволюционное развитие технологии ВВЭР. В направление легководных корпусных реакторов (ЛВР) во всем мире вложено сил, времени и средств больше, чем в любое другое реакторное направление. Накоплен бесценный мировой опыт эксплуатации, имеются проверенные на практике технические, конструкционные, технологические решения, зарекомендовавшие себя как положительно, так и отрицательно. Для ЛВР существует множество предложений и практических проработок по их дальнейшему совершенствованию. В настоящее время необходимо 66 сформировать образ нового поколения ЛВР, приемлемого для последующего этапа развития атомной энергетики. Системные исследования перспектив использования энергии деления и потенциала ядерного топлива в мировом энергетическом балансе указывают на то, что среднесрочная и более отдаленная перспективы развития атомной энергетики должны ориентироваться на новые цели, которые будут определять задачи развития реакторных технологий. Для России главной задачей является формирование оптимальной структуры всего ядерного топливного цикла, что в итоге определит место ядерного топлива в топливно-энергетическом балансе страны. При этом главной целью становится обеспечение возможности перехода от использования примерно 1 % добываемого природного урана к практически полному использованию изотопов 238U и 232Th, энергетический ресурс которых на порядки больше, чем у нефти и газа. Для достижения этого первоочередным является создание замкнутого ядерного топливного цикла с необходимой промышленной и социальной инфраструктурой. В свою очередь замыкание топливного цикла требует решения задачи полного обращения с облученным ядерным топливом и радиоактивными отходами при минимизации угрозы неконтролируемого использования ядерных материалов. В обозримом будущем инновационное развитие реакторов деления должно базироваться на разработке эффективных бридеров на быстрых нейтронах и повышении эффективности топливоиспользования в реакторах на тепловых нейтронах в результате как замыкания топливного цикла по плутонию и совершенствования конструкции активной зоны реакторов, так и перехода в дальнейшем на уран-ториевый топливный цикл. Технология ЛВР (ВВЭР) должна занять должное место при эволюционном и инновационном развитии атомной энергетики, и для нее должны быть сформулированы задачи этих вариантов развития. В период времени после 2020 г., когда в российской атомной энергетике ожидается инновационное развитие бридеров на быстрых нейтронах, должны также внедряться реакторы нового поколения на тепловых нейтронах с новыми возможностями. Среди последних приоритетное место могут занять корпусные легководные реакторы как носители традиционной технологии и большого опыта эксплуатации. Облик ВВЭР нового поколения обозначили термином «Супер-ВВЭР», однако обнаружилось различное понимание его содержания и сроков реализации. Для выработки единого подхода к проблеме по поручению Росэнергоатома в Курчатовском институте вместе с партнерами — разработчиками ВВЭР было предпринято изучение этой проблемы. При этом в укрупненном виде для Супер-ВВЭР были обозначены три основные цели: • более эффективное использование урана и плутония; • снижение инвестиционных рисков; • повышение термодинамической эффективности. 67 Для корпусных реакторов с водяным теплоносителем рассматривались следующие направления инновационного развития: - охлаждение водой докритических параметров с возможностью регулирования спектра нейтронов; - охлаждение кипящей водой докритических параметров; - использование воды сверхкритического давления в прямоточной одноконтурной и в двухконтурной реакторной установке; - пароводяное охлаждение в докритической и закри тической областях давления реактора с быстрым спектром нейтронов (БР). На рисунке 15.1. показаны различные направления инноваций в реакторных технологиях России. Рис. 15.1. Предполагаемая структура атомной энергетики России на период до 2050 г. Представленный вариант учитывает тенденции и динамику развития мирового энергетического рынка (и России в том числе) и требует более активного развития реакторных технологий с учетом перспективы. 68 Желательные сроки конкретных разработок могут корректироваться и уточняться доли разных реакторных систем в энерговыработке и топливном балансе и конкретное время их внедрения. Для обеспечения надежности и устойчивости всей ядерноэнергетической системы представляется принципиально важным формирование и сохранение ее технологической многокомпонентности (по крайней мере двухкомпонентности). В прошедший период развития двумя компонентами являлись ВВЭР и РБМК; в рассматриваемой перспективе параллельно будут развиваться как минимум две технологии: ЛВР и БР. 15.1.Улучшенный ВВЭР для работы в замкнутом топливном цикле За основу взят проект ВВЭР-1200, разрабатываемый в настоящее время в соответствии с федеральной целевой программой (АЭС-2006), кардинального изменения его облика не предполагается. Планируется дальнейшее эволюционное совершенствование этого проекта: реакторной установки и топлива, включая переход к замкнутому топливному циклу по мере прояснения возможностей промышленности для его реализации, разработки и внедрения реакторов — наработ чиков делящихся изотопов. Специального рассмотрения и оптимизации требует переходный период от открытого (частично замкнутого по урану через РБМК) к замкнутому ядерному топливному циклу, когда в развивающейся системе атомной энергетики будет наращиваться доля реакторов на быстрых нейтронах и продолжится строительство реакторов на базе ВВЭР. Для этого периода необходимо определить оптимальную производительность и технологии предприятий по переработке топлива, глубину выгорания топлива в тепловых и быстрых реакторах, продолжить работу по повышению коэффициента использования мощности (КИУМ) и КПД, снижению сроков строительства, решить вопросы маневрирования (включая общесистемный вариант, когда маневрирование осуществляется неядерными мощностями, и вариант применения аккумулирующих систем), разработать современные проекты АЭС малой и средней мощности. Требуется проведение работ по снижению финансовых рисков. Общие направления усовершенствования реакторной установки, топливного цикла и активной зоны следующие: - возможность работы в открытом топливном цикле с коэффициентом воспроизводства КВ = 0,80...0,85 и расходом природного урана для выработки электрической энергии 130….135 т/ГВт в год в результате спектрального регулирования изменения реактивности, использования МОКСтоплива, снижения диаметра твэлов, оптимизации глубины выгорания топлива, уменьшения водоуранового отношения, изменения температуры теплоносителя, минимизации паразитных поглощений нейтронов; - повышение термического КПД путем оптимизации конструкции парогенератора и повышения параметров пара; 69 - переход на двухпетлевую компоновку I контура; - возможность применения перспективных топливных циклов с различной направленностью: максимальной глубиной выгорания топлива до 80 МВт • сут/кг U, длительностью кампании до 24 мес, повышением КИУМ; - обеспечение маневренных режимов эксплуатации энергоблока; - внедрение концепции «нулевой» повреждаемости тепловыделяющих элементов. При осуществлении изменения спектра нейтронов в ходе кампании реактора для увеличения энерговыработки возможно применение тепловыделяющих сборок (ТВС) с подвижными вытеснителями, изменяющими водоурановое отношение в активной зоне. В качестве вытеснителя могут использоваться стержни с диоксидом урана при естественном (или отвальном) содержании 235U. В них достигается высокий коэффициент воспроизводства топлива — около 2,0. Средний коэффициент воспроизводства для такой ТВС составит около 0,81, а коэффициент конверсии — примерно 0,94. К моменту готовности всей структуры атомной энергетики к замыканию топливного цикла должен быть разработан оптимальный топливный цикл для тех реакторов, которые к тому времени будут спроектированы, построены и продемонстрируют свою работоспособность и надежность. В ближнесрочной перспективе планируются оптимизация и эволюционное усовершенствование технологии ВВЭР как по мощностям, так и по экономической эффективности для сохранения и повышения конкурентоспособности на мировом рынке, включая повышение термического КПД путем оптимизации термодинамического цикла паротурбинной установки и модернизации оборудования машинного зала. Эти работы предполагается проводить в рамках проекта АЭС-2010, однако те технические решения, которые не смогут быть реализованы в нем, целесообразно применить в проекте реактора Супер-ВВЭР. Параллельно целесообразно разработать проекты энергоблоков в широком диапазоне электрической мощности (200….1800 МВт), которые можно будет свободно размещать по условиям безопасности, а продолжительность их сооружения будет не более 3,5—4,0 лет. При формировании мощностного ряда на базе корпусных легководных реакторов проявились два направления: первое на основе традиционной конструкции ВВЭР, второе с привлечением опыта и технологии судового реакторостроения. Требования унификации и задачи улучшения экономических показателей изготовления оборудования и сооружения энергоблоков сформировали концепцию «стандартного модуля» или «стандартной петли» фиксированной мощности как для одной, так и для другой конструктивной схемы (прорабатывается проект двухпетлевого ВВЭР-600 на базе петли ВВЭР-1200; предлагается компоновка энергоблоков 70 с реакторами ВБЭР электрической мощностью 200….600 МВт на основе стандартного модуля, обеспечивающего электрическую мощность 100 МВт). 15.2. Одноконтурный кипящий реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов (ВК-М) В водоохлаждаемых реакторах ужесточение нейтронного спектра и повышение коэффициента воспроизводства могут быть достигнуты благодаря утеснению решетки твэлов и соответствующему уменьшению водотопливного отношения. Это направление легководной реакторной технологии принято называть реакторами с уменьшенным замедлением нейтронов RMWR (Reduced Moderation Water Reactor). Наиболее просто этот принцип реализуется в кипящем реакторе, где сокращение доли замедлителя достигается не только утеснением решетки твэлов, но и существенным уменьшением плотности кипящего теплоносителя. Концепция кипящего водоохлаждаемого реактора с тесной решеткой твэлов и повышенным коэффициентом воспроизводства была предложена японскими специалистами. Переход от стандартной квадратной решетки твэлов реакторов BWR к тесной треугольной решетке (расстояние между твэлами примерно 1,0….1,3 мм), введение торцевых воспроизводящих бланкетов и внутренней аксиальной воспроизводящей прослойки позволили достичь значения коэффициента воспроизводства, близкого к единице или даже превышающего ее (0,95….1,05). Ключевой физической проблемой для быстрых реакторов с натриевым и в еще большей степени с водяным теплоносителем является обеспечение отрицательного пустотного эффекта реактивности. Для ее решения авторы концепции RMWR, так же как и в натриевых быстрых реакторах, предложили использовать уплощенную активную зону. Российские специалисты вместо уплощения активной зоны предлагают специальную гетерогенную компоновку. В ней наряду с тепловыделяющими сборками (размер под ключ 225 мм) с тесной решеткой твэлов (диаметр твэла 13,5 мм, расстояние между твэлами 1,3 мм), содержащими уран-плутониевое (МОКС) топливо, имеются ТВС с уран-ториевым топливом (UO2 + Тh2), с малым (около 1 %) начальным содержанием 233U или 235U и увеличенным водотопливным отношением (диаметр твэла 12,6 мм, расстояние между твэлами 2,2 мм). Именно уран-ториевые сборки обеспечивают отрицательную составляющую эффекта реактивности при обезвоживании активной зоны. Органы системы управления и защиты в виде поглощающих стержней из карбида бора с обогащением 80 % по 10В размешаются только в кассетах с уран-ториевым топливом с более мягким нейтронным спектром и, соответственно, с большей эффективностью бора, чем кассеты с МОКСтопливом. В воспроизводящие бланкеты загружается обедненный уран (0,2 % 235 U). 71 Разработки новых тепловых схем для предлагаемого реактора не требуется, так как в данной реакторной установке используется классическая тепловая схема одноконтурного кипящего реактора с хорошо известными параметрами теплоносителя. Современный кипящий реактор типа ABWR имеет КПД около 34,5 %. 15.3. Водо-водяной реактор сверхкритического давления (ВВЭРСКД) в одноконтурном исполнении и с двухзаходной активной зоной Многие годы обсуждается и прорабатывается концепция повышения параметров легководного теплоносителя до сверхкритических. Для корпусных легководных реакторов это позволит не только увеличить термодинамическую эффективность установки, но и использовать возможности значительного уменьшения и оперативного изменения плотности воды для спектрального регулирования процесса в активной зоне с улучшением воспроизводства ядерного топлива. Ожидается, что наибольшее упрощение и удешевление конструкции реакторной установки можно получить в одноконтурном исполнении. В то же время при сверхкритических параметрах воды проблема радиационного загрязнения паротурбинного контура становится более серьезной, чем для традиционного кипящего реактора. В двухзаходном прямоточном реакторе ВВЭР-СКД теплоноситель сначала подается в периферийную зону с резонансно-тепловым спектром (состоит из 150 ТВС). Здесь плотность теплоносителя уменьшается примерно с 700 до 200 кг/м3. Перепад энтальпии в ней составляет в среднем 1300….1400 кДж/кг. Далее теплоноситель попадает в нижнюю напорную камеру, откуда, изменив направление на противоположное, поступает в центральную зону (состоит из 91 ТВС). Плотность теплоносителя, движущегося снизу вверх, в этой зоне уменьшается в среднем до 100 кг/м3 , что обеспечивает большую долю МОКС- топлива и быстрорезонансный спектр нейтронов в ней. Перепад энтальпии составляет в среднем 700….800 кДж/кг. Для создания реакторной установки со сверхкритическим давлением необходимо выполнить следующие специфические мероприятия: - разработку конструкции ТВС активной зоны с учетом проблем коррозии оболочек твэлов и существенного падения давления в пучках ТВС по высоте; - разработку и верификацию прецизионных нейтронно-физических расчетных кодов и прецизионные пространственно-временные нейтроннофизические расчеты активной зоны с подробным пространственноэнергетическим разбиением с учетом обратных связей от термогидравлики теплоносителя и термомеханики твэлов; комплекс расчетов для варианта использования в качестве топлива энергетического плутония; 72 - разработку и верификацию CFD-кодов для возможности проведения прецизионных пространственно - распределенных расчетов гидродинамики и теплообмена СКД-теплоносителя в ТВС активной зоны и в реакторе; трехмерные расчетные исследования термогидравлических процессов ТВС активной зоны и во всем реакторе с учетом особенностей конструкции внутрикорпусного устройства (ВКУ); - моделирование устойчивости РУ и ядерной энергетической установки (ЯЭУ); - моделирование аварийных процессов РУ и ЯЭУ; экспериментальную проверку аварийных систем; - разработку процедуры пуска, останова и переходов на режимы с пониженной мощностью РУ; - экспериментальные исследования и расчетные оценки радиолиза в реакторе и разработку систем отвода продуктов радиолиза из реактора; - экспериментальные исследования и расчетные оценки массопереноса и активации продуктов коррозии, а также радиационной безопасности обслуживания оборудования паропроизводящей установки; проведение комплекса экспериментально-аналитических исследований для изучения процессов коррозии оболочек твэлов и других конструкционных элементов реактора, а также разработки новых конструкционных материалов и технологии ведения водно-химического режима (ВХР); - разработку ВХР с учетом массопереноса продуктов коррозии из регенеративных подогревателей, коррозии и радиолиза в реакторе; - разработку ядерной паросиловой установки: турбогенератора, тепловой схемы, расчет теплообменного оборудования и поведения всей ЯЭУ в стационарных, переходных и аварийных режимах. Направленность научно-исследовательских работ сохраняется и для других рассмотренных вариантов реакторов со сверхкритическим давлением теплоносителя. 15.4. Двухконтурный вариант ВВЭР-СКД с однозаходной активной зоной (реактор В-670 СКДИ) Двухконтурная схема установки позволяет избежать радиационного загрязнения паротурбинного контура, а одновременное снижение температуры первичного теплоносителя существенно упрощает выбор и разработку конструкционных материалов для активной зоны реактора. Подразумевается поэтапное освоение сверхкритических параметров воды в атомной энергетике. В двухконтурной ЯЭУ В-670 СКДИ используется реактор с интегральной компоновкой активной зоны, ВКУ и парогенераторов в корпусе реакторного моноблока. 73 Температура на входе в активную зону несколько ниже псевдокритической (375 °С), на выходе из нее — несколько выше (395 °С). В реакторе реализуется естественная циркуляция теплоносителя благодаря раздвинутой топливной решетке и существенному снижению плотности теплоносителя при нагреве в активной зоне. В РУ В-670 СКДИ используется спектральный способ поддержания критичности в процессе кампании: спектр нейтронов смещается из резонансно-тепловой области в тепловую. Для этого плотность теплоносителя в течение кампании постепенно повышается, что обеспечивается снижением температуры теплоносителя в ПГ при заданной тепловой мощности реактора путем увеличения расхода питательной воды. Последнее приводит к уменьшению перегрева пара в ПГ и повышению теплоотдачи со стороны II контура. В результате температура теплоносителя на входе в активную зону и средняя температура в ней снижаются. Все ТВС активной зоны имеют одинаковую конструкцию. Материал оболочек твэлов, дистанционирующей решетки и чехла — сталь ЧС-68 или ЭП-172. Реакторная установка размещена в защитной оболочке, имеющей форму цилиндра, ограниченного сверху куполом. Диаметр оболочки около 34, высота 55 м. Внутри защитной оболочки расположен страховочный корпус, предназначенный для локализации пароводяной смеси при течи из I контура. Он является дополнительным барьером для выхода продуктов деления в окружающую среду. Расчетное давление в нем 0,55 МПа. Ожидается, что по экономическим показателям РУ В-670 должна значительно превосходить как находящиеся в эксплуатации, так и проектируемые реакторные установки, что обусловлено переходом от петлевой компоновки к интегральной. При этом реализуются следующие преимущества: - более простая схема установки и саморегулирование расхода теплоносителя через кассеты активной зоны при естественной циркуляции; - отсутствие сложного дорогостоящего оборудования; - существенное снижение массы парогенераторов; - использование страховочного корпуса при малой протяженности I контура; - снижение стоимости защитной оболочки, поскольку при наличии страховочного корпуса она должна быть рассчитана только на внешние нагрузки (при этом отпадает необходимость использовать двойную оболочку); - уменьшение расхода электроэнергии на собственные нужды; - возможность серийного производства основного оборудования; - возможность приблизить станцию к потребителю и использовать в качестве АТЭЦ благодаря высокой безопасности. 74 Поддержание в течение кампании критичности активной зоны регулированием спектра нейтронов дает возможность исключить целый класс аварий, обусловленных выбросом органов регулирования, так как в этих режимах они находятся в верхнем положении. 15.5. Пароводоохлаждаемый энергетический реактор на быстрых нейтронах ПВЭР-650 С 1977 г. в РНЦ «Курчатовский институт» совместно с ВНИИАМ и ОКБ «Гидропресс» проводилась разработка реактора с быстрорезонансным спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью в докритической области давления с закризисным паросодержанием — ПВЭР. В таком реакторе в результате использования тепла фазовых переходов (испарения влаги в активной зоне) существенно повышается энергоемкость пароводяной смеси и значительно снижается температура стальных оболочек твэлов (до 500…..550 °С в горячем пятне), а также уменьшаются общий расход теплоносителя и затраты на его циркуляцию. Температура пара на выходе из реактора составляет 360….400 °С, давление — 10….16 МПа, КПД паротурбинного цикла — 36….37 %. Путем выбора входных параметров пароводяной смеси (высокие паросодержание и массовая скорость) удается значительно снизить аксиальный градиент температуры оболочек твэлов, способствующий высыханию жидкой пленки на его поверхности. Экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в ТВС подтвердили возможность организации требуемого теплосъема пароводяной смесью с входным паро содержанием 0,35...0,60 при давлении 16 МПа. Технические решения концепции ПВЭР основаны на опыте конструирования и эксплуатации корпусных реакторов под давлением типа ВВЭР и БН. Для активной зоны (АЗ) и воспроизводящих экранов ПВЭР выбрано смешанное диоксидное топливо, совместимое с легководным теплоносителем, без акцента на расширенное воспроизводство, но с приоритетом показателей самозащищенности. Схема АЭС двухконтурная. Петлевая компоновка I контура предусматривает наличие главного циркуляционного насоса (ГЦН), парогенераторов и гидроемкостей системы аварийного охлаждения реактора в каждой петле. Оборудование I контура расположено под защитной оболочкой. Рециркуляция пара через реактор осуществляется совместной работой пародувок и ГЦН, так что приготовление смеси происходит в специальных смешивающих устройствах на входе в ТВС. Индивидуальные для каждой ТВС смесители, расположенные в нижней части АЗ, могут быть настроены различным образом, так чтобы обеспечить наиболее эффективные условия теплосъема в реакторе. До 1986 г. была выполнена серия теплогидравлических экспериментов по исследованию и обоснованию характеристик пароводяного 75 теплоносителя. Также в обоснование нейтронно-физических характеристик ПВЭР в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) были проведены эксперименты на критических стендах по моделированию различных состояний активной зоны: номинальное, без теплоносителя и состояние АЗ, залитой водой. Рассматривались варианты активных зон с диоксидным топливом. Результаты экспериментов включены в базу данных для верификации расчетных кодов. 