Международный Социально-экологический Союз Международный Социально-экологический Союз
  О нас | История и Успехи | Миссия | Манифест

Сети МСоЭС

  Члены МСоЭС
  Как стать
  членом МСоЭС

Дела МСоЭС

  Программы МСоЭС
  Проекты и кампании
   членов МСоЭС

СоЭС-издат

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

БЮЛЛЕТЕНЬ ПРОГРАММЫ ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ №5-6 2000г.

ОБЗОРЫ

 

Редколлегия Бюллетеня решила опубликовать материал, представленный Минатомом на заседание Правительства России 25 мая 2000г. с комментариями, сделанными Редколлегией(документ приведен с незначительными сокращениями). Центр экологической политики России, в преддверии обсуждения на Правительстве вопросов ядерной и радиационной безопасности, обратился (письмо № 10-АЯ/13 от 13 марта 2000 г.) к Председателю Правительства с просьбой организовать в соответствии с требованиями Российского законодательства (ст. 14 Федерального закона “Об использовании атомной энергии”) - общественное обсуждение предложений Минатома, либо разрешить принять участие в таком обсуждении на заседании Правительства.

Ответа на наше обращение не последовало.

Из публикуемых материалов и комментариев видно, что, несмотря на некоторые необычно жесткие и самокритичные оценки, по ряду принципиальных положений и основополагающих посылок Минатом фактически ввел в заблуждение Правительство, что и привело к принятию на наш взгляд недальновидного решения о поддержке предложенных Минатомом планов развития атомной индустрии в России.

Редколлегия

Министерство Российской Федерации по атомной энергии

СТРАТЕГИЯ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ

в первой половине XXI века

Основные положения

Москва 2000

СОДЕРЖАНИЕ

I. Введение

II. Становление атомной энергетики

2.1. Двухэтапное развитие атомной энергетики

2.2. Современное состояние атомной энергетики

III. Прогнозы развития атомной энергетики

3.1. Долгосрочные прогнозы

3.2. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики

3.3. Варианты структуры атомной энергетики

IV. Стратегия безопасного роста

4.1. Основные принципы стратегии

4.2. Условия реализации стратегии

4.3. Атомная энергетика и энергетическая безопасность

4.3.1. Новая энергетическая политика

4.3.2. Варианты роста атомной энергетики

V. Этапы стратегии

Список литературы

I. ВВЕДЕНИЕ

Осуществляемая Минатомом государственная политика России по ядерной энергетике определена Программой развития атомной энергетики РФ на 1998—2005 годы и на период до 2010 года [I]. В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для строительства в следующем десятилетии.

Необходимость выработки долговременной стратегии вызвана тем, что завершающий период её первого этапа связан со сложными и противоречивыми процессами: энергонасыщенные развитые страны Америки и Европы в условиях стабилизации топливного рынка сворачивают свои ядерные программы, а наиболее заинтересованные в увеличении производства энергии развивающиеся страны, особенно Азии, начинают с повторения не во всём удачного пути, пройденного в XX веке ядерными державами.

Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальной своевременную подготовку новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя потребление органического топлива. Активные исследования новых возобновляемых источников энергии и управляемого термоядерного синтеза пока не позволяют рассматривать их в качестве реалистических конкурентоспособных способов крупномасштабного замещения традиционного топлива.

Прим. Утверждение об “активном исследовании новых возобновляемых источников энергии” неверно, поскольку до самого последнего времени на исследования в области возобновляемых источников энергии тратилось в мире в десятки раз меньше средств, чем на исследования в области ядерной энергии. Подсчитано, что если бы на развитие солнечной энергетики было потрачено в СССР хотя бы 15 % средств, использованных на развитие атомной энергетики, она смогла бы дать больше электроэнергии, чем вся атомная энергетика.

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

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

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

Прим. О “неисчерпаемости” говорится уже 50 лет, но для реализации этой неисчерпаемости” надо строить множество новых бедерных реакторов, которые, как показывает практика работы бридеров в мире - даже опаснее других.

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

Прим. “Надежной локализации” пока нигде в мире не получается, а процесс трансмутации экономически не выгоден.

Это открывает принципиально новые возможности и перспективы:

  • в реализации такого топливного цикла, при котором из ограниченных природных запасов топливного сырья в течение тысячелетий можно получать необходимое количество энергии для удовлетворения энергопотребности человечества при любом прогнозируемом сценарии развития цивилизации;

Прим. Это можно сделать и без атомной энергетики.

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

Прим. Есть много технологий с меньшим воздействием на среду. Кроме того, нет ни одной другой технологии со столь высоким риском крупных аварий и катастроф.

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

Прим. Это с успехом, и меньшим риском делается с помощью малой гидроэнергетики, ветровых и солнечных и волновых электростанций.

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

Прим. Сокращение потребления органического топлива предусматривается всеми энергетическими сценариями и без атомной энергетики.

Таким образом, атомная энергетика потенциально обладает всеми необходимыми качествами для постепенного замещения значительной части энергетики на ископаемом органическом топливе и становления в качестве доминирующей энерготехнологии.

Прим. Тезис о доминировании атомной энергетики выдвигался, начиная с 1954 года, и показал полную несостоятельность.

Создание необходимых предпосылок и реализация принципиальных особенностей атомной энергетики составляют основное содержание стратегии её развития.