15.6. Двухконтурная схема реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого СКД-теплоносителем (реактор ПСКД-600) Наилучшие показатели топливоиспользования могут быть достигнуты в СКД-реакторах, работающих в быстром спектре нейтронов. Переход с одноконтурной схемы реакторной установки на двухконтурную позволяет получить в I контуре паровой СКД-теплоноситель с достаточно низкой плотностью для достижения быстрого спектра нейтронов. Так, в активной зоне реактора ПСКД-600 при умеренном значении объемной энергонапряженности (160 кВт/дм ) и с более низким, чем у натриевых БР, подогревом теплоносителя (100....110 °С) средняя плотность теплоносителя не превышает 140 кг/м3. Применение конструкции ТВС с плотной решеткой твэлов позволяет обеспечить в активной зоне спектр нейтронов, близкий к спектру в реакторах типа БН. Появляется возможность реализовать режим самообеспечения топливом в замкнутом топливном цикле, используя МОКС-топливо в АЗ и оксид урана, направляемого в отвал, в торцевых и боковых бланкетах. Во II контуре ядерно-энергетической установки ПСКД-600 планируется использовать достаточно компактную паросиловую установку с СКД-турбиной. Основными принципиальными решениями, используемыми в конструкции ЯЭУ с реактором ПСКД-600, являются: - СКД/СКД-двухконтурная схема ядерно-энергетической установки с прямоточным парогенератором; паровой СКД-теплоноситель в I контуре; жесткие ограничения температур в I контуре: теплоноситель — 390/500 °С, конструкционные материалы — не выше 650 °С (с учетом факторов перегрева); - применение аустенитных и ферритно-мартенситных сталей в качестве конструкционных материалов; - сниженная, по сравнению с реактором БН, энергонапряженность в активной зоне (160 кВт/дм ); - тесная топливная решетка с относительным шагом размещения твэлов 1,12; - применение боковой и торцевых зон воспроизводства; 76 - перегрузка ТВС без их перестановок в активной зоне. Расчеты гидродинамики и теплообмена ТВС ПСКД-600 показали, что рабочие температуры оболочек твэлов находятся в диапазоне 387...575 °С. Уровень температур оболочек твэлов вследствие факторов перегрева, по первичным оценкам, не превышает 650 °С. Чехлы ТВС работают в более мягких условиях — их температура не выше 500 °С. На основе полученных расчетных данных температурных режимов максимально напряженных ТВС были выбраны следующие конструкционные материалы (как приемлемые для использования): - для оболочки твэлов — сталь аустенитного класса ЧС-68ХД; - для чехлов — ферритно-мартенситная дисперсионно-упрочненная сталь ЭП-450ДУО. Однако необходимо отметить, что имеющиеся в настоящее время жаропрочные стали и сплавы еще не могут быть с уверенностью использованы в активных зонах СКД-реакторов. Создание нового поколения слабопоглощающих конструкционных материалов для активной зоны, которые могли бы надежно работать в агрессивных условиях высоких температур и больших давлений СКД-теплоносителя в сочетании с интенсивным воздействием флюенса нейтронов, является важной и сложной задачей НИОКР. Центральным вопросом, на который необходимо ответить при рассмотрении представленных вариантов, является вопрос отнесения каждого из них к условной категории Супер-ВВЭР. Предложенное концептуальное решение формирует либо оптимальное перспективное развитие технологии корпусных водо-водяных реакторов в России на последующие 15—20 лет, либо представляет собой самостоятельную технологию энергетического реакторостроения. Анализ научно-технических и технологических проблем, которые могут быть сформулированы для каждого из предложений, позволяет оценить их с этой точки зрения. Наиболее близкими к Российским корпусным легководным реакторам в мировой атомной энергетике являются кипящие корпусные реакторы BWR. Проблемы, сдерживавшие их распространение, за прошедшие десятилетия были решены. Достоинства, обусловленные одноконтурной схемой реакторной установки, реализованы в благоприятных эксплуатационных и технико-экономических показателях. Кроме того, такие установки обладают инновационным потенциалом при достижении названных ранее целей. Основные направления инноваций связаны с естественной циркуляцией теплоносителя и ожидаемыми в связи с этим упрощением конструкции и повышением безопасности, а также с переходом на быстрый спектр нейтронов с увеличением коэффициента воспроизводства топлива до 1 и более. 77 Инициативные предложения российских специалистов направлены на реализацию разновидности корпусного кипящего реактора (основана на опыте создания корпусных ВВЭР и использовании кипящей воды в РБМК), в которой обеспечивается высокий коэффициент воспроизводства вторичного ядерного топлива вследствие перехода на жесткий спектр нейтронов. Переход в предлагаемом реакторе на быстрый спектр нейтронов требует выбора оптимального решения для бридеров. Представляется, что его поиск важен, но избыток числа оптимальных решений вреден, если сроки реализации определены жесткими временными рамками. Оптимизация бридеров имеет свои специфические критерии, и они лишь в малой степени затрагивают цели развития корпусного легководного направления. Особого внимания требует переход в легководном реакторе на сверхкритическое давление. Привлекательность этого направления проявилась, в частности, в том, что оно включено в перечень системы Генерации-4, которая предложена для международного сотрудничества. Очевидно, что при освоении этого направления необходимо решить следующие проблемы. Во-первых, требуется достаточно полное понимание термогидравлических процессов в теплоносителе. Знания, полученные при довольно широком внедрении сверхкритических параметров пара в органической энергетике, недостаточны для ответа на все вопросы, которые возникают при использовании реакторной установки. Экспертные оценки показывают, что минимальный срок получения ответов на них составляет 7—8 лет при целенаправленном обеспечении исследований. Во-вторых, необходимо создать новые конструкционные материалы активной зоны. Эта проблема сложнее первой, и для ее решения требуется не менее 15 лет. В связи с этим появилось предложение поэтапного освоения сверхкритических параметров в атомной энергетике: начать следует с двухконтурной установки с умеренными температурами теплоносителя, что облегчит выбор конструкционных материалов и приблизит сроки реализации. Существование в области сверхкритического давления узкого диапазона температуры теплоносителя, где его плотность сильно изменяется, дает потенциальную возможность оперативного изменения нейтронного спектра и обеспечения регулирования уровня воспроизводства вторичного ядерного топлива в такой системе. Однако термогидравлические проблемы работы в этой области параметров требуют специального изучения. Таким образом, переход на сверхкритическое давление в ЛВР представляет собой логичное направление их инновационного развития, но сложность и объем существующих проблем вызывают необходимость международной кооперации для их решения. Оценки времени и усилий, требуемых для их реализации, не позволяют рассматривать эти предложения как приоритетные при использовании в проекте инновационного Супер78 ВВЭР. По всем признакам это самостоятельное перспективное направление энергетического реакторостроения, требующее целенаправленных усилий и организации НИОКР. Если же ограничить профиль реактора Супер-ВВЭР инновационными рамками с оправданным использованием традиционной технологии ВВЭР, то представляется реальным следующий набор конкретных целей и задач: - возможность работы в открытом топливном цикле с коэффициентом воспроизводства 0,80….0,85 и расходом природного урана на выработку электрической мощности 130….135 т/ГВт в год; - повышение термического КПД путем оптимизации конструкции парогенератора и максимального повышения параметров пара; - уменьшение (насколько это возможно) количества поглотителей в активной зоне в процессе выгорания; - индустриальное производство модулей энергоблока и сокращение продолжительности сооружения до 3,5—4,0 лет; - обеспечение эксплуатационных возможностей (маневрирование, топливные циклы до 24 мес) и КИУМ более 90 %; - широкий диапазон электрической мощности — 500...1800 МВт; - свободное размещение энергоблоков по условиям безопасности. Снижение расхода природного урана до 130...135 т/ГВт в год возможно в результате перехода к частично замкнутому топливному циклу с использованием МОКС-топлива. Для современной конструкции ТВС при глубоких выгораниях топлива коэффициент воспроизводства составляет 0,35....0,49, при не очень глубоких выгораниях и тесной топливной решетке он достигает значения 0,8. В перспективном реакторе следует реализовать давно существующую идею регулирования спектра нейтронов в процессе эксплуатации, что повышает воспроизводство ядерного горючего и улучшает использование топлива. Это возможно при изменении водоуранового отношения с помощью вытеснителей (нейтральные композиции, воспроизводящий плутоний, естественный и обедненный уран, торий) и использовании системы подвижных кассет (опробовано в установках ВВЭР-440). Одновременно необходимо совершенствовать топливо и обеспечить его работоспособность при высоких значениях выгорания (до 80 МВт сут/кг U). В системе замкнутого топливного цикла при наличии эффективных бридеров реактор ВВЭР можно использовать как дожигатель при невысоких темпах развития атомной энергетики. При разработке инновационного проекта ВВЭР необходимо решить текущую задачу: обеспечить высокий коэффициент воспроизводства или глубокое выжигание делящихся изотопов. Стремление накопить больше делящихся изотопов значительно ухудшает показатели текущей кампании по выработке энергии. И наоборот, высокие 79 показатели энерговыработки в текущей кампании возможны при дожигании делящихся изотопов и малом коэффициенте воспроизводства. Совершенствование топлива должно заключаться не только в повышении обогащения диоксидного топлива выше 5 %, но и в создании инертных топливных матриц, а также керметного и ториевого топлива. В будущем для замыкания топливного цикла в проектах необходимо предусмотреть технологию транспортно-технологических операций с учетом радиоактивности свежего топлива. При разработке проекта Супер-ВВЭР предлагается сосредоточиться на двух направлениях: - эволюционное развитие с модернизацией традиционной технологии ВВЭР; - инновационное развитие с переходом на сверхкритические параметры теплоносителя. Основным содержанием работ по корпусным легководным системам следующего поколения должно быть выполнение базовых НИОКР, которые для эволюционного направления позволят сформировать технические предложения по проекту АЗ, РУ и АЭС. Для инновационного направления необходимо обеспечить изучение обобщенных базовых проблем создания ВВЭР-СКД, выбор конструктивно-проектного облика ядерной пароперегревательной установки и создание научно-технического задела для перехода к конкретному проектированию. Проводимые параллельно вариантные конструктивные проработки в основном должны выявлять приоритетные исследования и направления. 16. Реакторы малой и средней мощности Хотя в атомной отрасли традиционно ставилась задача достижения экономии за счет масштаба, сооружение реакторов малой и средней мощности (РМСМ) продолжается. «Малой» называется мощность менее 300 МВт (эл.). «Средней» называется мощность от 300 МВт (эл.) до 700 МВт (эл.). На сегодняшний день одним из перспективных направлений является применение принципа интегральности и модульности, который технологически и концептуально позволяет создать компактную конструкцию блока малой и средней мощности, реализовать свойство внутренне присущей безопасности, упростить управление и обслуживание, и, как следствие, уменьшить капитальные затраты на строительство и стоимость отпускаемой энергии [15]. В сложившихся условиях АЭС малой и средней (локальной) мощности могут и должны стать основой создания децентрализованных систем энергообеспечения. Особенно это касается всех малоосвоенных и изолированных от единой энергосистемы регионов России и мира, таких как 80 Север, Дальний Восток, Центрально-Азиатская часть, пустыни, океанические острова и, как это ни парадоксально, сверхзаселенные мегаполисы, а так же Министерства обороны. АЭС локальной мощности могут стать основой для обеспечения тепловой и электрической энергией ЖКХ, переработки угля и тяжелых нефтей, производства на месте синтетических топлив; пищевых и сельскохозяйственных продуктов; добычи и обогащения руд цветных металлов, опреснения морской воды с безотходной переработкой рассолов и еще многих других производственных процессов. Современный уровень проектирования и конструирования АЭС локальной мощности позволяет на имеющейся и лицензированной элементной базе создать «веер решений» по конструкции АЭС для удовлетворения широкого спектра соответствующих потребностей пользователя. Для региональной энергетики в таких АЭС важен именно не высокий уровень начальных вложений, а сокращение сроков инвестирования и, соответственно, меньший финансовый риск, что сделает их финансово эффективными (снижается чисто затратный период и срок начала окупаемости) и привлекательными для широкого круга инвесторов. За счет массовости, серийности заводского изготовления и сокращения сроков строительства этих АЭС возрастает их надежность, безопасность и конкурентоспособность. Создание и внедрение атомных станций локальной мощности с приемлемой экономичностью позволит сделать ядерный выбор, как при создании новых генерирующих мощностей, так и при реновации устаревших и изношенных энергоисточников. В декларативном виде, состояние проектной базы малой и средней атомной энергетики (мощность от 200 КВт до 640 МВт эл.) является на настоящий момент весьма перспективным. Есть многочисленные проектные заделы на второе и третье десятилетия XXI в. при одновременном наличии готовых проектов. Например, в России: ВВЭР 640, ВВЭР-500, ВВЭР-300, ВБЭР-300, ВК-300, СВБР-100, ГТ- МГР, KLT-40C, ПАТЭС, «Елена», «Рута», в Китае: HTR-10, в Японии: 4S, Rapid-L, в США: PBMR и HTGR и др. [4,5]. Внимательный анализ ситуации с ядерными реакторами малой и средней мощности показывает одно - во всем мире сегодня началась гонка в этой области за обладание «призом лидера». В частности, в США малые АЭС сегодня рассматриваются вполне конкурентоспособными с энергоустановками на углеводородах и заявлено о скором начале строительства 7 реакторов для одного из регионов США. Специфика АЭС локальной мощности, расположенной в изолированных от единой энергетической системы регионах, накладывает свои уникальные требования на конструктивное устройство реактора и станции в целом: 81 - радиационная безопасность АЭС должна на детерминистском уровне исключать существенный выход радиоактивности, как при номинальных условиях эксплуатации, так и при тяжелых авариях, включая землетрясения, разрушение основного оборудования и корпуса реактора, выход из строя системы управления и защиты, полное обесточивание станции, диверсии и террористические акты; - реакторная установка должна работать в режиме потребителя; необходимо предусмотреть минимизацию весогабаритных характеристик и возможность блочной поставки на площадку АЭС оборудования с максимальной степенью заводской готовности; - продолжительностью кампании между полными перегрузки топлива 10 и более лет, продолжительность кампании должна быть кратной и сравнимой со сроком службы основного оборудования (например, корпуса реактора); - КИУМ не менее 95%; - минимальное количество постоянного персонала АЭС; - перегрузка топлива и регламентные работы проводятся силами сторонних специализированных организаций; - отсутствие необходимости хранения топлива на площадке АЭС; - спутниковый мониторинг состояния АЭС; - технологическая схема АЭС должна предусматривать отбор тепла на бытовые (ЖКХ) и/или производственные нужды; - расположение АЭС должно быть в непосредственной близости от потребителя тепловой и электрической энергии. Охранная зона – минимальна; - показатели экологической чистоты АЭС должны быть не хуже аналогичных показателей станций, работающих на органическом топливе; - установка должна удовлетворять требованиям нераспространения ядерных материалов. Должны быть предусмотрены меры, препятствующие несанкционированному доступу к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке АЭС и транспортировки, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ; - оборудование реакторной установки должно быть транспортабельно любым наземным и водным видом транспорта. Для АЭС локальной мощности необходимы новые технические решения, с помощью которых можно создать реакторную установку, удовлетворяющую всем поставленным требованиям. Твэл Радикальное улучшение основных технико-экономических показателей энергоблоков АЭС с корпусными водоохлаждаемыми реакторами связано с использованием микротопливных элементов - микротвэлов - (МТЭ) (рис 16.1.), непосредственно охлаждаемых легководным теплоносителем 82 замедлителем. МТЭ представляет собой топливный керн, покрытый несколькими слоями защитных керамических покрытий. Рис. 16.1. Конструкция микротопливного эленмента: а) конструктивное устройство МТЭ, предназначенного для эксплуатации в ЛВР, и, для сравнения: б) МТЭ ВТГР, в) твэл ВВЭР. В России и за рубежом накоплен положительный опыт изготовления МТЭ, имеется большое количество данных по реакторным испытаниям топлива на основе диоксида урана, выходу продуктов деления из микротоплива, шаровых твэлов и топливных компактов, разработаны расчетные коды напряженно деформированного состояния МТЭ в условиях эксплуатации высокотемпературных гелиевых реакторов. Мотивацией для применения микротвэлов в ЛВР является возможность создания реактора с реальной внутренне присущей безопасностью, т.е. безопасностью на детерминистском уровне, при котором исключается существенный выход продуктов деления в любых тяжелых авариях, включая разрушение корпуса, введение большой положительной реактивности и действия террористов. Эта уверенность основывается на таких уникальных свойствах МТЭ, как: - увеличенная в ~10 раз теплоотдающая поверхность МТЭ обеспечивает малые тепловые потоки в засыпке МТЭ и исключает возможность возникновения кризисов теплообмена первого и второго рода, а 83 также облегчает отвод остаточного тепловыделения за счет естественной циркуляции и делает невозможным расплавление активной зоны и образование кориума; - температура топлива не превышает температуру теплоносителя более чем на 20-40 °С; - весьма малое время передачи тепла от топлива к теплоносителю (время теплового запаздывания), что позволяет за счет нагрева и испарения теплоносителя скомпенсировать любую вводимую в активную зону положительную реактивность (быстродействующая и эффективная отрицательная обратная связь по плотности теплоносителя); - при аварийных ситуациях исключается пароциркониевая реакция с выделением дополнительного тепла и образованием взрывоопасного водорода; - низкая запасенная тепловая энергия в МТЭ облегчает начальные условия протекания процесса разогрева активной зоны при возникновении аварийной ситуации с потерей теплоносителя; - существенное упрощение работы реакторной установки в маневренном режиме из-за малой тепловой инерционности засыпки МТЭ в тепловыделяющей сборке (ТВС); - конструкция МТЭ обеспечивает удержание практически всех радиоактивных продуктов деления и самого топлива в пределах активной зоны, в том числе и при аварийных ситуациях, вплоть до предельных температур; - конструктивное устройство МТЭ позволяет обеспечить расчетную глубину выгорания топлива в 2-3 раза выше, чем в стержневых твэлах (до 10 и более процентов ФИМА), при более высоком начальном обогащении; - открывается принципиально новая возможность осуществления периодической или непрерывной перегрузки МТЭ для выравнивания и увеличения глубины выгорания топлива, а также существенного увеличения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). Реактор Принципиальная конструктивная схема реактора и тепловыделяющей сборки (ТВС) (рис. 16.2.): 84 Рис. 16.2. Принципиальная конструктивная схема системы охлаждения кипящего реактора Питательная вода по двум трубопроводам подается в корпус ректора, проходит через струйные насосы, смешивается с конденсатом после сепарационных устройств, опускается в зазоре между корпусом и внутрикорпусной шахтой и поступает на вход активной зоны. Пройдя через активную зону, частично перегретый теплоноситель с паросодержанием 1215% поступает в двухступенчатые сепарационные устройства, размещенные в блоке защитных труб, после чего пар с влажностью не более 0,5 % по трубопроводам направляется на турбину, а конденсат на вход струйных насосов. Перезагрузка топлива 85 Вариант с непрерывной перегрузкой МТЭ основан на использовании в максимальной степени уникальных свойств МТЭ и иллюстрируется конструктивной схемой реактора (рис. 16.3.). Рис. 16.3. Конструктивная схема реактора с перегрузкой без вскрытия крышки корпуса 1- корпус, 2- ТВС, 3-выгородка, 4- струйный насос, 5- направляющая труба кластера, 6- защитная труба штанги привода СУЗ, 7- шахта, 8- блок защитных труб, 9- устройство от захвата пара, 10- сепаратор 1-ой ступени, 11- сепаратор 2-ой ступени, 12- доосушитель, 13- крышка, 14- привод СУЗ, 15- емкость «свежих» МТЭ, 16- приварная заглушка,17- патрубок загрузки «свежих» МТЭ, 18- верхний блок, 19- шаропровод, 20- шарозапорная арматура, 21- внутрикорпусное хранилище облученных МТЭ, 22- штанга привода шарозапорного устройства, 23- электропривод штанги 24биозащита, 25- устройство для перегрузки внутрикорпусных хранилищ. 86 Реализация этого варианта позволяет использовать совершенно неприемлемые для традиционных стержневых твэлов методы перегрузки топлива, а именно периодическую или полную перегрузку топлива без вскрытия крышки реактора при работе на частичной мощности. Таким образом, возможно обеспечить продолжительность кампании между полными перегрузками топлива ~ 25 лет. 16.1. Реакторные установки ВБЭР - технологическая база создания энергоблоков региональных атомных станций В России разработан ряд атомных паропроизводящих установок (ППУ) типа ВБЭР (водяной блочный энергетический реактор), единичная мощность которых соответствует спектру существующих и ожидаемых в среднесрочной перспективе потребностей в энергоблоках региональной энергетики. Проектная концепция этих установок основана на сочетании технологий и опыта создания и эксплуатации судовых ППУ с освоенными в обычной атомной энергетике решениями по системам безопасности и ядерному топливу. Реакторные установки данного типа разрабатываются как перспективный энергоисточник для создания региональных АЭС и АТЭЦ с уменьшенными сроками сооружения и конкурентными экономическими показателями, достигаемыми в результате перехода к индустриальным методам серийного производства и сооружения атомных станций с привлечением производственного потенциала Российских предприятий атомного судостроения [16]. 16.1.1. Проектные решения по энергоблоку ВБЭР За основу проекта ВБЭР принята компактная блочная конструкция атомной ППУ, отработанная и проверенная в эксплуатации на кораблях ВМФ и атомных ледоколах. Отметим, что всего в России было создано и эксплуатировалось более 300 ППУ блочного типа, суммарная безаварийная наработка которых в настоящее время превышает 6500 реакторо-лет. Проект предполагает использование освоенных в атомном судостроении технологий монтажа, ремонта и замены оборудования, а также систем и средств диагностики его состояния в процессе эксплуатации. Более высокая по сравнению с судовыми прототипами тепловая мощность ВБЭР достигается путем соответствующего масштабирования компонентов при сохранении облика транспортной ППУ и базовых конструкторских решений по реакторному блоку, к которым относятся (рис. 16.1.): - блочная компоновка - реактор, парогенераторы и главные циркуляционные насосы соединяются между собой при помощи коротких силовых патрубков; - петлевая схема первого контура; - прямоточный модульный парогенератор змеевикового типа; 87 - активная зона пониженной энергонапряженности с освоенным на АЭС топливом. Рис. 16.1. Реакторный блок ВБЭР-300: 1- реактор; 2- активная зона; 3парогенератор (4 шт.); 4- приводы системы управления и защиты реактора; 5главный циркуляционный насос (4 шт.) Мощность основного четырехпетлевого варианта реакторной установки и энергоблока на ее основе выбрана в диапазоне типичных мощностей действующих и перспективных блоков региональных конденсационных электростанций и ТЭЦ: при тепловой мощности реактора 930 МВт в конденсационном режиме обеспечивается электрическая мощность до 335 МВт, в теплофикационном - около 230 МВт (э) и 460 Гкал/ч тепла. Трехи пятипетлевая модификации ППУ позволяют создать мощностной ряд энергоблоков единичной мощностью (в конденсационном режиме) от 250 до 420 МВт (э) соответственно (рис. 16.2.). 88 а) б) в) Рис. 16.2. Базовый - четырехпетлевой (а), трехпетлевой (б) и пятипетлевой (в) варианты компоновки РУ ВБЭР Основные технические характеристики «линейки» проектов ВБЭР представлены в таблице 16.1. Во всех модификациях ППУ используются аналогичные технические решения по основному оборудованию - парогенераторам, главным циркуляционным насосам, блоку корпусов реактора. Проектная унификация позволяет минимизировать затраты на НИОКР, а в дальнейшем - на сооружение и эксплуатацию всего ряда реакторных установок. Таблица 16.1. Мощностной ряд реакторных установок ВБЭР Характеристика Количество циркуляционных петель 3 250 Максимальная электрическая мощность на клеммах генератора, МВт Тепловая мощность, 694 МВт КПД турбоустановки, брутто, % Топливный цикл 4x2 года (число перегрузок Топлива х интервал между перегрузками) Проектный срок службы 4 335 5 420 930 1167 36,1 3x2 года (или 4x1,5 года) 3x2 года (или 4x1,5 года) до 60 лет Архитектурно-компоновочное решение энергоблока АЭС (генпроектант ОАО «Нижегородская инжиниринговая компания «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ») предусматривает размещение ППУ с обслуживающими системами, бассейном выдержки отработавшего ядерного топлива и оборудованием обращения с топливом в двойной герметичной защитной оболочке - внутренней металлической и внешней железобетонной (рис. 16.3.). Внутренняя оболочка диаметром 28 м рассчитана на аварийное давление 0,5 МПа, наружная - из монолитного железобетона рассчитана на 89 экстремальные внешние воздействия, включая падение самолета или его фрагмента массой 20 т. Рис. 16.3. Реакторное отделение энергоблока ВБЭР-300: 1- внешняя железобетонная защитная оболочка; 2- внутренняя металлическая защитная оболочка Предусмотренные в проекте решения по исключению неконтролируемых протечек теплоносителя, а также аварий с осушением активной зоны и плавлением топлива, эффективные системы безопасности (рис. 16.4.), в том числе «пассивного» принципа действия, надежно обеспечивают высокий уровень радиационно-экологической безопасности станции. По этому показателю энергоблоки ВБЭР соответствуют требованиям к атомным станциям теплоснабжения, что позволяет размещать их вблизи крупных городов. Радиационные последствия любых аварий незначительны по сравнению с естественным радиационным фоном и ограничиваются площадкой станции. Санитарно-защитная зона станции совпадает с периметром промплощадки, имеющей размер 500х500м (рис. 16.5.). 90 Рис. 16.4. Принципиальная схема АТЭЦ с реакторной установки ВБЭР300: 1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - система очистки и расхолаживания; 4 пассивная система аварийного расхолаживания; 5 - гидроаккумуляторы системы аварийного охлаждения активной зоны; 6 - защитная оболочка; 7 турбогенераторная установка; 8 - теплообменник сетевой воды Рис. 16.5. Радиационная безопасность АС с РУ ВБЭР 300 Экологическое преимущество атомных станций состоит в том, что технологический цикл производства энергии в них представляет собой 91 замкнутую систему, не требующую потребления атмосферного кислорода и не выделяющую в окружающую среду никаких химических соединений. Выбросы радиоактивных веществ, строго регламентируемые санитарными нормами, ограничены очень малыми величинами, не представляющими опасности для здоровья людей, и тщательно контролируются в процессе работы станции. Органически присущая судовым ППУ компактность позволяет существенно уменьшить строительные объемы и капитальную стоимость сооружения реакторного отделения по сравнению с основным энергоблоком российской атомной энергетики ВВЭР-1000. Это сокращает разницу по удельным затратам, обусловленную меньшей единичной мощностью энергоблока ВБЭР-300. По сравнению с энергоблоками большой единичной мощности АЭС с ВБЭР-300 характеризуются меньшими потребными инвестициями, более короткими сроками сооружения и ввода в эксплуатацию, что позволяет уменьшить финансовые риски инвестирования строительства. Дополнительное снижение стоимости и сроков строительства энергоблоков типа ВБЭР может быть достигнуто при внедрении модульного принципа поставки оборудования и строительных конструкций в виде готовых блоков заводского изготовления. Переход к серийному изготовлению оборудования, как ожидается, позволит уменьшить стоимость ППУ на величину до 30-35%, а энергоблока в целом - на 20-25%. По глубине выполненных проектных работ и опыту создания аналогичных ППУ данный проект не требует масштабных НИР, что является одним из факторов снижения затрат времени и средств на его реализацию. Двухблочная АЭС с РУ ВБЭР-300 обеспечивает производство до 670 МВт электроэнергии в конденсационном режиме, что соответствует потребностям города с населением около 300 тыс. человек. Применение таких АЭС позволит энергодефицитным регионам существенно уменьшить затраты на закупки органического топлива, повысить системную надежность энергоснабжения, реально ограничить рост тарифов на электрическую и тепловую энергию, отпускаемую населению и промышленным предприятиям. Одновременно создаются условия для радикального сокращения вредных выбросов действующими объектами теплоэнергетики в крупных городах. Интегральный эффект использования таких энергоисточников - крупномасштабная экономия природного газа в сфере теплофикации и теплоснабжения крупных городов. Так одна двухблочная АС с реакторными установками типа ВБЭР-300 обеспечит вытеснение из топливного баланса региона около 1,5 млрд м3 природного газа в год при проектном сроке службы такой станции 60 лет. 16.2. Разработка атомных микро-реакторов 92 В США большое внимание уделяется разработке ядерных микрореакторов. В конце 2008 г. представители лаборатории в Лос-Аламосе сообщили о появлении на рынке в течение пяти ближайших лет разработанных в лаборатории атомных реакторов размером с небольшую садовую беседку. Мощность этих реакторов позволит удовлетворять потребности в электроэнергии 20 тыс. домов. Преимущества реакторов заключаются в их поставке фирмой-изготовителем в герметичном виде, отсутствии движущихся деталей, а также использовании топлива, которое не может применяться в военных целях. Отсутствие движущихся деталей исключает возможность возникновения аварии типа чернобыльской. Лицензию на выпуск новых реакторов приобрела компания «Hyperion», которая намеревается приступить к их массовому производству. Главная цель компании заключается в получении электроэнергии по себестоимости 10 ц. за 1 кВт-ч в любой стране. Цена реактора составит примерно 25 млн. дол. Компания «Hyperion» уже получила более 100 твердых заказов на новые реакторы (срок их ожидания составляет шесть лет), преимущественно от нефтяных и электроэнергетических фирм. Кроме того, новые реакторы предполагается поставлять в развивающиеся страны и в отдаленные районы. Первый заказ поступил от чешской фирмы «TES», которая специализируется на сооружении систем водоснабжения и энергетических объектов. Заказ включает поставку шести реакторов и опцион еще на 12 реакторов. Обсуждается возможность поставки реакторов в Панаму, а также на Каймановы и Багамские острова. В ближайшей перспективе компания «Hyperion» намеревается ввести в эксплуатацию три предприятия для массового выпуска новых реакторов (примерно по 4 тыс. ежегодно). Доставку реакторов покупателям предполагается осуществлять на грузовиках, диаметр реактора - несколько метров, а смена топливных стержней требуется через каждые 7-10 лет. Реакторы базируются на технологии, использовавшейся в атомной энергетике примерно 50 лет, что обеспечивает их высокую надежность. Разработка атомных микро-реакторов активно ведется и в других странах. Так, компания «Toshiba» проводила испытания реактора мощностью 200 кВт (его размеры - 6х2 м). Реактор предназначается для покрытия потребностей в электроэнергии для меньшего числа домов, чем реакторы «Hyperion»), но в течение более продолжительного срока [17]. 17. Планы строительства объектов атомной энергетики в мире до Фокусимы Согласно долгосрочному прогнозу «WNA», в XXI в. можно было ожидать значительного роста установленных мощностей АЭС. В течение 93 указанного периода к числу наиболее важных изменений в отрасли относилось значительное сокращение доли ведущих стран, на которые приходились почти все установленные мощности АЭС. Все страны, развивающие атомную энергетику или предполагающие приступить к созданию этой отрасли в перспективе (в том числе отдаленной), «WNA» подразделяет на четыре группы (табл. 17.1.). К первой относятся страны (как ведущие, так и небольшие), уже располагающие высокоразвитой атомной энергетикой. Вторая группа объединяет сравнительно небольшое число стран, в которых уровень развития этой отрасли является более низким, но осуществляющих амбициозные программы в атомной энергетике. В третью группу входят страны, разрабатывающие программы развития атомной энергетики. Наконец, в четвертую - страны (в том числе развивающиеся), которые в долгосрочной перспективе, с точки зрения экспертов, являются наиболее вероятными потенциальными кандидатами для создания национальной атомной энергетики. Таблица 17.1. Долгосрочный прогноз развития мировой атомной энергетики по странам и группам стран характеризовался следующими данными (пессимистическая оценка, в скобках – оптимистическая; ГВт установленных мощностей) Всего I группа Беларусь Бельгия Болгария Бразилия Великобритания Венгрия Нидерланды Индия Испания Канада КНР Респ. Корея и КНДР Латвия, Литва Эстония Россия Румыния Словакия Словения США 2008 г. 367 363 6 2 2 11 2 1 4 7 13 9 18 1 2030 г. 602(1339) 531(1001) 2(5) 6(8) 4(7) 10(30) 20(30) 4(5) 1(5) 20(70) 8(20) 20(30) 50(200) 25(50) 4(6) 2060 г. 1140(3538) 887(2538) 5(8) 8(10) 5(7) 40(100) 30(80) 4(8) 7(20) 60(350) 20(50) 25(40) 150(750) 45(80) 5(8) 2100 г. 2062(11046) 1627(8443) 5(10) 8(22) 5(7) 70(330) 40(140) 5(12) 10(35) 200(2750) 25(60) 30(85) 500(2800) 70(145) 5(8) 22 1 2 1 99 45(80) 4(10) 3(4) 1(1) 120(180) 75(180) 5(20) 4(5) 1(2) 150(400) 100(200) 10(25) 5(7) 1(2) 250(1200) 94 Финляндия Франция ФРГ Швейцария Швеция Украина Япония II группа Аргентина Армения Иран Мексика Пакистан ЮАР III группа АРЕ Вьетнам Индонезия Казахстан Страны Персидского залива Нигерия Польша Турция IV группа Австралия Австрия Албания Алжир Бангладеш Венесуэла Греция Дания Израиль Иордания Ирак Ирландия Италия Кения Малайзия и Сингапур Марокко Н. Зеландия Норвегия 3 63 20 3 9 13 48 4 1 1 2 - 5(7) 65(75) 20(50) 4(6) 10(15) 20(30) 55(70) 28(86) 4(11) 1(0) 3(10) 2(20) 10(20) 8(25) 30(112) 3(10) 2(4) 2(6) -(2) 8(10) 80(110) 40(80) 5(10) 10(18) 20(40) 80(140) 64(251) 5(30) 1(1) 5(30) 3(75) 20(65) 30(50) 78(300) 6(40) 4(30) 3(35) 3(5) 8(11) 80(130) 80(175) 5(11) 10(18) 20(45) 80(200) 102(694) 10(90) 2(4) 10(140) 20(225) 30(180) 30(55) 126(910) 10(90) 6(120) 5(175) 5(20) - 12(50 30(80) 40(175) - 2(15) 4(10) 5(15) 13(140) -(10) -(3) -(2) -(5) -(10) -(3) -(2) -(2) -(3) 3(7) -(2) -(5) 7(20) -(2) -(10) -(5) -(2) -(2) 10(40) 12(40) 10(50) 111(429) 15(25) 2(5) 1(4) 2(15) 5(40) 4(25) 2(5) 2(4) 2(5) 3(8) 5(15) 2(5) 10(40) 2(8) 5(15) 2(15) 2(5) 2(5) 20(120) 20(50) 20(160) 207(999) 20(60) 4(7) 2(5) 5(40) 20(90) 8(60) 2(5) 2(7) 3(20) 5(12) 6(60) 3(10) 25(70) 4(24) 5(30) 5(40) 3(8) 3(10) 95 Португалия Сербия Сирия Таиланд Филиппины Прочие страны - -(5) -(2) -(3) 2(10) 1(10) -(8) 5(10) 5(8) 2(7) 10(40) 10(60) 4(40) 5(14) 5(14) 5(25) 15(50) 20(95) 20(200) По мнению «WNA», наиболее благоприятные перспективы развития атомной энергетики существовали в странах Азии, прежде всего в Японии, КНР, Республике Корея и Индии. В 2009 г. в странах региона насчитывалось более 110 действующих энергоблоков АЭС, более 20 строящихся энергоблоков и 150 запланированных к строительству энергоблоков. Кроме того, прочной базой для проведения широких НИОКР в атомной энергетике стран Азии являются 56 исследовательских реакторов [18]. После двух лет небольшого снижения общемировая мощность АЭС сначала возросла на 4 ГВт (эл.) в 2010 году до 375 гигаватт (ГВт (эл.)), а атем сократилась в 2011 году до 368 ГВт (эл.) после аварии на АЭС «Фукусимадайити». В 2010 году к энергосети были подключены 5 новых реакторов, а 1 реактор был окончательно выведен из эксплуатации. В 2011 году были подключены 7 новых реакторов, а 13 реакторов были окончательно выведены из эксплуатации. Из этих 13 случаев вывода из эксплуатации 12 произошли непосредственно из-за аварии на АЭС «Фукусима-дайити». Число новых реакторов, сооружение которых началось, в 2010 году возросло седьмой год подряд до 16, но в 2011 году сократилось до 4. Предполагается, что в общемировом масштабе авария замедлит развитие ядерной энергетики, но не обратит его вспять. Согласно обновленному низкому прогнозу Агентства от 2011 года общемировая мощность АЭС возрастет с 370 ГВт (эл.) на сегодняшний день до 501 ГВт (эл.) в 2030 году, что ниже на 8% по сравнению с прогнозом 2010 года. Согласно обновленному высокому прогнозу эта мощность возрастает до 746 ГВт (эл.) в 2030 году, что на 7% ниже прогноза 2010 года [2]. 18. Отличия Фукусимы от Чернобыля Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 г. в значительной степени подорвала доверие к атомной энергетике. Однако ценой значительных усилий кризис недоверия был преодалён, и в мировой энергетике в первом 10-летии XXI века наступил «атомный ренессанс». И тут произошла новая трагедия, на этот раз на АЭС «Фукусима-1» в Японии. Только две аварии на атомных станциях в мире были квалифицированы по самому высокому, седьмому уровню опасности - это авария на Чернобыльской атомной станции, и авария на атомной станции в Фукусиме, произошедшая в марте 2011 г. [19] 96 Сравнительная таблица (табл 18.1.) дает возможность лучше представить масштабы трагедии, которой подверглась народы двух стран. Таблица 18.1 Сравнение аварий на АЭС в Чернобыле и Фукусиме Чернобыльская АЭС Фукусима Даичи АЭС Дата аварии 26 апреля 1986 Что случилось Неожиданный скачок напряжения в сети во время испытаний системы вызвал разрушение реактора, что привело к ряду взрывов. Интенсивный пожар бушевал 10 дней. Уровень опасности Самый высокий 7 уровень масштабная авария Количество реакторов 4, но только один был разрушен во время аварии 11 марта 2011 Землетрясение мощностью в 9 баллов и созданное им цунами повредили систему энергообеспечения АЭС вызвали отказ системы охлаждения. Впоследствии произошел ряд взрывов пара. Самый высокий 7 уровень масштабная авария 6, но только 3 были повреждены, разрушениях также затронули бассейны с отработанным топливом Кипящие реакторы (реакторы на водном замедлителе). Японские власти настаивают, что, в отличие от аварии на ЧАЭС, во время аварии на Фукусиме защитные оболочки реакторов остались неразрушенными. Кроме того, в отличие от Чернобыля, на Фукусиме не было легковоспламеняющихся графитовых стержней. 370 тысяч терабеккерелей - Графитно-водные реакторы (реакторы с графитной замедлителем). Графит обусловливал легковоспламеняемость всей Тип реакторов системы. Реактор также не имел защитной оболочки, а следовательно, ничего не мешало выбросам радиоактивных обломков в воздух. Утечка радиации 5,2 миллиона терабеккерелей Согласно оценкам ООН, загрязненной является территория на расстоянии до 500 километров Пораженная от АЭС, однако признаки территория поражения были на растениях и животных, находящихся и на большем расстоянии. Зона эвакуации Количество Повышенный уровень радиации наблюдался на расстоянии в 60 километров северо-западнее АЭС и в 40 километрах на юг и запад. 20 км, 20-30 км - зона добровольной 30 км эвакуации. 5 сел за пределами этих зон также были эвакуированы. В 1986 власти эвакуировали 115 Десятки тысяч 97 эвакуированных тысяч человек с территорий, прилегающих к АЭС. Всего после аварии в Беларуси, Украине и России были переселены 220 тысяч человек. В докладе 2008 года ООН сообщила о 64 подтвержденных смертельных случаях из-за Жертвы аварии радиации. Однако споры относительно окончательного числа жертв аварии продолжаются и поныне. Среди жителей Беларуси, Украины и России до 2005 года было зафиксировано более 6 Долгосрочные тысяч случаев рака щитовидной негативные железы среди детей и взрослых, последствия для подвергшихся облучению в здоровья результате аварии. Ожидается, что в ближайшие десятилетия количество таких случаев будет расти. Текущее состояние Поврежденный четвертый реактор сейчас накрыт защитным саркофагом. Строительство нового укрытия должно быть завершено к 2014 году. Пока не зафиксировано смертей, связанных с утечкой радиации. Пока неизвестны, но считается, что риски для здоровья человека являются невысокими. Инженеры подготовили станцию к "холодной остановке", что является ключевым этапом в последующем контроле за АЭС. Однако для полного демонтажа АЭС нужны десятилетия. По материалам Агентства по ядерной безопасности, правительства Японии, Научного комитета ООН по влиянию атомной радиации. 19. Реакция мировой ядерной энергетики после землетрясения в Японии Сильнейшее землетрясение у северных берегов Японии нанесло значительный удар по всей ядерной энергетике. Страхи относительно использования ядерной энергии из-за аварий на АЭС «Три Майл Айленд» и Чернобыльской АЭС, для преодоления которых потребовалось немало времени, вновь распространяются по планете. Тем не менее, по мнению лидеров многих стран мира, ядерная энергетика продолжит оставаться важной составной частью глобального энергетического развития [20]. Россия заявила, что трагические события в Японии не повлияют на российские планы развития собственной ядерной энергетики. Было поручено Росатому, Минприроды и Минэнерго провести анализ состояния атомной 98 отрасли, планов, перспектив её развития и в месячный срок представить результаты в Правительство. В Республике Беларусь подписали Межправительственное соглашение с Россией о строительстве АЭС. Проект АЭС, который планируется реализовать в Белоруссии, является проектом самого последнего поколения и уровень защищённости очень высокий, несмотря на то, что Белоруссия не находится в такой сейсмической зоне, как Япония. Белорусская АЭС будет состоять из двух энергоблоков мощностью 1200 МВт каждый. Первый энергоблок планируется пустить в 2017 г., второй – годом позже. Во Франции, где около 80% электроэнергии вырабатывается на АЭС, вопрос об отказе от ядерной энергетики вообще не стоит. Французская ядерная компания AREVA, экспортная стратегия которой подвергалась ранее критике за слишком дорогую стоимость, подчёркивает сейчас, что высокая цена объясняется другим уровнем безопасности. В Германии заявили, что на три месяца остановят атомные электростанции, построенные до 1980 г., для проверки стандартов безопасности. Германия призывает к введению единых стандартов безопасности для всех европейских АЭС и намерена обсуждать этот вопрос в Совете Европы. В Великобритании призвали не торопиться с выводами, т.к. у них нет реакторов той же модели, что и на «Фукусиме», и англичане не находятся в сейсмически активной зоне. Швеция не собирается возвращаться к политике свёртывания ядерной энергетики, и принятое положение о замене существующих ядерных реакторов на новые модели остается в силе. Швейцария приостановила разрешительные процедуры, ведущиеся по трём новым энергоблокам, которые планировалось построить для замены существующих (с 2019 г. некоторые из пяти энергоблоков выводятся из эксплуатации в связи с истечением срока). Проводится проверка безопасности на всех действующих АЭС для выработки новых, более жёстких норм безопасности, особенно, что касается систем охлаждения и случаев землетрясения. Правительство Италии считает, что стране необходимо время для обдумывания планов по перезапуску ядерной программы (кабинет министров одобрил ядерный закон, призванный вернуть стране ядерную энергетику, от которой Италия отказалась в 1986 г.). К 2020 г. планировалось построить четыре энергоблока с реакторами EPR-1600. Кабинет министров Испании поручил Совету по ядерной безопасности проверить все системы действующих АЭС. В Испании не хотят при решениях об использовании ядерной энергетики исходить из происшествий особого рода. 99 Финляндия дополнительно изучит безопасность новых ядерных энергоблоков, разрешение на строительство которых правительство выдало весной 2010 г. Выданные разрешения правительства отменить нельзя, но экологическая экспертиза может продлиться столько, сколько необходимо для того, чтобы выяснить все вопросы безопасности. В Чехии не видят причин опасаться за безопасность чешских АЭС. Чешские атомные станции «Дукованы» и «Темелин» работают в стандартном режиме. Никаких остановок в связи с событиями в Японии не планируется. В Болгарии не будут закрывать АЭС «Козлодуй» и отказываться от проекта АЭС «Белене» из-за происходящего на АЭС «Фукусима». Безопасность работы АЭС по всему миру, в том числе и в Болгарии, будет пересмотрена, переоценена и проинспектирована. Правительство Венгрии не намерено отказываться от планов по дальнейшему развитию ядерной энергетики и считает, что нет никаких оснований для вывода из эксплуатации единственной в стране АЭС «Пакш» или отказа от расширения её мощности. Станция «Пакш» работает надёжно, и не было никаких происшествий, которые могли быть истолкованы в пользу её отключения. В Польше заявили, что страна будет придерживаться планов по строительству своей первой АЭС к 2020 г., т. к. не находится в сейсмической зоне. Альтернативы ядерной энергетике для Украины, как и для многих других стран, не существует. Но Украина намерена пересмотреть свою энергетическую стратегию, проанализировав и изучив всё, что произошло в Японии. Члены Европейского союза одобрили планы подвергнуть европейские АЭС «испытаниям на прочность», которые будут включать анализ сейсмостойкости и уровень защищённости от затопления и террористических атак. Как заявил комиссионер ЕС по энергии, каждая АЭС должна пройти тщательную проверку с применением набора критериев, учитывающих интересы стран, не эксплуатирующих подобные объекты. В Европе необходимы единые стандарты. В Америке Президент США выступил в защиту ядерной энергетики в целом. Американцы извлекли урок из того, что произошло в Японии, и постоянно наращивают опыт в обеспечении ядерной безопасности. Президент Венесуэлы заявил, что его страна приостанавливает развитие ядерной программы, включающей строительство Россией АЭС. В Азии Власти в азиатских странах не видят альтернатив ядерной энергетике в качестве источника для обеспечения экономического роста, но извлекают уроки из кризиса в Японии, подчёркивая, что самое важное – это строить АЭС подальше от густонаселённых районов и линий тектонических 100 разломов. Китай и Индия, реализующие наиболее масштабные программы развития ядерной энергетики, продолжат следовать выбранному курсу. Первое место в мире по объему генерирующих мощностей новых и строящихся АЭС занимает Китай. В стадии строительства в настоящее время находятся 12 АЭС с 25 реакторами «третьего поколения». Правительство КНР выступило с официальным заявлением о приостановке выдачи лицензий на строительство новых АЭС до завершения полномасштабной проверки проектов, а также о проведении проверок на действующих и строящихся АЭС. Японские уроки будут учтены при строительстве атомных электростанций в Китае, но он никогда не изменит своих планов по развитию ядерной энергетики. В Индии с гораздо большей тщательностью будут подходить к вопросам безопасности выбора места для АЭС и пр. Все индийские АЭС будут внимательно изучены с точки зрения безопасности. Ранее индийские АЭС благополучно переживали землетрясения и цунами. У Индии нет другого выбора, кроме ядерной энергетики. Турция не откажется от строительства АЭС. Первую турецкую АЭС намечено возвести в средиземноморской провинции Мерсин на площадке «Аккую» с участием России. АЭС проектировалась, чтобы выдерживать землетрясение в 8 баллов, этот показатель можно повысить в случае необходимости. На территории Турции находятся два крупных разлома земной коры, но основной ущерб АЭС был нанесён волной цунами, а Мраморное море слишком мало, чтобы создать такое цунами, как в Японии. Несмотря на то, что в Юго-Восточной Азии пока нет ни одного действующего реактора, у каждой страны этого региона, за исключением Лаоса и Брунея, есть планы строительства АЭС. Официально отказаться от планов по строительству АЭС эти страны не заставили ни цунами 2004 г., ни аварии на АЭС «Фукусима-1». Малайзия планирует постоить одну атомную электростанцию к 2021 г. Индонезия находясь в тихоокеанском огненном кольце продолжит реализацию плана по строительству ядерного реактора. Первоначальное предложение о строительстве АЭС на острове Ява отложено из-за протестов местных жителей и экологов, опасающихся землетрясений и вулканов. Появился новый план – построить АЭС на островах Бангха и Белитунг, которые находятся вдали от сейсмически опасных зон и тем самым не подвергаются угрозе землетрясений, извержений вулканов и цунами. Индонезия планирует построить 4 реактора мощностью 6 ГВт к 2025 г. Инцидент в Японии не окажет влияния на планы развития ядерной энергетики во Вьетнаме. Вьетнам планирует построить 8 реакторов мощностью 16 ГВт к 2030 г. Тайвань не прекратит эксплуатацию атомных станций и не откажется от планов строительства новых мощностей, несмотря на опасения населения в связи с ядерным кризисом в Японии. 