Востребованность принципиальных особенностей атомной энергетики будет означать востребованность крупномасштабной атомной энергетики.

Значение развития ядерной технологии и атомной энергетики для России определяется её национальными интересами:

  • ядерные технологии в рассматриваемый период остаются основой обороноспособности России;

Прим. То что проблема ядерного оружия поставлена на первое место среди аргументов в защиту атомной энергетики показывает, что в России, как и в СССР во время холодной войны и идеологического противостояния с Западом этот аргумент (а не экономические или экологические , как нас пытается убедить дальше по ходу документа Минатом) является наиважнейшим.

Мы говорим: необходимо отделить атомную энергетику от атомного оружия. Поддерживать на необходимом уровне за счет федерального бюджета все работы по поддержанию безопасности и обслуживанию атомного орудия. И обеспечить возможность конкурентного выживания атомной энергетики в условиях рыночной экономики, как и в других странах. Отдавать приоритет и усиливать сегодня связи атомной энергетики с атомным оружием – исторический анахронизм, мышление обращенное в прошлое, бессмысленное в современных условиях трата бюджетных средств.

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

Прим. пока атомная энергетика висит тяжелым камнем на шее государства. Она выживает только благодаря колоссальным прямым и скрытым бюджетным дотациям. Только строительство Минатомом АЭС в Китае и Индии вытягивает из федерального бюджета десятки миллионов долларов ежегодно

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

Прим. На примере ряда развитых стран показано, что не атомная военизированная технология, а развитие современных альтернативных источников электроснабжения позволяет развивать наукоемкие технологии и решать социальные проблемы занятости.

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

Прим. Ситуация на самом деле противоположная: развитие атомной энергетики дестабилизирует мир и усиливает опасность и тяжесть последствий международных конфликтов. В свое время атомная энергетика возникла как субпродукт атомного оружия, сегодня атомная энергетика является по всеобщему признанию проводником атомного оружия (см. Приложение 2 к Договору о всеобъемлющем прекращении ядерных испытаний 1996 г.). Во время Косовского кризиса министр Адамов заявлял, что случайное разрушение реакторов Болгарской АЭС “Козлодуй” (натовские ракеты падали в нескольких десятках километров от нее) напомнило бы всем, что такое Чернобыль).

Атомная энергетика является уязвимым местом при военных конфликтах, уязвима она и для террористов, а значит, безопасность потребует более масштабной (а значит дорогой) охраны.

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

Прим. Минатом связывает проблему уничтожения ядерного оружия со строительством множества новых атомных реакторов-бридеров. Непонятно почему для “полного запрещения атомного оружия” ни США, ни Великобритания или Франция не переход к торий-урановому циклу как “важную технологическую предпосылку” ядерного разоружения.

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

Прим. Утверждение, что АЭС способствуют сохранению среды обитания и росту продолжительности и качества жизни по меньшей мере спорны.

Инициатива России по выработке долговременной ядерной стратегии вполне соответствует ее традиции и статусу в этой области, ее собственным интересам и глубоким интересам мирового сообщества. Разработка стратегии должна быть нацелена на решение долговременных топливно-энергетических проблем не только России, а мира и исходить из представлений о вероятном развитии мировой энергетики в рассматриваемый период и далее.

Прим. “Глубокие интересы мирового сообщества” по данным Международного Газового Союза (МГС) в расширяющемся применении газа. По данным МГС, за последние три десятилетия объемы мирового газового рынка увеличились более чем в два раза, в 1 трлн до 2,3 трлн кубометров в год. К 2030 году прогнозируется рост до 4,8 трлн кубометров. Теоретически запасов природного газа должно хватить на 200 лет. В Европе в последующие 30 лет предполагается рост потребления газа в энергопроизводстве с 20% до 40% при практически стопроцентном КПД на газовых электростанциях. В настоящий момент Россия находится в наивыгоднейшем положении - общая доля газа в энергобалансе страны - 60%, притом, что на Россию приходится треть мировых газовых запасов. Нам же принадлежит и авторство в ультрасовременной парогазовой технологии производства электроэнергии. Национальные интересы России - в следовании мировым тенденциям в качестве высокотехнологичной страны, а не ресурсного придатка.

Будущее атомной энергетики России зависит от решениятрёх главных задач:

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

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

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

Прим. Говоря о необходимости “РЕШЕНИЯ” трех задач Минатом признает, что перечисленные задачи НЕ РЕШЕНЫ, то есть НЕ ОБЕСПЕЧЕНА безопасное и эффективное функционирование действующих АЭС, и НЕ РАЗРАБОТАНЫ пригодные для промышленности “по экономике, безопасности и топливному балансу” ядерные энерготехнологии !!! Это означит, что предлагается внедрить программу развития, для которой не разработано (и не существует) технологий!

Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века утверждена решением коллегии Минатома 21 декабря 1999 г.

II. СТАНОВЛЕНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

2.1. Двухэтапное развитие атомной энергетики

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

  • энергетика на тепловых реакторах и накопление в них плутония для запуска и параллельного освоения быстрых реакторов;
  • развитие на основе быстрых реакторов атомной энергетики большого масштаба, постепенно замещающей традиционную энергетику на ископаемом органическом топливе.