101 В республике Корея введён в коммерческую эксплуатацию первый блок АЭС «Shin-Kori», строительство которого продолжалось всего четыре года: в июле 2006 г. состоялась заливка первого бетона, а в августе 2010 г. он был подключен к электросети. Входящий в состав энергоблока южнокорейский реактор OPR-1000 – уже 7-й реактор этого типа и 21-й энергетический реактор в стране. С учётом Shin-Kori-1 общая установленная мощность ядерного парка Республики Корея составила 18 700 МВт(э). Согласно данным МАГАТЭ, ещё пять блоков находятся в стадии строительства. Второй блок АЭС «Shin-Kori» планировался к сдаче в 2011 г., а в 2013–2014 гг. на площадке этой АЭС завершится сооружение третьего и четвёртого энергоблоков с реакторами APR-1400. Таиланд не может позволить себе отказаться от атомной энергетики как средства снижения зависимости от минеральных ресурсов. В соответствии с планом развития отрасли от 2010 г., к 2027 г. совокупная установленная мощность атомных энергоблоков в Таиланде должна составить 5 ГВт. На Филиппинах внесено предложение включить в среднесрочный план развития (2011-2016 гг.) проект строительства АЭС, как альтернативного источника энергии. В соответствии с проектом среднесрочного плана, правительство ставит своей целью развитие таких альтернативных технологий в области производства электроэнергии, как атомная энергетика. Казахстан не отказывается от идеи строительства АЭС, но в свете последних событий разработанные программы будут скорректированы. Армения продолжит реализацию программы ядерного строительства: Атомные станции нового поколения имеют большую степень защищённости, чем действующие в Японии, и, таким образом, риски сведены к минимуму. Мировая атомная энергетика второй раз после Чернобыля оказалась под угрозой вспышки недоверия населения к атомным технологиям. Следовательно, предстоит большая разъяснительная работа среди населения, специалистов и политиков, направленная на восстановление положительного импульса ядерной энергетики. В целом, замедление развития атомной энергетики в мире после аварии на АЭС «Фукусима-1» не будет иметь таких масштабов, как после Чернобыльской катастрофы, в первую очередь, за счет масштабных планов по развитию отрасли в Китае и в Индии. Несомненно, авария на АЭС «Фукусима-1» будет иметь отрицательное воздействие на ядерную энергетику, ее доля во многих странах мира будет либо пересмотрена в сторону понижения, либо фактически снизится за счет замещения атомной электроэнергии природным газом и нефтью. Тем не менее, на данный момент нет полноценной альтернативы атомной энергетике как средству сокращения выбросов в атмосферу и устойчивого развития, поэтому сокращение доли АЭС в мировом энергобалансе в целом будет незначительным, а в странах 102 Восточной Азии будет наблюдаться более активное использование «мирного атома» для удовлетворения потребностей экономического роста [21]. 20. Политика Китая в области ядерной энергетики после аварии на АЭС «Фукусима-1» На сегодняшний день Китай имеет целый комплекс проблем в сфере энергетики. В первую очередь проблема связана с сильной зависимостью китайской энергетики от угольных электростанций, что превращается в препятствие для дальнейшего устойчивого развития. С угольной энергетикой связаны серьезные экологические проблемы и логистические трудности. В т.ч., перегруженность транспортной системы перевозками угля из угледобывающих районов на восток страны. Кроме того, КНР уже несколько лет является крупным импортером угля (в 2010 г. этот показатель достиг 166 млн. т). Возможности КНР по развитию гидроэнергетики ограничены природными факторами: значительная часть гидроресурсов находится в сейсмоопасной зоне. В свою очередь, потенциал других возобновляемых источников энергии остается пока недостаточным [22]. В этих условиях развитие атомной энергетики рассматривается КНР как одно из наиболее перспективных направлений в обеспечении энергетической безопасности. Несмотря на то, что ввод первого энергоблока в Китае было осуществлено в 1991 г., сегодня страна реализует крупнейшую в мире программу развития атомной энергетики, к участию в которой привлечены ведущие европейские, американские и российские производители оборудования для АЭС. Атомная отрасль Китая включает в себя геологическую разведку и добычу урана, его конверсию и обогащение, эксплуатацию ядерных реакторов, переработку отработанного топлива, хранение радиоактивных отходов, производство специального оборудования и приборов, сооружение и монтаж новых установок и радиационную защиту. В настоящее время атомная отрасль Китая развивается в трех основных направлениях: - выработка электроэнергии на атомных электростанциях; - ядерно-топливный цикл; - научно-исследовательская, проектно-конструкторская деятельность. На начало 2012 г. в Китае насчитывалось 15 действующих реакторов (табл. 20.1.). Из них интеллектуальной собственностью Китая являются 7 реакторов, Франции — 4, Канады — 2 и России — 2. Планируется, что уже к 2015 г. количество действующих реакторов увеличится до 41, а объем вырабатываемой электроэнергии на АЭС в 2020 г. составит 70—75 ГВт, в 2030 г. — 200 ГВт и в 2050 г. — 400-500 ГВт [23]. Соответственно, доля АЭС в общем объеме вырабатываемой электроэнергии в 2020 г. составит около 6%, в 2030 — около 16% и в 2050 — более 30% 103 Таблица 20.1. Действующие АЭС в Китае Название АЭС/ № энергоблока/ № реактора Провинция МВт Дэйбэйская, реактор №№ 1, 2 Циньшаньская, энергоблок №1 Циньшаньская, энергоблок № 2, реактор №№ 1-4 Циньшаньская, энергоблок № 3, реактор №№ 1, 2 Лин Ао, энергоблок № 1, реактор №№ 1, 2 Тяньваньская, реактор №№ 1, 2 Лин Ао, энергоблок № 2, реактор №№ 1, 2 Гуандун 944 Чжецзян 279 Чжецзян 610 Чжецзян 665 Гуандун 935 Цзянсу 1000 Гуандун 1037 Тип/модель/ обладатель технологии PWR, М-310, Франция PWR, NP300, Китай PWR, CNP600, Китай PHWR, Candu 6, Канада PWR, М-310, Франция PWR, VVER1000, Россия PWR, CPR1000, Китай Оператор CGNPC Начало эксплуатации (г.) 1994 CNNC 1994 CNNC CNNC 2002, 2004, 2010, 2012 2002, 2003 CGNPC 2002, 2003 CNNC 2007, 2007 CGNPC 2010, 2011 Итого 15 реакторов общей мощностью 11,881 МВт Источник: China National Nuclear Corporation. www.cnnc.com.cn. Развитие национальной ядерной энергетики КНР базируется на следующих положениях: основным типом реактора считать PWR мощностью 1000 МВт; повышение доли оборудования собственного производства, расширение самостоятельности китайской промышленности в проектировании, строительстве, эксплуатации и профилактическом ремонте собственных АЭС; сокращение сроков строительства АЭС; обеспечение конкурентоспособности АЭС по сравнению с электростанциями на угольном топливе; разработка ядерных реакторов нового поколения (реакторы на быстрых нейтронах и высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением); использование топливных сборок отечественного производства, в то же время поощрение международного сотрудничества. В качестве приоритетных задач были определены: уменьшение вредных выбросов в атмосферу; разгрузка железных дорог (пропускная способность на 50% занята перевозкой угля для ТЭС); повышение технологического уровня энергетической промышленности; создание производства реакторного оборудования и разработка собственных реакторных проектов. 104 Помимо этого, правительство КНР разработало «Концепцию энергетической безопасности» на 5 лет, которая была включена в 12-й пятилетний план развития страны (2011-2015 гг.). В соответствии с данной Концепцией, все аспекты развития ядерной энергетики Китая находятся под государственным контролем. Строительство и эксплуатацию АЭС на территории Китая осуществляют Китайская госкорпорация ядерной энергетики (CNNC) и Китайская корпорация ядерной энергетики провинции Гуандун (CGNPC). Однако мощности по конверсии, обогащению урана, и производству ядерного топлива находятся в ведении компании CNNC, как и большая часть исследовательских центров, ведущих работы в области ядерной энергетики. В рамках реализации концепции энергетической безопасности до 2015 г. CNNC запланировала инвестировать в строительство АЭС более 500 млрд. юаней ($78 млрд.), что приведет к увеличению установленной мощности парка ядерных реакторов до 42 ГВт. В результате проводимых мер, Китай по количеству строящихся реакторов, значительно опережает остальные ядерные державы, в т.ч. Россию и Индию (Рис. 20.1.). Рис. 20.1. Вес КНР в развитии ЯЭ в мире КНР активно осваивает новые технологии в атомной промышленности. Так, к примеру, в августе 2011 г. китайские СМИ сообщили о создании своего первого ядерного реактора 4-го поколения. По сообщению Китайского института атомной энергии, экспериментальный реактор на быстрых нейтронах, который разрабатывался в течение 20 лет, позволит сократить количество радиоактивных отходов. Таким образом, Китай стал девятой страной, разработавшей реактор на быстрых нейтронах, который использует уран в 60 раз эффективнее обычного реактора, что позволит снизить зависимость страны от импорта этого сырья. Несмотря на определенные достижения, ядерная энергетика КНР все еще занимает одно из последних мест в общем энергобалансе страны. По данным за 2010 г., более 70% энергии в Китае вырабатывают тепловые 105 электростанции, работающие на угле и углеводородном топливе, около 17,5% - гидроэлектростанции и только 2,3% – атомные [4]. Таким образом, Китай, на сегодняшний день не входит в список даже 10 стран по числу установленных мощностей АЭС. Так же среди китайских специалистов по ядерной энергетике нет единого мнения по такому важному вопросу как приоритетный вид ректора. Основной спор заключается в выборе между реакторами 2-го и 3-го поколений. Китайскими и зарубежными исследователями многократно отмечалось, что строящиеся и планируемые китайские реакторы CPR-1000 2го поколения к моменту истечения срока службы (к 2070-2080 гг.), значительно устареют с точки зрения безопасности, что серьезно увеличит суммарные риски китайского ядерного парка, поэтому было рекомендовано сосредоточиться на реакторах AP1000 3-го поколения. Группа исследователей при Госсовете КНР, проводившая исследования после катастрофы в Японии, также считает, что страна должна сосредоточить усилия на разработке реакторов 3-го поколения, на основе технологии реакторной установки AP1000 разработки «Westinghouse Electric Co.». На сегодняшний день все 14 эксплуатирующихся в Китае энергоблоков атомных станций оснащены реакторами 2-го поколения. Из этого следует, что китайское правительство в качестве базового типа реактора для своей атомной энергетики фактически выбрало CPR-1000 - реактор 2-го поколения с водой под давлением, базирующийся на французских технологических достижениях. Другим значительным препятствием на пути развития ядерной энергетики является отсутствие у Китая передовых технологий в указанной сфере. Во всех сегодняшних АЭС в КНР значительная доля технологий импортирована из-за рубежа и освоена с участием иностранных фирм (из России, Канады, Франции и США). Таким образом, Китай в мировом ядерном сообществе пока не занимает лидирующее место. Однако, исходя из планов по крупномасштабному строительству новых АЭС, можно предположить, что в среднесрочной перспективе Китай значительно усилит свои позиции среди стран, использующих атомную энергетику. Авария в Японии стала мощным катализатором процесса пересмотра строящихся ядерных объектов, с одной стороны, и реформы законодательной базы – с другой. Ожидается, что после соответствующих проверок руководство будут приняты новые правовые акты относительно ядерной промышленности, предусматривающие расширение штата сотрудников надзорных органов, а также создание высшего надзорного органа для атомной энергетики страны. Китайское руководство достаточно оперативно отреагировало на трагические события в Япониии и приняло решение приостановить выдачу лицензий на строительство новых атомных электростанций и провести комплексную проверку всех строящихся и функционирующих АЭС на 106 безопасность. Была создана инспекционная группа, состоящая из представителей Национального управления ядерной безопасности, Национального энергетического управления и Китайского управления сейсмологии, которая начала проверку на безопасность всех строящихся и эксплуатируемых атомных станций страны. Были сформулированы государственные требования по повышению безопасности АЭС: незамедлительно провести тотальную проверку всех эксплуатируемых АЭС и убедиться в абсолютной безопасности и надежности станций; усилить контроль за безопасностью на местах, по-новому подойти к вопросу безопасности АЭС и жестко следить за выполнением требований; провести оценку состояния строящихся площадок, руководствуясь высшими международными стандартами, при обнаружении проблем приостановить строительные работы; до окончания полной инспекции приостановить рассмотрение и одобрение новых площадок. По окончанию проверки было заявлено о том, что у Китая нет серьезных проблем с безопасностью на АЭС, но были приняли некоторые корректировки в собственной ядерной политике: - отказаться от строительства реакторов 2-го поколения CPR-1000 и сконцентрироваться на развитии реакторов 3-го поколения АР-1000; - пересмотреть строительство АЭС в непосредственной близости от моря. Но в ряде районов это сделать непросто, т.к. прибрежная зона КНР наиболее промышленно развитая и, соответственно, требует больше энергии. Одновременно с этим, развернулись дискуссии о возможности полного отказа КНР от атомной энергетики в пользу развития альтернативных источников энергии. Но альтернативные источники энергии не в состоянии решить энергетическую проблему Китая, поэтому китайские власти усиленно ведут пропаганду среди общественности о безопасности китайских АЭС. В рамках корректировки курса можно перечислить следующие меры: o переосмысление приоритетной реакторной технологии для будущих энергоблоков, вероятное перераспределение некоторой части площадок, предназначенных для реакторов 2-го поколения, в пользу реакторов 3-го поколения; o более тщательное и всестороннее рассмотрение площадок для строительства, будущих АЭС с учетом переоценки угрозы цунами и землетрясения; o повышение требований к станциям: дополнительные проверки и инспекции в части безопасности строительства и эксплуатации АЭС; o замедление темпов строительства и ввода в эксплуатацию новых АЭС. Понижение планки по доле энергии, вырабатываемой АЭС к 2020 г.; 107 реформирование китайского бюрократического аппарата в атомной сфере и упорядочивание китайского атомного законодательства; o проведение работы с населением на всех уровнях, усилить меры по поддержанию позитивного образа китайской атомной промышленности в глазах китайской общественности. После японской аварии КНР одна из первых решила провести проверку всех АЭС в стране. Целью была проверка АЭС на выносливость в «экстремальных условиях»: при риске наводнения, землетрясения, поломке системы охлаждения и отключении электропитания. На основе полученных данных китайское правительство решило, что Китай будет продолжать развивать собственную ядерную промышленность и строительство новых АЭС, а приостановка утверждения новых ядерных проектов – временное явление, которое не окажет влияния на долгосрочные планы Китая по строительству реакторов. Китай вынужден развивать ядерную энергетику, поскольку быстрорастущая экономика страны требует постоянного увеличения потребления энергетических ресурсов, и реальной альтернативы развитию ядерной энергетики не существует. Основными препятствиями на пути развития китайской ядерной энергетики являются: - неспособность собственными силами обеспечить производство всех необходимых компонентов тепловыделяющих сборок; - дефицит квалифицированных специалистов, что осложняет задачу развертывания производства, способного удовлетворить растущий спрос на ядерное топливо и переход на обеспечение станций топливом целиком за счет китайских производителей; - расхождение мнений относительно перспективного вида технологий атомных реакторов; - экологические проблемы, в т.ч. трудности переработки и утилизации РАО. В связи с тем, что спрос на китайском энергетическом рынке будет постоянно увеличиваться, для Казахстана открываются большие возможности занять нишу основного поставщика ядерного топлива. Однако в этом плане нужно учитывать то, что из-за недостаточности уранового сырья в России, российское руководство также будет вынуждено увеличивать импорт урана, в частности, из Казахстана. Ввиду прогнозируемого роста потребления топливных ресурсов на китайских и российских АЭС, в среднесрочной перспективе возможно обострение конкуренции в плане инвестиций в казахстанские месторождения уранового сырья. Принимая во внимание планируемое увеличение потребности китайской ядерной промышленности в урановых ресурсах, правительство КНР выделяет Казахстан в качестве стратегического партнера в области добычи и поставок урана в Китай. o 108 Предполагаемая доля АЭС в общем объеме выработки электроэнергии пересмотрена не будет. Национальная комиссия по реформе и развитию КНР по-прежнему планирует довести объем выработки электроэнергии на АЭС до 70 ГВт к 2020 г. Принимая во внимание годовую задержку во введении новых реакторов в эксплуатацию, а также изменения, которые необходимо внести в существующие реакторы, можно прийти к выводу, что эти показатели будут достигнуты с опозданием на несколько лет 21. Атомная энергетика США вступила в новую эру развития. США является мировым лидером в производстве атомной энергии, имея 104 атомных реактора на 65-ти АЭС, которые построены на территории 31 штата. Атомные реакторы производят 20% электроэнергии, добываемой на территории США. В 1979 году атомная энергетика США остановилась в росте после аварии на АЭС в штате Пенсильвания. Однако уже через несколько лет запустили в работу несколько новых атомных реакторов, которые начали строить до этого печального инцидента. После этого около тридцати лет атомная энергетика США оставалась на том же месте, где была в конце 70-х. Тогда в процессе строительства в США находилось около 100 атомных реакторов, строительство которых было заморожено и больше не возобновилось. Однако совсем недавно было выделено 8 млрд. дол. на постройку новых реакторов. Их планируют возвести в штате Джорджия, а строить их возьмется энергетическая компания «Саузерн компани». Помимо этого еще около двух десятков компаний подали заявки на возведение в этой стране более трех десятков атомных блоков, а в штатах Индиана и Луизиана открылись заводы, которые производят части для реакторов. Эти проекты активно поддерживает американский конгресс, считая их выгодными для экономики и экологии США. Движение по защите окружающей среды уже менее агрессивно настроено против нового строительства АЭС в США и во всём мире, поскольку не может не признать, что атомная энергетика – это едва ли не единственный шанс приостановить глобальное потепление. Главной причиной возобновления строительства АЭС в США является угрожающая экологическая ситуация, которую ухудшают другие источники энерговыработки [24]. 22. Атомная энергетика Франции: в поиске новых методов добычи атомной энергии. Атомная энергетика Франции занимает стратегическое положение в энергообеспечении страны. Франция является мировым лидером по количеству АЭС на душу населения. В этой стране работает 58 атомных 109 реакторов, которые обеспечивают 78% производства электроэнергии. Если взять средний мировой показатель, который приходится на долю АЭС, то это всего 16%. Стремительное увеличение доли атомного энергопроизводства началось в послевоенное время, когда Франции нужно было восстанавливать промышленность и обеспечивать национальную безопасность. Еще одной причиной, по которой АЭС в этой стране стали строить ещё активнее, стало нефтяное эмбарго в 1973 году. Тогда страны ОПЭК заявили о том, что не будут поставлять нефть странам, которые поддерживали Израиль в ходе его конфликта с Египтом и Сирией. Это касалось США, а также его союзников в Европе, в том числе и Франции. Цена на нефть поднялась в четыре раза, и появилась необходимость искать другие источники энергии. За двадцать лет во Франции было возведено большинство ныне функционирующих АЭС. Все они работают с помощью традиционной в атомной энергетике реакции ядерного распада путем деления ядер, однако в последнее время все более активно исследуется метод ядерного синтеза. Вскоре в Провансе будет построен первый экспериментальный ядерный блок, работающий по этому методу. Метод состоит в объединении ядер, как это происходит на поверхности Солнца. На заявления об изменении климата, которое может быть спровоцировано столь широким использованием атомной энергии, Франция имеет свои аргументы. Во-первых, атомная энергетика не сопровождается выбросами углекислых газов, которые в свою очередь провоцируют парниковый эффект. Страна говорит только о 10% электричества, производимого ею, которое не влияет на экологическую обстановку в мире. Средний показатель выбросов газов на душу населения во Франции ниже, чем в других странах Европы и мира [24]. 