Прим. Это “представление о развитии атомной .энергетики” не выдержало испытания временем.

Стратегической целью являлось овладение на основе ядерного бридинга неисчерпаемыми ресурсами дешёвого топлива — урана и, возможно, тория.

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

Тепловые реакторы на 235U используют менее 1% природного урана. Они могут давать вклад в мировую энергетику лишь ограниченное время.

Прим. Направление в отходы 99% исходного сырья делает атомную энергетику самой неэффективной с точки зрения использования природных ресурсов энерготехнологией.

Считалось, что по мере накопления тепловыми реакторами плутония для запуска и освоения быстрых реакторов сможет быть развита атомная энергетика большого масштаба, постепенно замещающая традиционную, не имеющая в дальнейшем ограничений со стороны ресурсов дешёвого топлива, т.к. для реакторов с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы, полностью использующих природный уран или торий, приемлемы бедные месторождения последних с неисчерпаемыми ресурсами.

Два обстоятельства оказали сильное влияние на становление атомной энергетики:

  • Высокие темпы роста традиционной энергетики в послевоенные десятилетия - в мире 5-7% в год, в СССР до 12% в год — требовали от АЭ еще более высоких темпов.
  • Успехи ядерных технологий в военной области и первых АЭС породили амбициозные намерения создать уже к концу века атомную энергетику масштаба тысяч гигаватт.

Развитие мирной ядерной энергетики началось в 1954 г. с пуском в СССР первой атомной электростанции в г. Обнинске. Мощность первой АЭС была всего 5 МВт (эл.), но за ней последовало сооружение более мощных АЭС во всем мире.

К 80-м годам в мире насчитывалось около 300 действующих ядерных реакторов общей установленной мощностью около 200 ГВт (эл.). Атомная энергетика производила около 10% общемирового количества электроэнергии. Таким образом, всего за четверть века мощность АЭ возросла от 5 до 200000 МВт. Трудно найти в истории пример подобного быстрого внедрения новой энергетической технологии в жизнь общества. Такие темпы во многом определялись государственными инвестициями в реакторную базу и топливный цикл, развивавшихся для военных целей.

В 1999 г. в 33 странах 436 атомных энергоблока с суммарной электрической мощностью ~350 ГВт выработали ~2300 млрд кВт.ч.

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

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

Прим. А сегодня вместо выведения из строя этих АЭС планируется продление сроков их эксплуатации и даже достройка реакторов, начатых строительством десятки лет тому назад!

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

Прим. Неверно, что строительство быстрых реакторов прекратилось из за их большой стоимости : в США. Великобритании, Франции и Японии ввиду невозможности наладить их безопасную эксплуатацию.

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

Таким образом, первая стратегия развития атомной энергетики — стратегия быстрого роста на быстрых реакторах не была осуществлена ни в одной стране.

2.2. Современное состояние атомной энергетики

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

Прим. “Безаварийная работа” энергоблоков БН-350 и БН-600 – миф – там было столько опасных аварий (в том числе утечек и возгорания теплоносителя, выбросов радионуклидов), что в любой другой стране эти реакторы были бы закрыты давным–давно по соображениям безопасности. Официальным признанием опасности работы БН-600 стало расширение санитарно-защитной зоны Белоярской АЭС в 1993 году с 8 до 30 км.

Продолжается эксплуатация в режиме энергообеспечения канальных уран-графитовых промышленных реакторов в г. Северске (Сибирская АЭС) и г. Железногорске.

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

В 1999 г. АЭС России только за счёт увеличения КИУМ выработали на ~16 % больше электроэнергии, чем в 1998 г. — 120 млрд. кВтч.

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

  • потенциальная опасность аварий с большим экологическим и экономическим ущербом (реальность этой опасности подтверждена рядом аварий);
  • накопление высокоактивных и долгоживущих отходов;
  • связь ядерной энергетики с опасностью распространения ядерного оружия и ряд других.

Прим. Атомщики признали то, о чем говорят “зеленые” на протяжении десятилетий: опасность реакторов, нерешенность проблемы радиоактивных отходов, связь атомной энергетики с распространением ядерного оружия.

Современные ядерные реакторы при существующем масштабе атомной энергетики являются достаточно безопасными установками. Несмотря на случавшиеся и случающиеся время от времени аварии и инциденты, нельзя забывать о том, что атомная энергетика наработала уже около 8000 реакторо-лет, из них ~5000 без крупных аварий после апреля 1986 г. Это — серьезный успех ядерной технологии.

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

Анализ современного состояния атомной энергетики позволяет сделать следующие выводы:

Эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов её использования при условии постепенного замещения действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения.

Прим. Условием экологической безопасности атомной энергетики в России называется “замещение действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения”?! Вероятно, “зеленые” правы, когда утверждают, что завершение строительства Ростовской АЭС, достройка блоков Калининской, Балаковской и Курской АЭС увеличивает уровень опасности атомной энергетики в России!

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

Прим. Очевидно, МОХ-топливо только сделает атомную энергетику более дорогой, менее конкурентоспособной, даже не смотря на то, что оружейный плутоний, по утверждениям Минатома, “достается даром” в процессе разоружения.

  • Конкурентоспособность атомной энергетики под бременем растущих расходов на безопасность, обеспечиваемую наращиванием инженерных систем, имеет устойчивую тенденцию к снижению (выделено нами – Ред.).