23. Атомная энергетика Европы входит в эпоху ренессанса. После трагедии на Чернобыльской АЭС многие страны Европы стали закрывать свои энергоблоки. Например, Италия, Швеция и Германия вообще перестали добывать электроэнергию с помощью атомных электростанций, а о строительстве новых атомных блоков речь вообще не шла. Однако после этой трагедии прошло уже более 20 лет, и мир стал потихоньку отходить от панического ужаса перед «мирным атомом». Атомная энергетика в Европе стала возрождаться. Главной причиной возвращения к этому источнику энерговыработки стал поиск дополнительных источников энергии, поскольку угля, нефти и газа на планете осталось не так и много, а у атома есть перспективы. Также атомная энергетика, если усовершенствовать систему её безопасности, является одним из самых щадящих по отношению к окружающей среде 110 способов добычи энергии. В Европейский Союз входит 27 государств, из них только в 15 есть АЭС. После стольких лет забвения атомная энергетика получила перспективу развития. Литва и Финляндия объявила о постройке новых атомных блоков на своей территории в ближайшее время. Также планируют строить новые АЭС Словакия, Болгария и Румыния. Даже те страны, которые, казалось бы, раз и навсегда отказались от этого вида энерговыработки, начали пересматривать свои планы. Главным при этом является решение вопросов по захоронению ядерных отходов, обеспечению безопасной работы реакторов во избежание трагедии подобной украинской, поиск более эффективных ядерных ресурсов, чем уран [24]. 24. Немецкий «синдром Фукусимы». Париж, Лондон, Дели, Пекин, Москва, Брюссель видят в атомной энергетике идеальное решение своих проблем. В то время как для Дели и Пекина ставка на атом продиктована скорее императивами внутреннего промышленного и экономического развития, для Европейского союза причины такого выбора кроются в необходимости восполнять энергетический дефицит, который образуется в результате борьбы с изменением климата. Но на этой карте атомного ренессанса отсутствует самый крупный энергетический рынок Европы и самая многонаселенная страна Евросоюза - Германия. Расчитывая на совместный с Россией проект газопровода, судьба которого пока еще находится под большим вопросом, а также на усиленное и поощряемое национальное развитие альтернативных источников энергии, Германия наотрез отказывается от атомной энергетики. В этой стране уже утвержден план вывода из эксплуатации всех реакторов до 2021 г. [25]. Предел функционирования всех реакторов установлен на отметке в 2623 млрд кВт/ч (что в среднем составляет 32 года). Таким образом, каждому реактору разрешено выработать свое остаточное количество энергии до этого предельного показателя, после чего реактор должен быть отключен. Последний реактор должен прекратить работу примерно в 2021 г. (табл. 24.1.). Таблица 24.1. Коммерческие реакторы немецкой атомной отрасли Действующие АЭС Тип реактора Энергетическая мощность (брутто), МВт Ввод в эксплуатаци ю Предварительная дата вывода из эксплуатаци и 111 Biblis A PWR 1225 1974 2007 PWR 1225 1974 2007 Biblis B PWR 1300 1976 2009 PWR 1300 1976 2009 Brokdorf PWR 1440 1986 2018 PWR 1440 1986 2018 Brunsbuettel BWR 806 1976 2009 BWR 806 1976 2009 Emsland PWR 1400 1988 2020 PWR 1400 1988 2020 Grafenrheinfeld PWR 1345 1982 2014 PWR 1345 1982 2014 Grohnde PWR 1430 1984 2017 PWR 1430- 1984 2017 Gundremmingen B BWR 1344 1984 2016 BWR 1344 1984 2016 Gundremmingen C BWR 1344 1984 2017 Isar 1 BWR 912 1977 2011 BWR 1344 1984 2017 BWR 912 1977 2011 Isar 2 PWR 1475 1988 2020 PWR 1475 1988 2020 Kruemmel BWR 1402 1983 2016 BWR 1402 1983 2016 Neckarwestheim 1 PWR 840 1976 2008 PWR 840 1976 2008 112 Neckarwestheim 2 PWR 1400 1988 2021 PWR 1400 1988 2021 Philippsburg 1 BWR 926 1979 2012 BWR 926 1979 2012 Philippsburg 2 PWR 1458 1984 2017 PWR 1458 1984 2017 Unterweser PWR 1410 1978 2011 PWR 1410 1978 2011 Рассчитать эти сроки с абсолютной точностью невозможно, поскольку энергопроизводители пользуются различными уловками, чтобы продлить время эксплуатации того или иного блока. Наиболее часто применяемый в этих целях механизм – перенос времени функционирования с одного, обыкновенно более нового реактора, на другой, соответственно более старый и подлежащий скорому выводу из эксплуатации реактор. Так, к примеру, компания EnBw, оператор и владелец реактора Neckarwestheim 1, решила искусственно продлить срок его действия, начав эксплуатировать его на крайне низкой мощности, чтобы не выйти за установленные пределы остаточной генерации топлива. Иная ситуация у реактора Biblis A. Причиной послужил производственный брак, из-за которого последние полтора года АЭС не работала. Так она сохранила часть времени энерговыработки ее реактора. Никто не предполагал, что отказ от атомной энергетики может, таким образом, сильно затянуться. 24.1. Политические аспекты германского выбора То, что называется германским выбором, реализуется через внутриполитическую структуру и партийную конфигурацию этого государства. Пришедшее к власти в 1998 г. коалиционное германское правительство партий Союз 90/Зеленые и СПД (социал-демократы) официально заявило о намерении последовательного отказа от использования атомной энергии. Правительство и главные энергопроизводящие компании Германии (E.ON, RWE, EnBw, Vattenfall) пришли к соглашению о полном выведении из действия всех (на тот момент 19) АЭС к 2020 г., и были установлены существующие ныне лимиты на функционирование всех немецких реакторов. Однако соглашение носило компромиссный характер, так как изначально правительство настаивало на более жестких условиях. Предполагалось разработать конкретное расписание выведения из действия 113 всех реакторов под угрозой сокращения Зелеными лицензий на функционирование АЭС, причем, если не было бы достигнуто консенсуса, без финансовой компенсации. В ноябре 2003 и в мае 2005 гг. были остановлены реакторы в городах Штаде и Обригхайм соответственно. Казалось бы, план по исключению атомной энергии из системы энергообеспечения Германии все же начал успешно функционировать. Однако АЭС в Штаде была второй самой старой в стране (ее реактор проработал 32 года), а в Обригхайме и вовсе самая старая (37 лет). Эти существенные оговорки едва ли позволяют рассматривать сделанное как несомненное достижение, тем более что энергетическая компания, обслуживавшая АЭС в Штаде, заявила, что вскоре вывела бы ее реактор из действия и самостоятельно, без давления со стороны правительства, поскольку он отработал срок, на который был рассчитан. Соглашение также подверглось критике со стороны активистов, выступающих против использования атомной энергии. Оно не только не распространялось на строительство новых и функционирование существующих исследовательских реакторов, но и не затрагивало предприятий по обогащению урана. Запрещено было лишь строительство новых АЭС в коммерческих целях, и была разрешена переработка ядерного топлива до середины 2005 г. Таким образом, активисты были убеждены в том, что сроки достижения цели были искусственно растянуты, а правительство пошло на поводу у компаний-энергопроизводителей и поставщиков, предоставив им финансовые гарантии. Энергопроизводители, оглядываясь на коллег по цеху в Испании и Голландии, жаждут победы консервативных сил на немецких выборах, ведь пришедшие к власти консервативные силы в Испании продлили атомный выход до 2024 г., в Голландии в 2005 г. его отменили вовсе, одновременно продлив срок действия единственного голландского реактора до 2033 г., в котором ему исполнится 60 лет. Важная структурная особенность немецкой политической системы, накладывающая на нее значительные ограничения, заключается в том, что она носит консенсусный характер. Фактически это означает, что партии не могут сформулировать собственную позицию без приоритетного учета позиций основных заинтересованных сторон, то есть лоббистских групп и элит. Поэтому в целом свои традиции сохранили и ХДС/ХСС, и СПД, а также и руководство активно лоббируемых предпринимателями федеральных земель, на территории которых располагаются АЭС. Итак, многолетняя последовательность влиятельности предпринимательского лобби, а также неустойчивость внутрипартийных позиций по атомному вопросу дают основание предполагать, что вопреки всем планам об отказе от атомной энергетики у предпринимателей попрежнему остается реальный шанс повернуть вспять или, по меньшей мере, отсрочить невыгодные для их бизнеса процессы. 114 Решение предопределяет свои последствия не только для бизнеса, но и для акторов и сред, на которые оно распространяется косвенно. Так, власти, обществу, энергетике, специалистам и безопасности придется столкнуться с целым рядом проблем и даже угроз. Наиболее серьезная проблема – восполнение грядущих энергетических дефицитов, которые образуются в результате отказа от атомной энергетики без нанесения вреда окружающей среде и с соблюдением евросоюзных и киотских обязательств. Так, в отчете Deutsche Bank от января 2007 г. прогнозируется, что в случае дальнейшего отказа от атомной энергетики Германия выйдет за установленные пределы на выбросы диоксида углерода, столкнется с частыми полными отключениями электричества, возрастанием зависимости от поставок российского газа, а население испытает повышение цен на электричество. Восполнение альтернативными источниками энергии (ветер, солнце, вода, биомасса и др.) многими специалистами критикуется как необдуманное, крайне дорогостоящее и ненадежное решение, обусловленое тем, что от ВИЭ не всегда возможно получать энергию бесперебойно и контролируемо. Но это не влияет на твердый выбор Германии самым активным образом развивать данный сектор. Германия планирует восполнить пробелы собственного энергообеспечения при помощи новых технологий и порождаемой ими энергоэффективностью. Новые технологии сжигания угля и газа позволят к 2020 г. построить угольные и газовые ТЭС, не производящие выбросов в атмосферу. Очевидно, что решение правительства о постепенном отказе от использования атомной энергии основано на показателях общественного мнения. Однако после принятия решения о постепенном отказе от использования атомной энергии в дискуссиях населения стали учитываться возможные негативные экономические и климатические последствия. Таким образом, у энергопроизводящих компаний есть основания полагать, что население проголосует за консервативные силы, которые смогут, по меньшей мере, отложить решение об отказе от использования атомной энергетики. Отказ правительства от атомной энергетики оборачивается для энергопроизводителей значительными потерями, однако катастрофических последствий не предполагает. Более того, кроме решений, минимизирующих и даже полноценно компенсирующих эти потери, у предпринимателей в действительности появляется целый ряд отличных возможностей генерации прибыли. Во-первых, доля атомной энергии в общем энергопроизводстве каждого энергопроизводителя не превышает трети. Так, у EnBw и E.ON она составляет 33%, у RWE – 19%, а Vattenfall – 13%. Во-вторых, не для всех звеньев ядерного топливного цикла последствия решения будут отрицательными. Соглашение между энергопроизводителями и правительством запрещает строительство новых АЭС в коммерческих целях, 115 а с 2005 г. – переработку топлива. Однако обогащение урана по-прежнему разрешено, а это значит, что на немецкое отделение Urenco соглашение никак не влияет. То есть обогащение урана на двух немецких заводах продолжится, если и не для внутреннего рынка, то на экспорт, к примеру, в Великобританию, которой скоро понадобятся большие объемы ядерного топлива и не только его. Крупнейшие немецкие энергопроизводители и операторы АЭС E.ON и RWE с энтузиазмом восприняли предложение Великобритании подключиться к строительству новых АЭС. В добыче и переработке урана также статус-кво: весь уран импортируется, главным образом, из Австралии и Канады, проходя переработку в России. Пока работают и два немецких завода по производству топлива, строительство новых запрещено. Временное хранение отработанного топлива при АЭС пока также продолжается, поскольку не выясненным пока остается вопрос о конечном захоронении отходов. Однако деньги на эти две цели изначально заложены в стоимость АЭС, а значит, это не представляет собой непредвиденных расходов или убытков. Таким образом, из всего топливного цикла убыточными оказываются звенья непосредственно ядерного энергопроизводства на АЭС и переработка и изготовление топлива. Также не слишком удачными для энергопроизводителей можно считать планы правительства по разделению рынков генерации энергии и продажи ее населению с целью повышения конкурентной борьбы на внутреннем рынке. В этом смысле четырем гигантам энергопроизводства и продажи, которые контролируют около 70% немецкого энергетического рынка, придется пострадать. В-третьих, эти энергопроизводители не только уже присутствуют на многих других европейских рынках – в частности, E.ON и Vattenfall заняты в скандинавских странах, в Великобритании, но и активнее внедряются в их атомные сегменты. Так, к примеру, RWE совместно с американской Westinghouse планируют постройку АЭС в Великобритании, а EnBw, тесно связанная с французской EDF, планируют построить АЭС во Франции. В-четвертых, на германском энергетическом рынке эти производители уже проектируют новые энергоэффективные угольные и газовые ТЭС. Наконец, все четыре немецких энергогиганта с той или иной степенью активности осваивают новый немецкий сектор альтернативной энергетики. Наиболее яркий торговый партнер России по Евросоюзу может значительно повлиять и на российскую атомную сферу. Немецкая атомная промышленность с большой вероятностью попытается сохранить основные человеческие и материальные ресурсы даже в случае сокращения внутреннего рынка. Поэтому также вероятна транснационализация немецких предприятий атомной отрасли, при которой произойдут слияния или углубление сотрудничества с предприятиями атомной промышленности других стран, например Франции, Великобритании, Голландии. 116 В краткосрочной перспективе пример Германии для других европейских государств – не более чем чудачество. Но глобальное разделение на страны, которые все больше полагаются на атомную энергетику, и те, которые от нее отказываются, может в отдаленном будущем наложить отпечаток на мировую энергетическую политику и международные отношения в целом. Так, Россия, Китай, США, Франция, Великобритания, Финлядия могут оказаться по разные стороны баррикад с Германией, Швецией и Испанией, чьи внутренние регуляции не оставляют места для атомной энергетики. Такое разделение может оказать разрушительное влияние на общую внешнюю политику и политику безопасности Евросоюза, поскольку недавно в ее юрисдикцию была включена и энергетика. 25. Развитие АЭ в Казахстане Топливно-энергетический комплекс (ТЭК) Казахстана основывается на работе тепловых электростанций. Несмотря на большие запасы нефти в республике, базовым топливом для казахских ТЭС является дешевый уголь. На нем вырабатывается свыше 70% всей электроэнергии. Угольные месторождения сосредоточены в основном в Северном и Центральном Казахстане, поэтому именно здесь размещены основные источники электроэнергии. Всего в Казахстане работают 59 электростанций. В их состав входят станции с комбинированным производством мощностью 6783 МВт, конденсационные станции мощностью 9056 МВт, газотурбинные станции мощностью 394 МВт. Доля ГЭС в энергобалансе республики составляет 12%, с производственной мощностью 2227 МВт. Общая установленная мощность электростанций Казахстана составляет 18 240 МВт. Несмотря на наличие собственных топливно-энергетических ресурсов, Казахстан вынужден импортировать нефтепродукты, природный газ и электроэнергию в силу недостатка промышленных технологий по их переработке, а также географической разобщенности энергоизбыточных и энергодефицитных регионов страны. В Казахстане сосуществуют две практически независимые энергосистемы – на севере и на юге страны. Центром формирования национальной энергосистемы Казахстана является ее северный регион, в котором сосредоточено 72,7% источников электроэнергии. Развитые ЛЭП Северного Казахстана мощностью 220–500– 1150 кВ связывают энергосистему Казахстана с энергосистемой России [26]. Южные регионы республики объединены общей электрической сетью с Узбекистаном и Киргизией. Установленная мощность энергетической системы Южного Казахстана составляет 3015 МВт. В 1998 г. из-за постоянных перебоев в работе Объединенной энергетической системы Центральной Азии (ОЭС ЦА) южная зона энергосистемы Казахстана действовала в режиме параллельной работы с северной, а в 2000 г. вся энергосистема страны была включена в параллельную работу с 117 энергосистемами СНГ, регламентируемую соответствующими договорами о параллельной работе между энергосистемами Казахстана, России и стран Центральной Азии. Энергодефицит в Казахстане пока неощутим. Но развитие промышленности, рост населения республики ведут к увеличению спроса на электроэнергию. Для удовлетворения этого спроса Казахстан намерен осваивать атомную энергетику. Мирный атом необходим стране для обеспечения южных районов, входящих в ОЭС ЦА, недостающими объемами электроэнергии. ТЭС-1 и ТЭС-2 – основные теплоэлектроцентрали юга, функционировавшие на основе природного газа, выведены из эксплуатации. Другие виды топливных ископаемых – уголь, нефть – представлены здесь в недостаточном количестве и не могут стать полноценной альтернативой газу. Периодический несанкционированный отбор электроэнергии из ОЭС ЦА Таджикистаном делает Казахстан заложником водно-энергетических интриг соседей по региону. По прогнозам для полноценного энергообеспечения отдаленных районов страны необходим ввод нового крупного базового энергоисточника мощностью около 900 МВт. Национальная атомная компания Казатомпром, объединяющая все предприятия атомного комплекса республики в единую государственную корпорацию, намерена к 2020 г. построить три атомных реактора ВБЭР-300, что может стать оптимальным способом электрификации отдаленных районов Казахстана. Первый блок атомного реактора планируется запустить в Актау в 2016 г. Решение развивать средние мощности атомной энергетики Казатомпром объясняет тем, что энергетическая система Казахстана не позволяет построить станции мощностью больше чем в 1000 МВт, так как при перезагрузке топлива в атомный реактор пришлось бы резервировать мощность данной станции в 1000 МВт из источника, который расположен на удаленном расстоянии. Это приведет к значительным экономическим потерям. Вместе с тем, задача сохранения стабильности энергосистемы требует, чтобы источники энергии были относительно равномерно распределены по территории страны. Следовательно, с точки зрения обеспечения бесперебойных поставок Казахстану выгоднее не один источник в 1000 МВт, а три – по 300 МВт. В случае остановки одного реактора два других будут продолжать работу, а значит, энергообеспеченность регионов будет в безопасности. Использование реакторных установок средней мощности изначально рассчитано на региональные энергосистемы. Подобные реакторные установки позволяют на единой технологической платформе создать ряд атомных станций теплоснабжения и расширить возможности атомной генерации в энергетике за счет высоких технико-экономических показателей. Уровень радиоактивных отходов в атомных реакторах средней мощности сведен к минимуму. Так, один килограмм низкообогащенного урана (до 4% 118 по изотопу U-235), используемого в ядерном топливе, при полном расщеплении ядер U-235 выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 т высококачественного каменного угля или 60 т нефти. Это создает предпосылки для размещения реакторов ВБЭР-300 в относительной близости от потребителей. Общая мощность трех казахских атомных реакторов ВБЭР-300 составит 900 МВт. Если рассматривать данные мощности в социальнопроизводственных эквивалентах, то ввод каждых 50 МВт новых мощностей в электроэнергетике равнозначен обеспечению электроэнергией в среднем 4,5 млн кв. м нового жилья или 220 тыс. человек; в электроемком производстве – электрификации одного нефтеперерабатывающего или цементного завода; мощностью около 2 млн т в год; в малом бизнесе – до 25 производственных предприятий, 150 предприятий в сфере услуг; в сфере торговли – до 10 крупных гипермаркетов. Соответственно 900 МВт энергомощностей позволит значительно улучшить показатели энергобаланса в Казахстане. Избытки электроэнергии могут поставляться на экспорт, что является еще одной привлекательной стороной создания атомной энергетики в регионе. Энергоблоки с реакторными установками средней мощности интересны для стран с относительно малыми электрическими сетями для развития региональной энергетики, поэтому они имеют большой экспортный потенциал. Мобильность таких энергоблоков, возможность их работы при отсутствии развитой инфраструктуры, функционирование энергоблоков в теплофикационном режиме и в составе опреснительного комплекса привлекают внимание Китая, Индии, Индонезии, Аргентины, Италии, США к данным технологиям. Немаловажно, что в Актау на базе Мангистауского атомного энергокомбината (МАЭК) в период с 1972 по 1999 гг. уже работал реактор на быстрых нейтронах БН-350. АЭС электрической мощностью 350 МВт использовалась в качестве опреснительной установки, поставлявшей пресную воду в Актау. В настоящее время Казатомпром обладает двумя технологическими звеньями ЯТЦ: добыча урана и производство топливных таблеток (на базе Ульбинского металлургического завода). Технологии по обогащению урана и созданию ядерного топлива внутри страны пока отсутствуют, но Казахстан стремится компенсировать это за счет усиления сотрудничества с крупными компаниями и странами, предоставляющими услуги по всему спектру ЯТЦ. Атомная энергетика – это та сфера, где Казахстан четко придерживается принципа «уран в обмен на технологии и рынки». Развитие сотрудничества в атомной отрасли с такими государствами, как Франция, Япония, Китай, Россия, Канада, обладающими мощностями по производству ядерного топлива, позволяет Казахстану приобрести технологический опыт в области использования мирного атома. Это особенно актуально в контексте 119 планов Казахстана производить ядерное топливо для своих реакторов внутри страны. Казатомпром в 2010 г. планировал увеличить добычу урана в стране до 18 тыс. т и в 2015 г. выйти на максимальный уровень добычи в 27 тыс. т. Россию, испытывающую нехватку месторождений природного урана, не могут не интересовать амбициозные планы Казахстана. В результате между странами наметилось сотрудничество сразу в нескольких сферах атомнопромышленного комплекса. Строительство атомных реакторов ВБЭР-300 будет осуществлять совместное российско-казахстанское предприятие ЗАО Атомстройэкспорт (РФ)/НАК Казатомпром (РК). Головным разработчиком проекта назначено ОАО ОКБМ Африкантов. Финансирование проекта осуществляет казахская сторона. Доля российских инвестиций ограничивается разработкой технического проекта ВБЭР-300 в форме передачи прав на объекты интеллектуальной собственности, но на паритетной основе. В перспективе Россия и Казахстан на базе созданного в 2006 г. СП Атомные станции намерены продвигать на внешнем рынке проекты энергетических установок с атомными реакторами средней мощности. В октябре 2006 г. Россия и Казахстан учредили три совместных предприятия в сфере атомной энергетики: СП Атомные станции, СП Акбастау для освоения на территории Казахстана месторождения Южное Заречное и участков месторождения Буденовское, СП Центр по обогащению урана. Обогащение урана для казахстанских реакторов малой мощности будет реализовываться совместно с Россией на базе СП Центра по обогащению урана на разделительных мощностях Ангарского электролизного химического комбината (АЭХК) в рамках подписанной в 2006 г. межгосударственной программы сотрудничества в области атомной энергетики. Проект строительства завода находится в стадии разработки и согласования технико-экономического обоснования. Получение первой продукции было запланировано на 2011 г. Обогащение урана будет производиться экономически привлекательным энергосберегающим газоцентрифужным методом. Уран для обогащения на технологических мощностях российско-казахского центра планируется добывать на месторождениях Южное Заречное и Буденовское в рамках еще одного российско-казахского СП Акбастау. В мае 2007 г. Казахстан принял решение участвовать в российской инициативе по созданию Международного центра по обогащению урана (МЦОУ) в Ангарске, получив 10% акций компании. Проект МЦОУ привлекателен для Казахстана. Он позволит получать обогащенный уран без доступа к критическим с точки зрения режима нераспространения технологиям. Учитывая долгосрочные планы Казахстана по строительству атомных энергоблоков, потребность в обогащенном топливе будет 120 возрастать, что делает проект МЦОУ в Ангарске особенно привлекательным. Столь активное сотрудничество между Казахстаном и Россией в атомной сфере расценивается как попытка интеграции предприятий ядернопромышленных комплексов двух стран. Но не все однозначно в российскоказахском атомном сотрудничестве. Помимо участия Казахстана в проекте МЦОУ в Ангарске, Казахстан выступил с инициативой по созданию Международного банка ядерного топлива под эгидой МАГАТЭ в республике, апеллируя к тому, что размещение Международного банка ядерного топлива в Сибири из-за тяжелых климатических условий делает этот проект слишком дорогостоящим. Сосредоточение большого количества водных ресурсов увеличивает риск утечки радиоактивных элементов в океан. Казахстан отличается благоприятной сейсмической ситуацией и относительно невысокой плотностью населения, что делает страну подходящей для создания Международного банка ядерного топлива. Эта инициатива вызвала недоумение в российских политических кругах, полагавших, что Казахстан выступает за создание банка ядерного топлива в Ангарске. Иран инициативу поддержал, полагая, что размещение банка топлива на территории страны, которая входит в центральноазиатскую зону, свободную от ядерного оружия, является весомым аргументом с точки зрения безопасности хранения ядерных материалов. Противоположное мнение заключается в том, что страна, на территории которой в прошлом были размещены ядерные арсеналы СССР, а в настоящем – граничащая с такими неспокойными странами, как Пакистан и Афганистан, не может быть надежным местом хранения банка ядерного топлива. Планы Казахстана по созданию МЦОУ в республике пока не находят откликов со стороны соседей по региону. С одной стороны, договор о создании зоны, свободной от ядерного оружия, в Центральной Азии не запрещает странам развивать мирный атом, с другой – договор призывает государства-участники содействовать безопасности региона и укреплять режим нераспространения. Следовательно, Казахстан нуждается хотя бы в минимальном согласии Узбекистана, Таджикистана, Киргизии и Туркменистана. Реконверсия обогащенного гексафторида урана для производства топливных таблеток – основного продукта для изотопного обогащения урана и преобразования его в форму, необходимую для производства топлива для ядерных реакторов – неотъемлемое звено ЯТЦ. Казахстан обладает собственным высокотехнологичным производством топливных таблеток, на протяжении 40 лет осуществляемым на Ульбинском металлургическом заводе (УМЗ) в городе Усть-Каменогорск. Являясь составной частью советского атомно-промышленного комплекса, завод производил топливные таблетки лишь для российских реакторов ВВЭР и РБМК. Недавно началась сертификация диоксида урана и топливных таблеток для всех реакторов 121 западного дизайна. Одним из крупнейших импортеров порошка диоксида урана из Казахстана является американская компания General Electric. Казатомпром намерен расширять экспорт диоксида урана и топливных таблеток на внешний рынок. Компания приступила к проведению квалифицированных испытаний и сертификации топлива совместно с ведущими мировыми атомными компаниями-разработчиками реакторов, производителями и поставщиками топлива для АЭС. Среди них AREVA NP, Westinghouse EC, CNNC, Nuclear Fuel Industries, Kansai Electric Power Co., Sumitomo Corporation. Урановый потенциал Казахстана привлекателен и для Франции, где 70% электроэнергии генерируется за счет атомных реакторов. Выпуск тепловыделяющих сборок (ТВС) – конечной продукции ЯТЦ – Казахстан намерен осуществлять с французской корпорацией AREVA. Соглашение об этом было подписано в июне 2008 г. во время официального визита президента Казахстана во Францию. AREVA обеспечит техническую поддержку в создании производства по изготовлению ТВС. Производство ТВС мощностью 1200 т в год будет осуществляться на Ульбинском металлургическом заводе. Сборочное производство будет включать отдельную линию производительностью 400 т для реакторов французского дизайна. Топливные таблетки для данных сборок намерен поставлять Казатомпром. Остальные 800 т продукции будут использоваться для производства топлива для реакторов других дизайнов. Строительство планируется осуществить в 2009–2012 гг., выпуск первой продукции ожидается в 2013 г. Стоимость проекта оценивается в 170 млн долл. ЯТЦ Казахстана не будет полным без осуществления конверсии урана. Казахстан налаживает сотрудничество в этой сфере с Канадой, которая является одним из мировых лидеров в урановой промышленности. Канадская корпорация Cameco и Казатомпром намерены запустить совместное конверсионное производство ТОО «Ульба» мощностью 12 тыс. т гексафторида урана (UF6), что составит 17% от мировых мощностей по конверсии. Финансирование проекта будет производиться пропорционально долям участия стран, однако предоставление технологии для строительства конверсионного завода полностью ложится на канадскую сторону. Значимое место в развитии своего атомно-промышленного комплекса Казахстан отводит азиатским странам. Динамично развивающиеся ядерные отрасли в Японии и в Китае являются наиболее привлекательными. В Японии ежегодное потребление урана составляет 8 тыс. т, а собственные мощности по обогащению обеспечивают лишь 10% от общей потребности страны. Подобная ситуация ставит перед Японией задачу импортировать услуги по обогащению урана из-за рубежа. В связи с этим урановый потенциал Казахстана давно стал объектом пристального внимания японских компаний, занимающихся атомной энергетикой. В настоящее время в Казахстане разведанные запасы урана 122 составляют 817 тыс. т. В 2006–2007 гг. после визитов японских делегаций в Казахстан был подписан ряд соглашений в таких сферах атомной энергетики, как добыча и экспорт урана, изготовление компонентов ядерного топлива, исследование и развитие технологий атомной энергетики. На основе данных соглашений Казахстан предоставил Японии права на разработку месторождений Западный Мынкудук, Хорасан-1 и Хорасан-240 и добычу урана. Но сотрудничество Казахстана с Японией не ограничилось лишь соглашениями по урановым ресурсам. В апреле 2007 г. японская компания Toshiba и Казатомпром подписали соглашение о передаче в собственность казахского холдинга 10% акций крупнейшей мировой компании в атомной отрасли Westinghouse. Благодаря этой сделке Toshiba получила права на разработку и добычу урана в месторождении Хорасан на юге Казахстана в размере 850 т в год. Для Казатомпрома эта сделка – не только возможность расширить рынки сбыта урана, но и наладить производство продукции с максимальной добавленной стоимостью. Westinghouse – одна из немногих корпораций, которая самостоятельно изготавливает топливо для любых типов реакторов. Ресурсное обеспечение реакторов Westinghouse легло на Казатомпром после заключения сделки между Казатомпромом с Westinghouse. В перспективе Казатомпром намерен поставлять ядерное топливо для энергетических реакторов Westinghouse Electric LLC. Для Казахстана сотрудничество с Японией – это возможность обрести опыт и получить доступ к технологиям ЯТЦ. Атомно-промышленный комплекс Казахстана привлекателен и для Китая. Поднебесная расценивает мирный атом как уникальный ресурс, способный удовлетворить растущий спрос на электроэнергию. КНР обладает самой масштабной программой развития атомной энергетики в мире, которая выводит его на ведущие позиции по потреблению услуг ЯТЦ. Стратегической целью КНР является модернизация существующего в стране атомно-промышленного комплекса, при этом необходимо стать не только самодостаточным государством с развитым атомно-промышленным комплексом, но и выйти на внешние рынки в качестве экспортера услуг ЯТЦ. Собственные запасы природного урана (70 тыс. т) в целом удовлетворяют краткосрочные потребности китайских АЭС в ядерном топливе. Но Китай нацелен на расширение направлений развития атомной отрасли, и в среднесрочной перспективе урановых запасов будет явно недоставать. Поднебесная столкнется с необходимостью импортировать уран. Китай начал активно осваивать казахский урановый потенциал в 2007 г. Между Казатомпромом и ведущими китайскими компаниями ядернотопливного цикла – China National Nuclear Corp. (CNNC) и China Guangdong Nuclear Power Corp. (CGNPC) – был подписан ряд соглашений о создании совместного предприятия по освоению урановых шахт на казахских урановых рудниках Ирколь в Кызылординской области, Семизбай в 123 Акмолинской области, Китай должен получить долю в месторождении Жалпак в Южно-Казахстанской области. Казахстан в свою очередь получил право расширенного инвестирования в атомную экономику КНР и возможность обмена технологическим опытом в сфере развития атомной отрасли. Казатомпром в течение 10 лет будет поставлять уран в Китай, фабриковать топливо для китайских АЭС, с 2013 г. поставлять ТВС для китайских реакторов и участвовать в строительстве АЭС в КНР. Примечательно, что Казатомпром стал первым альтернативным поставщиком CGNPC для строящихся АЭС. Таким образом, реализация инициативы Казахстана в области развития мирного атома представляется вполне адекватной и своевременной. Но без взаимодействия с крупными мировыми компаниями в области ЯТЦ, обладающими технологиями по созданию ядерного топлива и способными поделиться соответствующим опытом с государствами-новичками, любая идея рискует остаться нереализованной. Неизбежное сотрудничество в ядерной сфере с другими государствами ведет к тому, что вряд ли ЯТЦ в Казахстане, а в перспективе во всей ЦА можно будет назвать сугубо внутрирегиональным или национальным. Скорее всего, речь будет идти о создании транснационального вертикально-интегрированного ЯТЦ ЦА. 26. Сотрудничество, связанное с расширением использования ядерной энергии и развитием технологий [2] Посредством системы контрактов и соглашений Международный форум «Поколение IV» (МФП) координирует исследовательскую деятельность в области шести ядерно-энергетических систем следующего поколения, отобранных в 2002 году и описанных в издании «A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems» («Дорожная карта технологий для ядерно-энергетических систем поколения IV»). К ним относятся газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах (GFR), реакторы на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (LFR), реакторы на солевых расплавах (MSR), реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR), надкритические водоохлаждаемые реакторы (SCWR) и сверхвысокотемпературные реакторы (VHTR). В них используются различные технологии реакторов, преобразования энергии и топливного цикла. В зависимости от соответствующей степени технической зрелости эти системы, как ожидается, станут доступными для коммерческого внедрения в период между 2015 и 2030 годами или позднее. В настоящее время в МФП насчитывается 13 членов. В число участников Международного проекта Агентства по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) входят 37 стран. В ИНПРО в настоящее время четыре проекта: 1) национальные долгосрочные ядерно-энергетические стратегии, 2) глобальные ядерно124 энергетические сценарии, 3) технические и институциональные инновации и 4) политика и Форум для диалога в рамках ИНПРО. ИНПРО и МФП координируют деятельность в рамках совместного плана действий, охватывающего сотрудничество в следующих областях: общий обмен информацией, использование синергии в методах оценки (с упором на устойчивость с точки зрения распространения, безопасность и экономические аспекты), сотрудничество в тематических исследованиях (включая, среди прочего, неэлектрические применения, РМСМ и людские ресурсы), поддержание глобального диалога между владельцами и пользователями технологий и совместная деятельность, например второй совместный семинар–практикум МАГАТЭ/ИНПРО/МФП по аспектам безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, состоявшийся в ноябре 2011 года. В рамках совместного плана действий Агентство участвует в качестве наблюдателя в работе группы МФП по вопросам политики и в качестве члена в деятельности рабочих групп МФП. Состав Международной системы сотрудничества в области ядерной энергии (МССЯЭ) расширился до 31 страны-участницы и 30 страннаблюдателей, а также 3 международных организаций-наблюдателей, включая Агентство. В настоящее время в МССЯЭ две рабочие группы: по развитию инфраструктуры и по оказанию надежных топливных услуг. В 2006 году КЯР США и Французское управление по ядерной безопасности (АСН) приступили к осуществлению Межнациональной программы оценки проектов (МПОП). По состоянию на апрель 2012 года участниками МПОП являются национальные регулирующие органы из 11 стран. В рамках МПОП объединяются ресурсы этих 11 ядерных регулирующих органов для того, чтобы, во-первых, сотрудничать в рассмотрении вопросов безопасности проектов конкретных реакторов и, вовторых, изучать возможности согласования практики регулирования. В МПОП пять рабочих групп: по EPR, AP1000, кодам и стандартам, цифровым контрольно-измерительным приборам и системам управления и защиты (КИП и СУЗ) и сотрудничеству в проведении инспекций поставщиков. Страны участницы МССЯЭ Австралия, Аргентина, Армения, Болгария, Венгрия, Гана, Германия, Иордания, Италия, Казахстан, Канада, Кения, Китай, Республика Корея, Кувейт, Литва, Марокко, Нидерланды, Оман, Польша, Российская Федерация, ОАЭ, Румыния, Сенегал, Словения, Соединенное Королевство, США, Украина, Франция, Эстония и Япония. Страны участники МПОП Индия, Канада, Китай, Республики Корея, Российская Федерация, Соединенное Королевство, США, Финляндия, Франция, Южная Африка и Япония. 26.1. Развитие реакторной технологии 125 и технологии топливного цикла [2]. Строящиеся реакторы в настоящее время в мире 26.1.1. Легководные реакторы (LWR) Из строящихся в настоящее время 62 энергоблоков 54 установки легководные реакторы. В число 26 реакторов, строящихся сегодня в Китае, входят европейский реактор с водой под давлением (EPR), АР-1000 компании «Вестингауз» и отечественные конструкции PWR, такие как CNP-600, CPR-1000 и CAP-1400. Национальная ядерная корпорация Китая также разработала проект установки CNP-1000, в котором нашел отражение опыт проектирования, строительства и эксплуатации АЭС «Циньшань» и АЭС в Даяване. В 2010 и 2011 годах в Линао началась промышленная эксплуатация первых двух энергоблоков. Шанхайский научно-исследовательский и проектноконструкторский институт ядерной техники разрабатывает проект усовершенствованного пассивного реактора CAP-1400/1700 на базе технологии пассивных средств безопасности AP-1000. В Японии эксплуатируются 4 усовершенствованных кипящих реактора (ABWR), а до аварии на АЭС «Фукусима-дайити» строились еще два таких реактора. Их строительство было приостановлено на неопределенный срок. В Японии существует программа создания ABWR-II мощностью 1638 МВт (эл.), которая должна обеспечить экономию за счет масштаба по сравнению с нынешними ABWR, а также программы создания высокопроизводительного усовершенствованного кипящего реактора (HP-ABWR) и высокопроизводительного усовершенствованного реактора с водой под давлением (HPAPWR). Оба смогут развивать мощность порядка 1800 МВт (эл.). В стадии разработки находится также европейский вариант реактора APWR, EUAPWR, который будет оценен на предмет соответствия Требованиям, предъявляемым к европейским энергопредприятиям. В Республике Корея в настоящее время эксплуатируются 11 энергоблоков OPR1000 и один находится в стадии строительства. На базе проекта OPR1000 Корейская компания по гидро- и ядерной энергетике спроектировала усовершенствованный энергетический реактор APR1000, а также APR1400 - для получения дополнительной экономии за счет масштаба. Энергоблоки APR1400 сооружаются на площадках «Шин-Кори-3» и «Шин-Кори-4» и намечены к строительству на площадках «Шин-Ульчин1» и «Шин-Ульчин-2» и «Шин-Кори-5» и «Шин-Кори-6». Четыре энергоблока APR1400 были заказаны ОАЭ. В стадии разработки находится также европейский вариант APR1400, EU-APR1400, который будет оценен на предмет соответствия Требованиям, предъявляемым к европейским энергопредприятиям. Начались работы по проектированию APR+, который представляет собой усовершенствованный PWR мощностью 1500 МВт (эл.). 126 Во Франции и Германии компания «АРЕВА нюклеар пауэр» разработала проект европейского реактора с водой под давлением мощностью 1650 МВт (эл.), который удовлетворяет Требованиям, предъявляемым к европейским энергопредприятиям. Четыре таких реактора строятся сегодня в Китае, Финляндии и Франции. В партнерстве с «Е.ОН» АРЕВА разрабатывает проект реактора KERENA мощностью 1250 МВт (эл.), усовершенствованного BWR с пассивными системами безопасности, а в рамках совместного предприятия с «Мицубиси хэви индастриз» она проектирует реактор «АТМЕА-1» мощностью 1150 МВт (эл.) усовершенствованный PWR с активными системами безопасности. В США корпорацией «Вестингауз» был разработан проект реактора AP-1000, который прошел сертификацию в 2006 году. Четыре энергоблока AP-1000 сооружаются в настоящее время на площадках «Саньмынь» и «Хайян» в Китае. В настоящее время Комиссия по ядерному регулированию (КЯР) США рассматривает ABWR компаний «Дженерал электрик - Хитати нюклеар энерджи» и ABWR компании «Тосиба» на предмет продления сертификации этих проектов. Она рассматривает US-EPR компании АРЕВА, APWR компании «Мицубиси» и ESBWR компаний «Дженерал электрик Хитати нюклеар энерджи» на предмет сертификации. В Российской Федерации «Атомэнергопроект»/«Гидропресс» разрабатывает проекты эволюционных ВВЭР в диапазоне мощности от 300 МВт (эл.) до 1800 МВт (эл.). Два энергоблока ВВЭР-1000 (В-320) и пять энергоблоков ВВЭР-1200 (АЭС-2006) находятся в стадии строительства. Два энергоблока ВВЭР-1000 (В-320) эксплуатируются в Китае (Тяньвань-1 и 2), два в Чешской Республике (Темелин-1 и 2) и один в Исламской Республике Иран. 26.2. Энергетические реакторы малой и средней мощности (РМСМ) В настоящее время в 26 странах эксплуатируется 131 РМСМ с суммарной мощностью 58,9 ГВт (эл.). Из 62 строящихся реакторов 14 представляют собой РМСМ. На той или иной стадии НИОКР находятся сегодня примерно 45 инновационных концепций РМСМ. В Аргентине проектируется реактор CAREM - маломощный LWR интегрального типа с водой под давлением, в котором все основные компоненты находятся внутри реакторного корпуса, и электрической мощностью 150-300 МВт (эл.). В сентябре 2011 года начались земляные работы на площадке для размещения прототипной установки CAREM мощностью 27 МВт (эл.). Во Франции компания DCNS проектирует Flexblue - маломощную модульную подводную установку мощностью 50-250 МВт (эл.) - на базе водоохлаждаемой судовой двигательной установки французской конструкции. 127 Спроектированный в Республике Корея системно-интегрированный модульный усовершенствованный реактор (SMART) имеет тепловую мощность 330 МВт (тепл.) и предназначен для опреснения морской воды. До конца 2012 года национальная Комиссия по ядерной безопасности должна утвердить стандартную конструкцию SMART. В Российской Федерации в стадии строительства находятся два размещаемых на барже реактора КЛТ-40С мощностью 35 МВт (эл.), которые будут использоваться для комбинированного производства электроэнергии и технологического тепла. Реактор КЛТ-40С создан на базе серийно производимой судовой двигательной установки КЛТ-40 и представляет собой усовершенствованную конструкцию реактора, на котором работают атомные ледоколы. На стадии детального проектирования находится установка АБВ-6М мощностью 8,6 МВт (эл.). Она представляет собой легководный реактор с водой под давлением интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Установка РИТМ-200 мощностью 8,6 МВт (эл.), которая находится сегодня на стадии детального проектирования, - это реактор интегрального типа с принудительной циркуляцией для атомных ледоколов. В США сегодня проектируются четыре РМСМ интегрального типа с водой под давлением: mPower, NuScale, РМСМ компании «Вестингауз» и HiSMUR 140. Установка mPower состоит из 2-6 модулей мощностью 180 МВт (эл.) каждый. Заявку на сертификацию этого проекта планируется подать в КЯР США в 2013 году. Проект NuScale Power предусматривает строительство АЭС, насчитывающей до двенадцати модулей по 45 МВт (эл.). Заявку на сертификацию этого проекта также намечено подать в 2013 году. РМСМ компании «Вестингауз» - это концептуальный проект реактора мощностью 225 МВт (эл.), в котором предусмотрены пассивные системы безопасности и компоненты, прошедшие апробирование на AP1000. Кроме того началась разработка более новой конструкции РМСМ модульного реактора Holtec с естественной безопасностью (Hi-SMUR 160), который представляет собой реактор мощностью 160 МВт (эл.) с естественной конвекцией, что избавляет от необходимости использования циркуляционных насосов, а также внешних источников энергоснабжения. 26.3. Тяжеловодные реакторы (HWR) Сегодня в мире эксплуатируется 47 HWR и еще пять находятся в стадии строительства. HWR делятся на два типа: канальные и корпусные. За исключением установки «Атуча-1» в Аргентине, все эксплуатируемые сегодня HWR относятся к канальному типу. Из пяти сооружаемых реакторов все, за исключением установки «Атуча-2», относятся к канальному типу. В январе 2011 года Комиссия по ядерной безопасности Канады (КЯБК) завершила предпроектное рассмотрение конструкции ACR-1000, в 128 результате чего он стал первым усовершенствованным ядерным энергетическим реактором, который прошел такое рассмотрение в КЯБК. В установке ACR-1000, проектируемой компанией «Канду энерджи», используются компоненты высокой степени стандартизации и слабообогащенный уран для компенсации использования легкой воды как теплоносителя первого контура. В настоящее время КЯБК проводит предпроектное рассмотрение усовершенствованной конструкции CANDU-6 (EC 6) мощностью 700 МВт (эл.). Кроме того, «Канду энерджи» занимается проектированием сверхкритического водоохлаждаемого реактора CANDU (CANDU-SCWR). В Индии компания «Нюклеар пауэр корпорейшн оф Индиа лимитед» (NPCIL) разработала эволюционный HWR мощностью 700 МВт (эл.). Четыре таких реактора находятся сегодня в стадии строительства. В Центре атомных исследований им. Бхабхи (ЦАИБ) завершается проектирование усовершенствованного тяжеловодного реактора (AHWR) мощностью 300 МВт (эл.), в котором будут использоваться ториевое топливо, пассивные системы безопасности, тяжеловодный замедлитель и кипящий легководный теплоноситель в вертикальных напорных каналах. 