Прим. Это - приговор атомной энергетике. Требуемое от атомной энергетики повышение безопасности неминуемо приводит к уменьшению ее конкурентоспособности.

III. ПРОГНОЗЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

3.1. Долгосрочные прогнозы

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

На ядерную энергию приходится ~6% мирового топливно-энергетического баланса и -17% производимой электроэнергии.

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

Прим. Надежды на большой ядерно-энергетический рынок в Азии не оправдались. Сегодня только Китай продолжает строительство новых АЭС, хотя и в этой стране темпы гораздо ниже, нежели прогнозировалось еще два-три года назад.

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

Прим. После 1978 г. в США не было построено ни одного нового реактора, и многие уже сделанные заказы были аннулированы. Именно экономические причины и в том числе резко возросшие расходы на обеспечение безопасности еще в конце 70-х годов прекратили в США развитие атомной энергетики.

В прогнозах Мирового энергетического совета (МИРЭС) доля атомной энергетики к 2050 г. в мировом энергобалансе не превысит 10%.

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

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

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

Прогнозы 1999 г. Института энергетических исследований РАН указывают на возможность роста производства электроэнергии АЭС России до 160 млрд кВт.ч в 2010 г. и до 330 млрд кВт.ч в 2020 г.

Ожидаемое к середине XXI века почти удвоение населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, и приобщение их к индустриальному развитию может привести к удвоению мировых потребностей в первичной и к утроению (до (6000 ГВт) в электрической энергии.

Прим. Демографические прогнозы не так определенны. По прогнозам ООН, в результате значительного замедления темпов прироста населения Земли. Удвоения численности может и не произойти, а может произойти стабилизация на уровне 10-21 млрд. человек (сейчас около 9 млрд.).

Во-вторых. Пик душевого потребления энергии в мире был достигнут к 1985 г, после чего произошло снижения душевого потребления энергии: в 1995-1999 гг. ( несмотря на экономический рост). Предположение об утроении мировых потребностей в электроэнергии к 2050 г. является заведомым преувеличением.

Атомная энергетика, отвечающая требованиям крупномасштабной энергетики по безопасности и экономике, могла бы взять на себя существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии [~4000 ГВт (эл.)]. Развитие к середине века мировой атомной энергетики такого масштаба явилось бы радикальным средством стабилизации потребления обычных топлив и предотвращения следующих кризисных явлений:

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

Прим. Попытки представить атомную энергетику в виде спасения от изменения климата – недостаточно обоснованы. Специальные правительственные комиссии, созданные в ведущих странах мира (Германия, 1997; Великобритания, 2000 и др.), не видят в развитии атомной энергетики спасения от изменения климата.

3.2. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики

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

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

Прим. Предположение о “вводе 1000 блоков АЭС” является ненаучной фантастикой.

Ежегодная потребность современной атомной энергетики России в природном уране составляет 2800-3300 т, а с учетом экспортных поставок ядерного топлива -6000—7700 т. При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащённого урана) срок функционирования отечественной атомной энергетики на тепловых реакторах, если оставаться на уровне мощности -20 ГВт (эл.), составляет ~80-90 лет. Замыкание топливного цикла тепловых реакторов с вовлечением энергетического плутония и регенерированного урана продлит этот срок на 10—20 лет в зависимости от способа изготовления регенерированного топлива.

Имеющиеся мировые и российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.

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

Быстрые реакторы умеренной энергонапряжённости с коэффициентом воспроизводства около единицы позволяют развить атомную энергетику большого масштаба без ограничений по топливным ресурсам.

Прим. Все без исключения страны, которые пытались освоить бридеры, быстро отказались от этих попыток ввиду невозможности обеспечения безопасности этого типа реакторов. Утверждения о безопасности работы бридеров в России опровергаются фактами. Нарисованная перспектива развития атомной энергетики мало обоснованна.

3.3. Варианты структуры атомной энергетики

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

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

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

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

Прим. Минатом делает прогнозы развития мировой энергетики без учета тенденций развития других форм получения электроэнергии. По мнению подавляющего большинства экспертов, не связанных с атомной индустрией, к 2050 г. атомная энергетика либо сойдет на нет, либо будет производить не более первых нескольких процентов электроэнергии. Такое развитие подтверждается тенденциями взрывообразного увеличения производства электроэнергии за счет возобновляемых источников.

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

Прим. Во-первых, приведенное распределение затрат малообоснованно. По расчетам, учитывающим не только этап работы самой АЭС, “основная часть издержек в АЭ” это не “сооружение и обслуживание”, а затраты на хранение полученных в ходе работы АЭС радиоактивных отходов (включая отработавшее ядерное топливо), разборка АЭС и реабилитация территорий.

Во-вторых, предлагаемое как “доминирующее направление атомной энергетики” идет против мировых тенденций в развитии электроэнергетики (общей тенденцией является не укрупнение, а уменьшение размеров электростанций, приближение их к потребителю и сокращение расстояний для передачи электроэнергии).

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

Прим. Утверждать что в структуре мировой АЭ будет преобладать в будущем бридеры, -притом, что ни одна из стран не добилась успеха в их промышленном освоении – сверхоптимистично и не достаточно обосновано.

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

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

Структура атомной энергетики России в рассматриваемый период будет в значительной степени определяться масштабами её востребованности. При умеренном росте установленной мощности АЭС атомная энергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной, с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В случае интенсивного развития атомной энергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы, т.к. топливная база тепловых реакторов в России не может обеспечить устойчивого роста установленной мощности (1-2 ГВт/год) и при таком варианте она будет исчерпана уже в первой половине XXI века (выделено нами – Ред.).

IV. СТРАТЕГИЯ БЕЗОПАСНОГО РОСТА

4.1. Основные принципы стратегии

Воспроизводство ЯТ

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

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

Прим. Если необходимо “сосредоточиться в основном на решении проблем экономичности и безопасности” бридеров, то это означает только то, что они пока недостаточно экономичны, и весьма опасны! Кроме того, использование бридеров с коэффициентом больше единицы и дальнейшее воспроизводство плутония не соответствуют международным обязательствам России по программе снижения плутониевой угрозы.

Естественная безопасность

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

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

Лучшая защита от опасности — это отказ от опасных технических решений.

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

Прим. Теоретически и практически важным является признание того, что к крупным авариям (катастрофам) неприменим “обычный вероятностный подход” и что авария чернобыльского или ТМА типа неприемлема вообще. Но, к сожалению, физические характеристика атомного реактора не дают возможности исключить такую аварию.

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, а, следовательно, и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.

Это утверждение противоречит объективным данным по эксплуатации бридера “Суперфеникс” (прототипа БН-800), эксплуатация которого была прекращена именно потому, что не удалось реализовать “потенциал внутренне присущей безопасности”, напротив, реактор отличался особой неустойчивостью и так и не был выведен на уровень проектной мощности, а затем и вовсе закрыт.

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

Прим. Минатом снова говорит только о “возможности создания” некоей идеальной приемлемо безопасной технологии признавая, что для этого надо выйти за рамки “освоенных” “технических решений и материалов”. Эти обещания создать безопасные атомные реакторы давались уже несколькими поколениями атомщиков на протяжении десятков лет (начиная с 50-х годов ), и нет оснований верить им сейчас.

Тепловые реакторы умеренной мощности разных типов также обладают пока не полностью реализованными резервами внутренне присущей безопасности. К их числу относятся использование профилированных выгорающих поглотителей для компенсации реактивности на выгорание, снижение уровня энергонапряженности, использование высокотемпературного дисперсионного микротоплива без металлических оболочек, наконец, жидкосолевые реакторы с коэффициентом воспроизводства около единицы и низким давлением.

Прим. Все перечисленное в предыдущем абзаце не доведено до промышленного использования и применений. Даже если это все будет реализовано, для этого потребуются не менее 5-10 лет. Но время уже упущено, и через десять лет необходимость в масштабной АЭ резко сократится.

От концепции “чистое топливо — грязные отходы” к концепции “грязное топливо — чистые отходы”.

Безопасность захоронения радиоактивных отходов на десятки тысяч лет вызывает вполне обоснованные сомнения, связанные с надёжностью столь долговременных прогнозов. При обеспечении баланса между радиационной и биологической опасностью захораниваемых радиоактивных отходов и урана, извлекаемого из недр (радиационно-эквивалентное захоронение РАО с их временным региональным концентрированном), можно избежать существенных нарушений природного уровня радиационной и биологической опасности и сделать убедительными доказательства безопасности обращения с РАО.

Избыток нейтронов и их энергетический спектр, в котором делятся все актиноиды, позволяет осуществить в быстрых реакторах эффективное “сжигание” наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла, обеспечив радиационный баланс между захораниваемыми радиоактивными отходами и добываемым из земли ураном, не требуя специальных реакторов-сжигателей вплоть до завершающей стадии развития АЭ.

Прим. Основанием для принятия решений не могут быть чисто теоретические разработки, не подкрепленные экономическими выкладками. Теоретическая возможность трансмутации актиноидов не может быть реализована из за экономической бессмысленности этого процесса.

Режим нераспространения — это технологические барьеры плюс политический контроль.

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

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

Прим. Несомненно, исключение в далеком будущем уранового бланкета и отказ от обогащения урана сделали бы АЭ менее рискованной для режима нераспространения. Но это не поможет укрепить режим нераспространения в ближайшие десятилетия

Разумеется, проблема нераспространения не может быть решена одними техническими мерами, поскольку независимо от развития новой ядерной технологии остаются возможности нелегального получения и использования для оружейных материалов хорошо развитых технологии изотопного разделения урана и выделения плутония из облучённого топлива, в т.ч. ядерного топлива легководных реакторов. Полное решение проблемы требует сочетания технологических и политических мер.

Конкурентоспособность

От стереотипа “чем дороже, тем безопаснее” к норме “чем безопаснее, тем дешевле”.

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

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

Прим. Это не правда. Главная причина отказа от бридеров – их повышенная опасность, для надежного устранения которой не хватает современных знаний.

Требования к АЭС следующего поколения состоит в снижении их стоимости по сравнению с современными АЭС с легководными реакторами, чтобы обеспечить экономическую конкурентоспособность для многих стран и районов. Стоимость АЭС с быстрыми реакторами должна быть снижена существенно, что возможно только на основе некоего общего принципа, затрагивающего все основные оборудование, системы и сооружения. Таким принципом является принцип естественной безопасности. Его последовательное проведение, начиная с исходных технических решений, создаёт предпосылки к упрощению конструкций, требований к основному и вспомогательному оборудованию, сооружениям АЭС и к персоналу, к отказу от дополнительных систем безопасности и к удешевлению АЭС.