26.4. Газоохлаждаемые реакторы (GCR) Сегодня в мире эксплуатируются 14 усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов (AGR) и 1 магноксовый реактор, причем все они находятся в Соединенном Королевстве. В Китае на продвинутой стадии проектирования находится модульная демонстрационная установка промышленного масштаба, называемая высокотемпературным модульным реактором с шаровыми твэлами (HTRPM). Была образована компания-собственник, и идет изготовление таких компонентов, как корпуса высокого давления первого контура, парогенераторы, внутрикорпусные устройства и гелиевые газодувки. Площадка уже подготовлена, и заливка бетона начнется сразу же после того, как будет получено разрешение от властей. В Республике Корея в рамках проекта «Развитие и демонстрация производства водорода с помощью ядерной энергии» создаются мощности для производства водорода. Реализуется проект НИОКР по созданию ключевых технологий производства водорода с использованием сверхвысокотемпературного реактора (VHTR). Предметом исследований в рамках проекта является использование VHTR в сочетании с серно-йодным термохимическим циклом; данные о поведении металлов и графита при высоких температурах; серно-йодный цикл под высоким давлением; изготовление и аттестация TRISO-топлива; и методы компьютерного программирования и проектирования. В Южной Африке работы по проекту модульного реактора с шаровыми твэлами были прекращены в 2010 году. Компания «Пеббл бед 129 модьюлар реактор (пти) лимитед» существует до сих пор и сохранится как минимум до 2013 года. Ее нынешняя роль состоит в сохранении интеллектуальной собственности, наработанной в рамках проекта, и разработке соответствующих стратегий взаимодействия с клиентами и поставщиками в будущем. В США в феврале 2012 года компания «Некст дженерейшн нюклеар плант индастри эллаянс лимитед» объявила о выборе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR) компании АРЕВА в качестве лучшей конструкции АЭС следующего поколения. Состоящие в этом альянсе компании намерены сотрудничать между собой в деле проектирования, строительства и эксплуатации HTGR. Концептуальный проект АРЕВА представляет собой HTGR, работающий на призматическом топливе, с мощностью одного модуля порядка 625 МВт (тепл.). 26.5. Реакторы на быстрых нейтронах (FR) Сегодня в мире эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах: китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR) мощностью 20 МВт (эл.) и российский реактор БН-600 мощностью 560 МВт (эл.). Еще два реактора находятся в стадии строительства - в Индии и Российской Федерации. CEFR представляет собой реактор на быстрых нейтронах бассейнового типа с натриевым теплоносителем (SFR). В Китае также проектируется CFR1000 - демонстрационный SFR мощностью 1000 МВт (эл.), использующий МОХ-топливо. В соответствии с Европейским стратегическим планом по энергетическим технологиям (СЭТ-Плана) Европейская комиссия недавно определила два направления технологического развития реакторов на быстрых нейтронах. На первом направлении будет развиваться технология SFR, на втором - технология быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем и газоохлаждаемых быстрых реакторов в качестве альтернатив на более длительную перспективу. Соответствующая демонстрационно-внедренческая программа под названием «Европейская промышленная инициатива по созданию ядерной энергетики с устойчивой ресурсной базой» предусматривает создание французского прототипа SFR «ASTRID» и двух демонстрационных установок, «ALFRED» и «ALLEGRO», для демонстрации технологий, использующих свинцовый и газовый теплоносители, соответственно. Эта программа предполагает также строительство в Бельгии подкритической облучательной установки на быстрых нейтронах MYRRHA. В Калпаккаме, Индия, сооружается прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах (FBR) мощностью 500 МВт (эл.); его ввод в эксплуатацию намечен на начало 2013 года. Индийской программой 130 предусмотрено строительство нескольких энергоблоков FBR ориентировочно в 2020-2025 годах, а после 2025 года - проектирование быстрых реакторов на металлическом топливе и с более высокими коэффициентами воспроизводства. В Японии в рамках проекта по разработке технологии быстрых реакторов с замкнутым циклом (ФаКТ) создается японский быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 1500 МВт (эл.), а в Республике Корея реализуется широкая программа НИОКР, связанная с созданием SFR «KALIMER» мощностью 600 МВт (эл.). 109. В Российской Федерации на площадке, где в настоящее время работает реактор БН-600, сооружается установка БН-800. Этап ввода БН-800 в эксплуатацию планируется начать в 2014 году. Недавно в Российской Федерации был дан старт новой программе создания усовершенствованного SFR (БН1200), реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, свинцововисмутового быстрого реактора СВБР-100, соответствующих топливных циклов и нового многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР. 27. Экологическая безопасность атомной энергетики Загрязнение биосферы продуктами техногенной деятельности приобрело такие масштабы, что не обращать на это внимание уже нельзя. А угроза распространения оружия массового поражения и появившаяся перспектива возможности клонирования человека, вообще, ставит вопрос о совместимости этических основ нашей цивилизации со свободой научного поиска. Не будет преувеличением считать, что основным противоречием нашей эпохи является противоречие между эволюционными моральными традициями, аккумулирующими в себе бесценный опыт совместного проживания всё увеличивающегося населения Земли, и революционным характером научного изменения материальных условий этого сосуществования. Сумеет ли человечество конструктивно разрешить это противоречие, или ему опять, чтобы спастись, придётся пройти через Голгофу [27]. До настоящего времени человеческая история – это история решения проблем ресурсов. Можно говорить о цивилизации или о цивилизациях добывания ресурсов. Проблемы, связанные с отходами, если и возникали, то рассматривались как второстепенные и «решались» за счёт природы (биосферы), которая трактовалась как окружающая среда, т.е. как гостиница, которую при захламлении всегда можно сменить. Но отходов становилось всё больше, а «свободных номеров» всё меньше. Проблема отходов осложняется тем, что она роковым образом оказалась связанной с решением проблемы ресурсов: чем больше добывалось ресурсов, тем больше становилось отходов, т.е. решение одной проблемы порождало другую. 131 Как реакция на всё увеличивающееся количество отходов началась эпоха национального нормирования выбросов и усовершенствования добывания и использования традиционных ресурсов. Это немного улучшило ситуацию, но привело к удорожанию технологий добычи и потребления ресурсов, не решая, однако, проблему как таковую. Львиную долю антропогенных отходов составляют отходы, создаваемые современной энергетикой. Особое значение в последнее время приобрела проблема так называемого парникового эффекта, возникающего из-за присутствия в атмосфере газов, которые беспрепятственно пропускают ультрафиолетовое излучение Солнца, но задерживают отражённое от поверхности Земли инфракрасное излучение. Эти газы образуются при любом процессе горения, и с ними связывается повышение средней температуры поверхности Земли и опасность изменения климата на ней. В эмиссии тепличных газов энергетикой доминирует углекислый газ (80%) и именно он стал предметом особого внимания как фактор возможного глобального теплового эффекта. Следует сказать, что ядерная энергетика обладает неоспоримым экологическим преимуществом – удовлетворяет требованиям Киотского протокола (табл. 2). Таблица 2. Теплотворная способность различного топлива и коэффициенты выброса CO2 Топливо Теплотворная способность, МДж/кг Сырая нефть 45-46 Природный газ 55 Каменный уголь (в среднем) 22 Бурый уголь (в среднем) 9,7 Древесина (сухая) 16 Естественный уран (в реакторах типа 650·103 ВВЭР с U и Pu повторного цикла) Выбросы СО2, г/МДж 70-73 51 90 1250 94 132 Естественный уран (в реакторах CANDU) 650·103 Естественный уран (в реакторах на 28·106 быстрых нейтронах) Уран, обогащенный до 3,5 % (в реакторах 3,9·106 типа ВВЭР) При добыче и транспортировке природного газа велики его утечки, которые дают вклад в парниковый эффект, соизмеримый с вкладом всех вместе взятых ТЭЦ России, СНГ и Западной Европы, т.к. метан в значительно большей степени поглощает инфракрасное излучение, чем углекислый газ. На нефтяных промыслах сжигание миллиардов кубометров попутного газа по-прежнему является неотъемлемой частью технологического процесса добычи нефти. При разрыве нефтепроводов могут возникать локальные зоны экологического бедствия. Сегодня уже очевидно, что проблема топливных ресурсов и экологические проблемы - это две стороны одной медали: доминирующей энерготехнологии. Если мы «выбираем» органическую энергетику в качестве доминирующей, то мы одновременно выбираем проблему принципиальной ограниченности органического топлива и, как обязательный довесок, проблему нелокализуемых отходов с её парниковыми и другими осложнениями. Нельзя забывать, что наша биосфера образовалась, помимо всего прочего, и как результат захоронения органического углерода в осадках в форме углеводородов и углей. Поэтому интенсивная топливная «эксгумация» этого углерода не может не привести к деградации биосферы (табл. ). Таблица Экологические последствия от эксплуатации угольной ТЭС (с коэффициентом очистки выбросов 0,975) и АЭС одинаковой мощности 1 ГВт Показатели Угольная ТЭС Потребление топлива, т 12 млн т угля Потребление атмосферного кислорода, 5,5 млрд м3 Выбросы в окружающую среду: 10 окислы углерода, млн т окислы азота, тыс. т 34,2 окислы серы, тыс. т 124,4 гидрокарбонаты, т 23 АЭС 286 т UO2 — — — — — 133 зола и сажа, не улавливаемая фильтрами, тыс. т бензапирен, т пятиокись ванадия, т тяжелые металлы (Cu, Со, Рb, Sn, Zn и др.), т долгоживущие радионуклиды (40К, 212Рb, 210 Ро и др.), Ки Твердые отходы, т Использование земли при добыче топлива, га: занятая площадь нарушенная территория Мощность дозы в районе размещения станции, мкР/ч 7,3 — 12 37 5 — — — 40 2 830 тыс. 30 130 11 45-80 15,4 6,6 10-14 Таким образом, не решая, а лишь откладывая решение топливной проблемы, органическая энергетика обостряет проблему отходов. При современном решении топливной проблемы человечество волейневолей становится заложником эволюционного стереотипа: чем больше, тем лучше. Наша логика проста: чем больше, мы извлекаем из недр сырья, тем мы богаче. А у природы логика другая: чем больше, тем хуже. Вопервых, надо понять, что же мы, собственно говоря, хотим, т.е. сформулировать экологические требования к крупномасштабным энерготехнологиям. Сегодня они уже достаточно очевидны: - топлива должно быть не много, а достаточно, при этом воздействие на биосферу при его добыче должно быть минимальным, а его энергетический запас практически неисчерпаемым; - процесс «сжигания» топлива должен быть безопасным, т.е. не сопровождаться выбросами локализуемых (в случае аварий) и нелокализуемых (при нормальной эксплуатации) отходов; - локализуемые отходы должны быть по своей физико-химической активности близки к исходному топливному сырью и захораниваться в местах его извлечения или им подобных. Во-вторых, надо признать, что ни одна из существующих энерготехнологий, этим требованиям не удовлетворяет. И наконец, в-третьих, надо найти в уже существующих технологиях зародыш новой энерготехнологии, удовлетворяющей всем этим требованиям. И такой зародыш есть. Это атомная энергетика. И именно сегодня имеются все основания говорить о том, что современная атомная энергетика может быть трансформирована в крупномасштабную энерготехнологию без ограничений по топливным ресурсам, безопасности и 134 отходам. Итак, нужна новая энергетическая политика, в которой атомная энергетика будет играть ключевую роль как фактор стабильности. Реализация новой энергетической политики это и закладывание основ новой экологической политики, цель которой - экологическая безопасность. Можно дать десятки определений этому понятию, и каждое из них в той или иной степени будет удовлетворять те или иные научные вкусы. Но суть его можно выразить очень коротко: экологическая безопасность – это безопасность будущего. Много ли человеку надо? Свежий воздух, чистая вода и сытная пища? Да. И всё это вместе, а не одно за счёт другого. И всё это для всех, а не для одних за счёт других. История человечества показывает, что это очень непростая задача - безопасность будущего. И энергетикам, по-видимому, одними из первых придётся находить пути к её решению. А решение это можно найти, только опираясь на самые современные научные достижения. Синдромы и энергетические парадоксы Казахстана. Парадоксы развития АЭ Что мы имеем на сегодня в Казахстане? - Мировое лидерство в производстве урана. - Семипалатинский ядерный полигон. - МАЭК. - атомный реактор для проведения научных исследований. - отсутствие АЭС и дефицит электроэнергии. Первое, бесспорно, играет важную политическую и экономическую роль. Это не только поступления в государственную казну, но и еще одна отрасль, показавшая миру, что есть и чем богата наша страна. Вместе с тем страна находится в парадоксальной ситуации, которая заключается в том, что имея богатые месторождения урана, производя ядерное топливо, республика не имеет собственной АЭС и покупает электроэнергию у соседних стран! Второе и третье - наша история, история о которой можно сожалеть и одновременно гордиться. О Семипалатинском полигоне каждый может рассуждать согласно своих взглядов и мировоззрений, как общественно-политических, научных, так и общемировых. К примеру, для ученых это научный материал, это «лаборатория под открытым небом», это исследования еще на десятки десятилетий, которые давали, и будут давать, мировой науке толчок для новых мыслей и открытий. Существует договоренность Казахстана, России и США о совместном использовании Семипалатинского полигона для научных исследований, достигнутая на Сеульском саммите по Глобальной ядерной безопасности прошедшем в марте 2012 года. Для «зеленых» и «позеленевших» - это конец света, мрак и аргумент для запрета на строительство АЭС. Альтернативой полигону служит МАЭК. МАЭК – это 135 наш первенец, это наша гордость и иначе не скажешь! Во-первых, он простоял 25 лет без аварий и каких либо серьезных эксцессов. Он проработал бы еще лет 10, если бы не было политических коллизий. Он поил пресной водой и обеспечивал энергией целый мегаполис в пустыне и тем самым работал на экономику всей республики. Именно, благодаря ему, отстроился нынешний город-красавец Актау со всеми его промышленными и культурными объектами. Но самое главное – это более 250 высококвалифицированных специалистов, готовый отечественный кадровый потенциал для новой АЭС. Сразу хочется пояснить позицию автора в отношении строительства АЭС. Автор не противник индустриально-технологического пути развития своего государства, напротив, сторонник строительства не менее двух десятков крупных градообразующих предприятий по глубокой переработке сырья горнодобывающей, нефтеперерабатывающей, машиностроительной, химической, сельскохозяйственной и других направлений промышленности. В Программе «Форсированного индустриально-инновационного развития Республики Казахстан», заложено строительство (развитие) предприятий на миллиарды долларов государственного бюджета. Возникает только один вопрос – на чем и как будут работать они, если в стране имеет место дефицит электроэнергии? Если за 20 лет мы не построили ни одной крупной ТЭЦ, ГРЭС, которые обеспечивали бы электричеством в полном достатке, если не страну, так хотя бы отдельно взятый регион. В случае, если объекты ФИИР не будут в полном объеме обеспечены электроэнергией, то мы будем иметь очень дорогие «потемкинские деревни» разбросанные по обширной территории республики! Например, Казатомпром активно финансирует и развивает такие отрасли ВИЭ как ветроэнергетика и гелиоэнергетика. Другие крупные национальные компании и холдинги должны последовать этому примеру! Но мы должны прекрасно понимать и тот факт, что развитие альтернативной энергетики не является решением проблем дефицита электроэнергии, а имеет вспомогательные, дополнительные функции по обеспечению электроэнергией труднодоступных регионов и малонаселенных пунктов, но не обеспечение крупных объектов промышленности. ВИЭ не могут быть альтернативой атомной энергии, тем паче применительно к индустриально развивающейся стране. Мы не Германия, которая может позволить себе остановить пару АЭС в стране, потратив на это с десяток миллиардов евро. Заявить об отказе от атомной энергии – это одно, претворить в дело – это совсем другое. Понадобится как минимум 2-3 года, чтобы мир увидел на деле первые шаги Германии, ведь от политических деклараций до реальных шагов нужны серьезные подсчеты экспертов, их заключение и лишь после услышать: «Извините, погорячились чуточку, мы тут прикинули и пришли к выводу, что в ближайшее десятилетие это категорически немыслимо». 136 Ей это позволительно с точки зрения выноса за пределы страны нескольких десятков энергопотребляющих предприятий таких отраслей, как автомобилестроения, машиностроения, легкой промышленности и тем самым обеспечить дотациями рабочих с высвободившихся заводов и фабрик. И Китай, и Россия, да думаю и наша страна не откажут себе в удовольствии разместить производство какого либо товара (да хоть бампер для мерседеса или порше), с немецким брендом. Но при условии достаточного энергообеспечения этого предприятия. При размещении любого значимого совместного производства или своего отечественного, невольно встает вопрос не просто политической стабильности данного государства, но и гарантии энергообеспеченности планируемого предприятия. Мы не сможем сказать партнерам, что поставим им сорок ветряков или столько же солнечных панелей, которые не гарантируют Вам бесперебойное электроснабжение. Знал бы мир японские брэнды «Тойота», «Сони», «Ниссан», «Хонда» и еще с десяток других брэндов известных компаний, если бы они продолжали «топить бамбуком»? Стала бы эта страна «толкаться» в первой мировой тройке промышленно-финансовых и экономически развитых государств, если бы не построила (50)три десятка АЭС? Однозначно нет! А ведь речь идет о стране и нации подвергшейся двукратной атомной бомбардировке. Япония пошла на эти шаги только потому, что в стратегии развития государства было заложено стать «первыми» и «лучшими». И они это сделали именно благодаря решению вопроса энергообеспеченности своих промышленных объектов посредством АЭС. Наша географическая гордость расположения страны, к сожалению или радости, не дала нам возможность возводить казахстанские «токтогул», «нурек», «вахш», «братск» и т.д., но сделала нас, к примеру, «энергетическими заложниками» маленькой Киргизии. А потому, АЭС в нашем понимании, это: энергетическая обеспеченность вводимых в строй и запланированных объектов ФИИР и других крупных работающих промышленных предприятий республики; энергетическая независимость республики от соседних стран; стабильное производство электроэнергии не только для внутренних потребностей, но и обеспечение экспортного потенциала; увеличение экспортного потенциала нефтепродуктов; экономическая эффективность производства электроэнергии; использование собственной сырьевой базы для АЭС, что придаст дополнительный импульс для производителей ядерного топлива; развитие науки и научного потенциала в области ядерной безопасности, новых типов ядерных реакторов и многое другое. 