Прим. Нет достаточных оснований считать, что эти важные требования смогут быть практически воплощены в конструкции атомных энергетических установок.

В российских условиях значительным резервом удешевления АЭС является совершенствование нормативной базы их проектирования, а также отказ от дорогостоящих и неоправданно громоздких зданий, сооружений и инфраструктуры.

Прим. Кто или что мешало сделать это раньше?

Атомную энергетику следует ориентировать на достижение экономической конкурентоспособности в большинстве регионов уже при умеренных ценах на топливо и энергию, прогнозируемых на ближайшие десятилетия, а не только в неопределённом будущем, когда дешевые ресурсы топлив будут исчерпаны, а выбросы парниковых газов будут квотироваться или штрафоваться.

В последнее время при рассмотрении экономики различных топливных циклов обращается все большее внимание не только непосредственно на технологическую стоимость производства энергии, но также и на полную стоимость возмещения всех ущербов (экстерналий), которые сопровождают производство и распределение энергии. Поэтому рыночное равновесие развивающихся энергетических технологий следует рассматривать с учетом экстерналий, присущих каждой из этих технологий. На сегодня строго обоснованные оценки экстерналий практически отсутствуют.

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

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

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

Прим. Совершенно правильная идея относительно необходимости учета “Экстерналий” развита Минатомом лишь в отношении выбросов парниковых газов. В предлагаемых будущих национальных исследованиях важно будет учесть стоимость таких “экстерналий” как организация хранения ОЯТ, загрязнения биосферы глобальными и вечными радионуклидами, генерируемыми ненормально работающими АЭС, влиянием АЭС на здоровье населения и природы.

4.2. Условия реализации стратегии

Безопасность действующих АЭС

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

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

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

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

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

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

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

Прим. опыт снятия с эксплуатации АЭС в других странах показывает, что стоимость этого процесса может достигать половины стоимости строительства. Из этого, очевидно, что создаваемый фонд на основе 1,3% даже в малой степени не сможет покрыть необходимые затраты.

Программа развития атомной энергетики на ближайшее десятилетие должна быть ориентирована на сооружение в первую очередь современных энергоблоков третьего поколения, замещающих устаревшие энергоблоки.

Концепция энергоблоков третьего поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР, БН и РБМК и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчётных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до величин меньших, чем ориентиры ОПБ-88/97, в основном за счёт:

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

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

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

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

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

Топливная база тепловых реакторов

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

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

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

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

Сегодня резервы урана и атомной промышленности России могут обеспечить 4-кратное увеличение мощности АЭС.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надёжности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и ТВС, а также изучение взаимосвязи эксплуатационных характеристик реакторных установок с работоспособностью твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырёхгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной

Запасы Российской Федерации по урановым ресурсам в залежах

Категория залежей урана по классификации МАГАТЭ

Стоимость добычи 1 кг урана, дол.

<40

<80

<130

RAR

66100

145000

Нет данных

EAR-I

17200

36500

Нет данных

EAR - II

0

56300

104500

SR

Нет данных

Нет данных

550000

Примечание 1. В категории SR указано дополнительно 450000 т без определения стоимости добычи.

Примечание 2. Категории залежей урана по классификации МАГАТЭ:

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

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

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

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

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

Перспектива улучшения топливных показателей реакторов РБМК связана прежде всего с применением выгорающих поглотителей, позволяющих снизить мощность свежих ТВС и поднять обогащение топлива. При этом также повышается безопасность реактора.

Основным направлением, позволяющим существенно улучшить безопасность и экономику реакторов на быстрых нейтронах, является переход к нитридному топливу, отказ от урановых бланкетов и повышение выгорания топлива.

Важнейшими задачами в области производства твэлов и ТВС являются:

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

Прим. Все эти предложения выглядят нереалистично: в России работает только один быстрый реактор – БН-600 на Белоярской АЭС. Вкладывать крупные средства в организацию производств нитридного топлива при неясности перспектив строительства новых бридеров – может оказаться бессмысленным.

Обращение с облученным ЯТ и РАО

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

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

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

Переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно отложить до начала серийного строительства быстрых реакторов нового поколения.

Это позволит также воздержаться от дальнейшего накопления плутония на складах, что целесообразно по соображениям укрепления режима нераспространения.

Утилизация оружейного плутония

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

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

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

Россия имеет определенный опыт по обращению с плутонием в мирной деятельности. На заводе ПО “Маяк” и в ГНЦ РФ-НИИАР действуют опытные установки по изготовлению экспериментальных тепловыделяющих сборок для быстрых реакторов с использованием таблеточной и вибротехнологии производства МОХ-топлива соответственно.

Для целей сжигания МОХ-топлива из плутония оружейного происхождения могут использоваться на коммерческой основе энергетические реакторы за рубежом.

Утилизация избыточного оружейного плутония в быстрых реакторах технически возможна и наиболее экономически эффективна.