137 Мы вступили на полукапиталистический путь развития, а потому не надо ждать, что народ будет крутить динамо, чтобы работало его предприятие. «Энтузиазма строителей социализма» не будет! Ибо все нынче не народное, а потому будьте любезны обеспечить своего наемного сотрудника всем необходимым. Нами приведены все негативные факты имевшие место в далекой и не столь далекой истории развития атомной энергетики, аварии повлекшие трагедии народов. Но нет ни единого факта, чтобы какая либо страна, напрочь отказалась от энергии мирного атома. Нет фактов, чтобы масштабные трагедии случались на новых АЭС. Конечно имеются негативные факты на отдельных узлах, но не на всей цепочке термоядерного цикла, да и эти единичные случаи происходят на станциях прослуживших 20 и более лет. Конечно атом бывает и не совсем «мирный», судя по приведенным фактам, но как далеко сегодня шагнули технологии по ядерным реакторам, применяемые в АЭС!? Эта отрасль, где невозможно демонтировать технологическую линию и задешево установить в другом месте, речь идёт не о производстве макарон на бывшем в употреблении оборудовании. Всё зависит от тех, кто принимает решение - от высококвалифицированных специалистов и знающих экспертов в данной области. Казахстан не только давно созрел, но и лет на 10 запаздывает со строительством собственной АЭС. Только, исходя из энергетического потенциала страны, можно и нужно было, планировать строительство объектов индустриального развития. Мы как минимум «запрягли телегу впереди лошади», а сейчас не хватает политического мужества для принятия однозначного решения – строить! Как правило, одним из «козырей» противников атомной энергетики, является подсчет «жертв радиации». Где у нас цифры ежедневных жертв, смертей от различных «мелких катастроф» местного значения? Сколько ежедневно людей гибнет только в автомобильных катастрофах и в какое количество это выльется в годовом исчислении? Сколько людей тонет в летний период в водоемах республики, сколько жизней уносит пьянство и наркомания? Сколько людей умирает в бытовых и просто в уличных «разборках»? Только в 2010 году в стране по официальным данным скончалось (не стало) почти 146 тысяч человек, из них почти 18000 человек умерли от несчастных случаев, отравлений и травм. В группу последних входит и число погибших в автомобильных катастрофах. А теперь подумайте – мало это или много для страны с 16 миллионным населением? Как, после выше приведенных данных, мы можем говорить об угрозе еще не построенной АЭС, о радиационном заражении и прочих «кошмарах»? Кошмар уже имеет место, когда в мирное время, без всяких войн и потрясений, без весомых на то причин государство ежегодно теряет целый 138 «город с населением в 146 тысяч человек», когда в простых авариях гибнет «поселок городского типа численностью в 18000 человек». Вот над чем должны думать и озаботиться те, кому дорог его народ, а не будоражить общественность своими «ядерными предубеждениями» и строить теоретические сценарии «будущих катаклизмов». Атомные электрические станции могут работать надежно, если их проектирование шло под тщательным надзором, в их конструкции предусмотрена система высокого качественного контроля за безопасным режимом эксплуатации АЭС и работа постоянно контролируется строгими правилами (инструкциями). События на Чернобыльской АЭС в 1986 году послужили причиной существенного усиления надежности атомных реакторов и на много повысились требования к системам отвечающим за безопасную работу реактора. На западе даже рассматривался вариант размещение атомных электрических станций в отдаленных районах с таким расчетом, чтобы в случае экстренного происшествия риск радиационного поражения населения свести к минимуму. Некоторые критики атомной энергетики полагают, что уран надо заменить на уголь, но никто из тех, кто так полагает, не понимает, какое огромное количество угля для этого потребуется. К концу XX-го века ежегодно добывалось около 2 млрд тонн, что привело к огромному ущербу для окружающей среды, а также имело значительный социальный урон. 100 000 жизней, унесла за прошлый век угольная промышленность. Да, угольные шахты в наше время безопаснее, чем раньше, но даже сейчас в них гибнут около 30 человек в год. Кроме того, каждый год диагностируются примерно 4000 новых случаев легочного антрокоза. Но с углем люди хорошо знакомы, поэтому связанные с ним смерти и увечья не внушают обществу ужас. Не пугает публику и тот факт, что угольные электростанции каждый год выбрасывают в воздух тонны вредных веществ, в том числе – и в этом есть некая ирония - огромное количество радиоактивных соединений. Нам комфортно со знакомыми факторами, сколько бы они ни несли смертей и болезней. При существующих альтернативных энергетических источниках (солнце, ветер, геотермальные электростанции) и их наличии в распоряжении человека все же именно ядерная энергия, по-видимому, создает приемлемый риск для стран Западной Европы. Сегодня ядерная энергетика единственный практический источник энергии, адекватный для поддержания высокого уровня жизни в экономике промышленно развитых стран. Важный момент в настоящее время состоит в том, чтобы дать объективную и реалистическую оценку данному риску – риску использования АЭС. Существует странный парадокс: большинство из нас признают одинаковый по степени риск для какой-то одной опасности и различный - для другой. Очевидно, что реальные опасности мы принимаем с легкостью и готовы смириться с ними, а к опасностям теоретическим относимся с 139 предубеждением. Например, в сознании, как жителей стран Западной Европы, так и США автомобильные катастрофы представляются настоящим убийцей. Тем не менее, большинство людей готовы принять этот очень существенный риск в качестве платы за те удобства, что связаны с вождением автомобиля. В США около 55 000 человек ежегодно погибают в автомобильных катастрофах. Большинство из них — владельцы автомобилей, но в то же время около 10 000 жертв — пешеходы, которые шли вблизи или по автостраде, и еще приблизительно 500 человек погибли в собственных домах, которые разрушились в момент удара о них мчащегося автомобиля. Около 2000 человек в США каждый год гибнет в авиакатастрофах, причем приблизительно 200 человек погибает в крупных пассажирских самолетах, 20 человек становятся невинными наземными жертвам падающих обломков самолетов, а остальные погибают в небольших частных самолетах. Более того, авиакатастрофа, в которой одномоментно гибнут сотни людей, хотя и шокирует и приводит в ужас людей на несколько дней, не оказывает заметного влияния на укоренившуюся привычку летать самолетами. Людей, которые испытывают сильный страх полета в самолете намного больше тех, кто боится ездить в автомобиле, несмотря на тот факт, что поездка в аэропорт несет в себе гораздо больший риск смерти, чем трансконтинентальный полет. Большинство из нас имеют очень разные точки зрения по поводу несчастных случаев, вероятность которых мы можем взять под свой контроль или думаем, что можем взять, и несчастных случаев, на которые, по нашему мнению, влияния своим поведением не оказываем. В действительности, человек практически не может контролировать, попадает он в автомобильную катастрофу или нет. Но нам хотелось бы думать, что мы способны это делать. С другой стороны, радиация, испускаемая ядерным реактором, который служит на пользу общества, рассматривается как наносящая нам вред, причем независимо от наших действий. Новая парадигма «Энергия будущего» Для мировой цивилизации энергетика имеет основополагающее значение. Во многих странах разработаны программы развития энергетических отраслей на ближайшие десятилетия, однако они недостаточно учитывают структуру мирового энергетического баланса и роль инновационных технологий в будущем. Необходимо аккумулировать накопленный мировой опыт и научные знания, направленные на эффективное использование энергии. На протяжении развития цивилизации мировая энергетика непрерывно эволюционировала: от дров – к углю, от уг140 ля – к нефти и т. д. В настоящее время энергетический ресурс нефти и газа следует рассматривать как временный плацдарм для создания качественно новой мировой энергетики. Формируется новая концепция, или парадигма, «Энергия будущего». Являясь системой взглядов на развитие мировой энергетики, новая парадигма энергетики устанавливает следующие приоритеты: энергосбережение; применение экологически чистых технологий добычи, транспортировки и сжигания топлива; использование возобновляемых источников энергии как основы развития человечества и сохранения значительных объемов природных ресурсов для будущих поколений. Основные положения парадигмы «Энергия будущего» следующие: 1. Парадигма «Энергия будущего» предусматривает усовершенствование экономической структуры на локальных, региональных и глобальных уровнях в соответствии с принципами эффективного использования энергии, оптимального управления энергетическим балансом с учетом критериев качества энергии и экологической безопасности. 2. Для обеспечения многократного роста энергопотребления в XXI в. необходимо не просто интенсивное развитие всех отраслей и модернизация устаревшего оборудования, а внедрение высоких технологий и принципиально новой техники: Энергосбережение – внедрение в мировом масштабе инновационных технологий. Нефтегазовая отрасль – освоение нетрадиционных видов сырья (битумов, горючих сланцев, метана угольных пластов, газогидратов). Угольная отрасль – использование новых типов ТЭС, производство экологически чистого твердого и жидкого топлива. Ядерная энергетика – широкомасштабное производство энергии на АЭС новых типов, освоение термоядерного синтеза. Развитие водородной энергетики. Возобновляемые источники энергии – усовершенствование технологий и строительство рентабельных энергетических установок. Законодательное инициирование и финансовая поддержка широкомасштабного внедрения инновационных технологий. Для адаптации мировой энергетической системы к новым условиям необходимы формирование научно-технической базы и обеспечение благоприятного инвестиционного климата. Государственное регулирование – один из определяющих факторов развития энергетики. На основе разумного сочетания государственного регулирования и рыночных принципов достигается экономический рост и максимальный научно-технический прогресс. Кроме того, важную роль играют институты гражданского общества, которые, в частности, влияют на экологическую государственную политику: все крупные проекты в обязательном порядке подлежат государственной и международной 141 экологической экспертизе, осуществляется постоянный контроль за выбросами углекислого газа и др. Такие же жесткие санкции необходимо применять и к нарушениям норм эффективного потребления энергии. Соответствующие положения целесообразно включать в проектную документацию (параметры используемых энергетических установок, сроки модернизации производства и т. д.). Государственные органы должны осуществлять контроль за выполнением этих требований. Человечество обеспечено энергией на длительную перспективу при условии эффективного использования энергетических ресурсов. Природные ресурсы Земли должны рассматриваться не как неиссякаемый источник энергии, а как трамплин для научно-технического прогресса и создания качественно новой мировой энергетики на основе возобновляемых источников энергии и новых открытий в изучении строения материи. Проблемы глобальной энергетической политики обсуждаются на международных встречах самого высокого уровня. Ключевыми вопросами являются: эффективность функционирования глобальной энергетической системы, взаимодействия стран-производителей и потребителей энергоресурсов, развитие инфраструктуры топливно-энергетического комплекса, использование альтернативных источников энергии, охрана окружающей среды. Все более важную роль играют неправительственные организации (НПО) разных стран. Например в России общественное движение «Энергетику XXI в. – на путь устойчивого развития» способствовало широкой пропаганде значения инновационных технологий во всех энергетических сферах. В процесс развития инновационных технологий привлекается российская бизнес-элита, призванная оказать финансовую поддержку науке, образованию, созданию технопарков, новым разработкам в энергетике. 142 ЗАКЛЮЧЕНИЕ Историческая миссия Ядерной Энергетики, с которой она родилась, остается судьбоносной благодаря: - энергоресурсному потенциалу, заключенному в ядерном топливе с его практически бесконечным технологическим оборотом; - энергоэкономическому потенциалу, обеспечивающему высокую конкурентоспособность энергогенерирующего производства независимо от места расположения; - энергоэкологическому потенциалу, реально освобождающему биосферу от продуктов «огневой» энергетики и способному надежно и безопасно справиться с остаточной радиоактивностью ядерного топливного цикла. Формируется мировая ядерная программа, обеспечивающая единые нормы безопасности и предусматривающая контролируемый доступ развивающихся стран к ядерным технологиям в мирных целях. Расширяется международное сотрудничество стран-лидеров в мировой энергетике. Изменяется и сама структура атомной энергетики. Получают развитие реакторы на быстрых нейтронах, внедрение которых позволит не только многократно увеличить мощности ядерной отрасли, но и сделать ее максимально безопасной. Кроме того, применение реакторов-бридеров в 60 раз увеличит эффективность использования урановой руды, что обеспечит ядерную энергетику ресурсами не менее чем на тысячу лет. Современные технологии обеспечивают надежное захоронение радиоактивных отходов, а переход к замкнутому ядерному циклу позволит производить их переработку и повторное использование в реакторах нового поколения. В результате широкомасштабных международных мероприятий по безопасности АЭС и захоронению отходов доверие общественности к атомной энергетике возросло. В большинстве стран планируется многократный рост атомной отрасли. Развитие мировой атомной отрасли позволит решить энергетические проблемы во многих странах. При отсутствии в той или иной стране атомных технологий могут быть использованы модульные конструкции АЭС развитых стран с установкой их на время работы (20–25 лет) в нужном месте. Такие реакторы исключают возможность использования урана для создания ядерного оружия, а перезагрузка топлива проходит под контролем МАГАТЭ. К концу XXI в. объем производства в ядерной отрасли возрастет по сравнению с современным уровнем как минимум в 10 раз. Планируется значительную часть энергии использовать для получения водорода. Современное мировое производство и потребление водорода составляет 3 около 50 млрд м в год. По прогнозам, к 2100 г. потребление водорода 143 3 достигнет 800 млрд м , а по максимальным оценкам международных 3 организаций – 8000 млрд м . Топливные элементы позволят использовать водород на транспорте и при производстве электроэнергии. Огромное значение имеют технологии получения высококачественного жидкого топлива из угля, битума, высоковязкой нефти путем их гидрогенизации (в присутствии водорода). Обеспечение энергетической безопасности мирового сообщества в интересах настоящего и будущего поколений – обязательное условие развития мировой энергетики. Энергетический рационализм – важнейшая составляющая развития человечества. Новые открытия, особенно в ядерной физике, приведут к гигантским изменениям в энергетике, но их потенциал невозможно оценить даже гипотетически. Наиболее важными элементами глобальной энергетической безопасности являются следующие: – Диверсификация источников энергии, то есть экономика не должна чрезмерно зависеть от какого-либо одного энергоносителя, недопустима моноструктура энергетического баланса. – Экологическая приемлемость, то есть развитие энергетики не должно сопровождаться увеличением ее негативного воздействия на окружающую среду. – Рациональное потребление традиционных углеводородных ресурсов, то есть использование органического топлива в энергетике не должно приводить к нехватке его для химической промышленности. – Переход от простых поставок сырья к международному сотрудничеству в области переработки энергоресурсов, обмена новейшими технологиями, широкому взаимодействию в инвестиционной сфере, а также в разработке современных норм энергосбережения. – Высокие темпы освоения возобновляемых источников энергии позволят снизить зависимость мировой экономики от поставок нефти и газа и минимизировать затраты на транспортировку энергоресурсов. – Интенсификация международных научных исследований во всех отраслях энергетики. Обеспечение энергетической безопасности мирового сообщества может быть достигнуто только с учетом долговременных ориентиров и долгосрочных прогнозов и должно опираться на результаты глобального мониторинга энергоресурсов планеты и их использования. Дальнейшая интеграция государств при решении научных и технических задач будет способствовать успешному внедрению инновационных технологий. Во многих сферах энергетики потребуются создание и реализация крупных программ, подобных международным разработкам при создании космических аппаратов или термоядерного реактора. 144 В начале XXI в. интенсивно формируется единое мировое энергетическое пространство – залог энергетической безопасности человечества. Для большей динамичности этого процесса необходимо разработать методологическую, нормативно-правовую и организационную основу мировой энергетики. Главнейшая задача второго этапа – в 2015–2030 гг. начать реализацию проектов в рамках Единой международной программы управления топливно-энергетическим комплексом. На третьем этапе на основе долгосрочных общественногосударственных программ должна получить развитие система «Энергетика – Экономика – Природа – Общество», базисом которой призвана стать «зеленая» энергетика. Подобная глобальная программа XXI в. может быть создана под эгидой ООН при широком участии представителей власти, бизнеса, авторитетных ученых и общественных организаций. Cтратегия развития мировой энергетики должна учитывать перспективы использования экологически чистых источников энергии и новейших технологий их освоения, что позволит гарантировать энергобезопасность нашей цивилизации. Мировое сообщество должно совершить грандиозный научно-технический прорыв в освоении энергии мирного атома, земных недр, океана, солнца и космоса. Только тогда мы сможем удовлетворять растущий спрос на чистую, обильную, надежную и безопасную энергию – основу высокого уровня жизни, развитой экономики и культуры, международной и национальной безопасности. Этот источник жизненной силы мы обязаны многократно приумножить и передать в надежные руки наших потомков [28]. Казахстан хочет жить в режиме предсказуемости и долгосрочного планирования своего энергетического будущего, и хочет преодолевать растущий энергодефицит, сохранять экологию и экономить углеводороды. Альтернативная энергетика, при всех надеждах, пока не может стать устойчивым и рентабельным конкурентом традиционной энергетики. Этим и объясняется все возрастающий интерес к атомной энергетике Казахстан обладает значительным потенциалом развития атомной энергетики, имея для этого объективные предпосылки: - около 19% мировых разведанных запасов урана; - собственная развитая уранодобывающая и перерабатывающая промышленность; - реализация стратегии Холдинга «Казатомпром» по построению компании с полным ядерно-топливным циклом, который позволит обеспечить казахстанскую атомную энергетику ядерным топливом, произведенным внутри страны, что даст возможность сформировать более низкий тариф на электроэнергию; - квалифицированный персонал, четверть века обеспечивавший бесперебойную работу первого в мире опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350. С 1999 года реактор выводится из эксплуатации; 145 - уникальная научная база для исследований в области ядерной физики, квалифицированные научные и технические кадры; - успешная эксплуатация трех исследовательских ядерных реактора в научных целях; - инфраструктура для проведения фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной энергетики и ядерной физики, в том числе выполнения работ по обоснованию безопасности атомной энергетики, испытаниям перспективного топлива для ядерных реакторов, разработки проектов ядерной техники; - интегрированная в МАГАТЭ национальная система ядерной и радиационной безопасности; - законодательная и нормативная база, регулирующая основные аспекты деятельности по мирному использованию атомной энергии [29]. Последовательный перевод традиционной энергетики на ядерноэнергетические технологии принесет заметный синергетический эффект: Развитие атомной энергетики будет способствовать обеспечению энергетической безопасности страны, достижение которой в перспективе невозможно без диверсификации производства энергии. Это позволит существенно снизить или полностью ликвидировать зависимость от импорта электроэнергии, что в условиях возможных колебаний цен на сырье и прогнозируемого многократного роста потребностей в электроэнергии является большим плюсом; АЭС на сегодняшний день являются одним из наиболее экологически чистых производителей энергии. Ядерная энергетика позволит увеличить объем производимой энергии, не нарушая при этом экологический баланс. Это приведет к исключению дополнительных вредных выбросов в атмосферу и к обеспечению принятых международных обязательств в решении глобальных экологических проблем; Важнейшими преимуществами ядерной энергетики являются экономическая привлекательность тарифа и стабильность цен на электроэнергию в течение длительного периода времени; Развитие атомной энергетики объективно приведет к повышению технологического уровня отечественного машиностроения, укреплению научно-технического потенциала страны и созданию новых высокотехнологичных производств; Произойдет интеграция промышленных предприятий в международную кооперацию производителей оборудования для АЭС; Будет изменена структура экспорта в направлении увеличения доли высокотехнологичной продукции – электроэнергии и реакторного топлива, а в перспективе - и новых АЭС; 146 Гарантированность энергетических ресурсов обеспечит устойчивое социально-экономическое развитие регионов Казахстана. Ядерная энергетика сделает Казахстан великой державой, с ней связаны прогрессивные технологии, поэтому актуальность ее развития не вызывает сомнений. Ренессанс ЯЭ уже наступил, впереди — ее эпоха. Атомная энергетика в Казахстане должна и будет развиваться, и этот процесс необратим. Литература: 1. Полоцкий А. Европа и США готовы пересмотреть свои планы по ядерной энергетике из-за аварии на японских АЭС РБКdaily ежедневная деловая газета в сотрудничестве с Handelsblatt http://www.rbcdaily.ru/2011/03/15/world/562949979862515А. 2. Доклад Генерального директора Международное состояние и перспективы ядерной энергетики - 2012 //Генеральная конференция http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC56/GC56InfDocuments/Russian/gc56inf -6_rus.pdf 3. Рябев Л. Д., Решетников Е. А., Корсун Ю. Н. (http://dvoika.net/50let/index14.html) 4. http://5ballov.qip.ru/referats/preview/77327/4/?referat-yadernyiereaktoryi. 5. http://nuclear-power.ru/B9744Part8-24.html 6. http://nuclphys.sinp.msu.ru/nuc_techn/reactors/index.html 7. Галушко О.М. Оборудование АЭС//Учебное пособие - 2009. - С. 117 8. Гребенник В. Н., Кухаркин Н. Е., Пономарёв-Степной Н. Н. О высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах//Энергия: экономика, техника, экология -2011. - № 11. - С. 18-22 9. Орлов А. А., 1998 г., ММА им. Сеченова http://referat.ru/referats/view/1965 10. Федосова Ю. В. Журнал «Атомная стратегия» http://www.ase.atomstroyexport.ru/nuclear_market/analytics/item18.html 11. Поплавский В.М. Состояние и тенденции развития технологии быстрых реакторов// Известия вузов. Ядерная энергетика – 2011. - №1 - С. 515 12. Совет при Президенте по модернизации экономики и инновационному развитию России/Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах//http://i-russia.ru/nuclear/directions/36/ 147 13. Марков В.А. Новая технологическая платформа для Российской электроэнергетики//Энергия: экономика, техника, экономия – 2011. - № 3. С. 22-30 14. Семченков Ю.М. Перспективы развития АЭС с ВВЭР//Теплоэнергетика – 2011. - № 5. - С. 2-9 15. Гришанин Е. И., Мелькин В. И., Фальковский Л. Н., Филимонов Ю. В., Фонарев Б. И., Филиппов Г. А. Концептуальное рассмотрение реакторной установки с активной зоной на микротвэлах АЭС, предназначенной для регионов, изолированных от централизованного энергоснабжения//Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС - 2011. - № 30. - С. 94-105. 16. Петрунин В.В. Реакторные установки ВБЭР - технологическая база создания энергоблоков региональных атомных станций Энергетика Татарстана - 2009. - № 1. - С. 38-45. 17. На рынке объектов атомной энергетики США// БИКИ. - 2009. №65. - С. 14-15 18. О строительстве объектов атомной энергетики в мире// БИКИ. 2009. - №65. - С. 12-14 19.http://www.bbc.co.uk/ukrainian/ukraine_in_russian/2012/04/120424_ru_ s_chornobyl_fucushima_table.shtml 20. Гагаринский А.Ю., Гагаринская И.В. Ситуация в мировой ядерной энергетике после землетрясения в Японии Энергия: экономика, техника, экология. – 2011. - № 10. - С. 18-25 21. Скрябина М.С. Влияние аварии на АЭС «Фукусима-1» на планы государств Восточной Азии по развитию «мирного атома» //Международные отношения - C. 31-32 22. Изимов Р. Ю. Проблемы и перспективы развития ядерной энергетики в КНР: взгляд из Казахстана. Интернет-журнал «Новое Восточное Обозрение». http://www.ru.journal-neo.com/node/15059 23. Луконин С. А. Стратегия развития атомной энергетики в Китае после аварии на АЭС «Фукусима-1» Экология и энергетика: локальные ответы на глобальные вызовы (Мировое развитие. Выпуск 7). Отв.ред. — Ю.Д. Квашнин, Н.В. Тоганова. — М.: ИМЭМО РАН, - 2012. - 111 c. 24. http://old.niaep.ru/ru/360/424/ 25. Матвеева А.Г. Атомная отрасль Германии: вперед в прошлое?//Индекс безопасности - 2008. - Т. 14. - № 2. - С. 117-126. 26. Ибрагимова Галия Атомная энергетика в Центральной Азии: есть ли перспективы?// Индекс безопасности – 2010. - № 4 (95). - Том 16. - С. 77104 27. Рачкова Е. Н. Атомная энергетика и экологическая безопасность //Энергосбережение и водоподготовка – 2011. - № 4(72). - С. 67 -69 148 28. Мазур И. И. Глобальная энергетическая безопасность//Век глобализации -2008. - № 1, - С. 57–69 29. Сайт Казатомпрома http://www.kazatomprom.kz/ru/pages/Atomnaya_energetika_v_Kazahstane 149