Утилизацию оружейного плутония следует рассматривать в качестве первого этапа создания технологии будущего замкнутого ядерного топливного цикла.

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

Технологически и экономически оправданная утилизация оружейного плутония может быть реализована после сооружения БН-800, БРЕСТ-1200.

Конкурентоспособность действующих АЭС

Для сохранения конкурентоспособности действующих АЭС необходимо решение следующих первоочередных задач:

  • эффективной эксплуатации действующих энергоблоков, в том числе доведения КИУМ до проектного ~75-82%;
  • снижения эксплуатационной составляющей стоимости электроэнергии;
  • продления срока эксплуатации энергоблоков, выработавших проектно обоснованный ресурс.

Среди показателей эффективности эксплуатации АЭС особое значение имеют коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) и штатный коэффициент.

На АЭС России в 1999 г. обеспечена выработка электроэнергии 120 млрд кВт-ч. При этом КИУМ составил 64,5%.

Прим. КИУМ в 64,5% показывает на отсутствие необходимости в атомном электричестве. Отдельные АЭС имеют еще меньший КИУМ - например, Кольская имеет КИУМ всего около 40%. Строительство (достройка) новых АЭС в этих условиях выглядит как навязывание Минатомом решений выгодных лишь для него, но не для хозяйства России в целом.

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

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

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

Снижение штатного коэффициента - значительный резерв повышения эффективности работы АЭС России.

Будучи очень капиталоемкими, АЭС неминуемо должна обладать длительным сроком службы. Установленный в проектной документации 30-летний срок отражает лишь состояние расчётной базы его обоснования, а не фактический физический износ. Совершенствование этой базы позволяет научно обоснованно пересматривать установленные ранее нормативы и составляет тот фундамент, на котором осуществляются работы по управлению сроком службы и снятием с эксплуатации.

Управление сроком службы есть продление срока службы объекта до срока, определяемого физическим или моральным износом. Поскольку срок морального износа в энергетике велик (для отработанной технологии, каковой являются современные АЭС второго и третьего поколений с тепловыми реакторами, этот срок может существенно превышать 30 лет), то управление сроком службы вполне может позволить продлить срок службы на 10 и более лет. Для АЭС следующих поколений следует так управлять проектным сроком службы, чтобы сроки физического и морального износов оказывались достаточно близкими и проблема продления проектного срока службы просто не возникала.

За рубежом началась практика продления срока службы АЭС, построенных в 70—80 гг., на 15—20 лет.

Увеличение экспортного потенциала

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

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

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

Прим. Решение о работе Российских АЭС на экспорт электроэнергии не может приниматься Правительством без консультаций с обществом. Только общество может дать согласие на неограниченное долгое использование территории России для хранения образующихся РАО по принципу – “чистая энергия за рубеж - прибыль Минатому- РАО на вечные времена в России”. Правительство, функциональная деятельность которого ограничена несколькими годами, не должно принимать решений, последствия которых будут сказываться тысячелетия без поддержки обществом.

Кстати, экспорт атомного электричества означает, что для самой России это электричество не нужно, а следовательно –не нужны и АЭС. Решение об экспорте атомного электричества должны быть увязаны с направлениями использования получаемых от такой продажи средств : значительная их часть должна идти на нужны общества и государства, но не на нужды Минатома собственно).

Россия имеет значительный научно-технический и природный потенциал, позволяющий обеспечить осуществление таких сложных технологий, как контролируемое долговременное хранение облучённого ЯТ и высокотехнологичная глубокая его переработка, в том числе и зарубежных АЭС.

Накопленный мировой опыт показал высокую экономичность оказания услуг зарубежным АЭС по обращению с ЯТ, особенно при их комплексном предоставлении: и по длительному хранению, и по переработке с возвратом выделенных радиоактивных отходов владельцу перерабатываемого топлива.

Участие России в мировом рынке обращения с ЯТ в объеме до 20 тыс. т ЯТ зарубежных АЭС (~10% рынка) позволит в течение ближайших 25 лет направить до 7,2 млрд дол. США на выполнение социально-экономических и экологических программ.

Прим. Если принять за мировой рынок обращения с ЯТ деятельность двух концернов БНФЛ (Великобритания) и КОЖЕМА (Франция) то правилами работы на этом рынке является: прием ОЯТ на переработку с выделением и возвращением плутония и РАО в страну, направившую ОЯТ на переработку.

Ни Франция, ни Великобритания никогда не собрались организовывать захоронение иностранного РАО или ОЯТ на своей территории.

Поэтому намерение Минатома использовать территорию России для хранения зарубежного ОЯТ имеет отдаленное отношение к “мировому рынку обращения с ЯТ”. Использовать территорию Россию как мусорную корзину для радиоактивных отходов других стран - непозволительно.

Возвращение в страны, которые заинтересованы в направлении к нам ОЯТ плутония после переработки (Корея, Тайвань, и другие) сделало бы наш мир более опасным из-за распространения делящихся материалов.

В России нет мощностей для переработки собственного ОЯТ.

Выше по тексту данной программы Минатом говорил об отсутствии необходимости в переработке собственного ОЯТ в ближайшее время.

Обещания Минатома использовать получаемые от приема зарубежного топлива деньги на решение экологических и социально-экономических программа сомнительно – и не совпадает с тем, что содержится в проектах законов, представленных в Думу.

4.3. Атомная энергетика и энергетическая безопасность

4.3.1. Новая энергетическая политика

Особенности современного состояния российской энергетики можно охарактеризовать двумя взаимосвязанными положениями:

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

Прим. Выводы сомнительны.

Во-первых, Россия располагает колоссальными дешевыми ресурсами разнообразных углей. Их можно использовать для получения электроэнергии практически во всех регионах. Современные угольные станции дешевле, чем атомные, даже при учете стоимости выбросов углекислого газа.

Огромные резервы ветроэнергетики во многих регионах.

Огромны искусственно сдерживаемые в развитии резервы ветроэнергетики в ряде регионов(особенно на Севере и Дальнем Востоке), огромны резервы малой и большой (приливные и волновые станции) гидроэнергетики.

Во-вторых, “газовая пауза” не завершилась, а будет продолжаться еще минимум около 50 лет.

Эти выводы следуют из анализа сложившейся ситуации в нефтегазовом комплексе России:

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

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

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

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

Сложившаяся ситуация усугубляется тем, что сегодня энергетика России находится в инвестиционном и структурном кризисе.

Инвестиционный кризис: объем годовых инвестиций в ТЭК за годы реформ снизился почти в 4 раза, что создало реальную угрозу энергетической безопасности России из-за неудовлетворительного состояния основных фондов ТЭК. К 2010 г. в Европейской части исчерпание расчётного или физического ресурса достигнут 50 ГВт электрогенерирующих мощностей. Только в газовой отрасли необходимые инвестиции до 2020 г. оцениваются в 90—100 млрд дол., в то время как в настоящее время здесь ежегодно осваивается лишь около 3 млрд дол. капитальных вложений [б].

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

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

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

Прим. Приведенный выше анализ энергообеспечения России неполон и тенденциозен.

Например, в нем не упомянуты колоссальные резервы энергосбережения, составляющие по разным оценкам от 30 до 45 % производства электроэнергии. Кстати показательно, что, несмотря на спад промышленного производства в России за последнее десятилетие – расходы электроэнергии не сократился. Это означает о колоссальном растранжиривании электроэнергии в стране. – Масштабы такого транжирства превышают суммарное производство электроэнергии всеми АЖЭс минимум в два раза.

Стоимость же энергосбережения с вводом новых на АЭС или каких-то других источников – меньше в несколько раз.

Вышеприведённый анализ указывает на необходимость разработки новой энергетической политики России, основывающейся на следующих основных принципах энергетической безопасности:

  1. Принцип независимости от исчерпаемого ресурса: энергетика не должна чрезмерно зависеть от какого-либо одного исчерпаемого топливного ресурса, т.е. доля газа в топливно-энергетическом балансе должна снижаться за счёт ядерного топлива и угля.

Прим. Этот принцип полностью учитывается развитие возобновимых источников электроэнергии.

2. Принцип постепенного роста доли возобновляемых источников энергии в топливно-энергетическом балансе страны: энергетика должна постепенно освобождаться от естественной неопределённости, связанной с разведкой и добычей ископаемого топливного сырья, т.е. ископаемое топливо необходимо по мере возможности замещать на неисчерпаемые источники энергии и, в первую очередь, на такой антропогенно-возобновляемый источник, как ядерное топливо быстрых реакторов.

Прим. этот принцип не обязательно предполагает использование атомной энергии.

3. Принцип экологической приемлемости энергетики: развитие ТЭК не должно сопровождаться увеличением его воздействия на окружающую среду, в частности, рост электрогенерирующих мощностей должен обеспечиваться в основном ядерными энергоблоками и возобновляемыми источниками энергии.

Прим. Этот принцип не применим в атомной энергетике, которая по ряду причин оказывается экологически грязной и неприемлемой.

4. Принцип экономии органического сырья: использование органического топлива в электроэнергетике не должно приводить к истощению запасов органического сырья для химической промышленности и транспорта, т.е. необходим постепенный переход к крупномасштабной атомной энергетике с замещением ТЭС на АЭС с естественной безопасностью.

Прим. Принцип относится не только к атомной энергетике, а выполняется и при использовании возобновимых источников.

5. Принцип систематического уменьшения доли сырья в экспорте топливных ресурсов: экспорт топливных ресурсов не должен сводиться к перекачиванию относительно дешёвого ископаемого сырья за рубеж, т.е. необходимо постоянно увеличивать в экспорте долю продуктов, получаемых из топливного сырья, в т.ч. таких высокотехнологичных продуктов, как моторное и ядерное топливо.

Прим. Принцип выполняется не только при развитии атомной энергетики.

6. Принцип самофинансирования простого воспроизводства: модернизация и обновление энергетического оборудования должны проводиться за счёт собственных средств энергетики, т.е. ценовая и налоговая политика государства в энергетике должна обеспечивать условия для самофинансирования простого воспроизводства всех отраслей ТЭК.

Прим. Неясность экономического анализа ситуации в АЭ не позволяет считать, что развитие АЭ будет соответствовать этому принципу.

7. Принцип экспортного финансирования замещения газа: часть увеличения экспортной выручки от продажи газа за счёт замещения его внутреннего потребления другим топливом должна идти на развитие энерготехнологии, основанной на этом топливе, т.е. рост атомной энергетики и угольных ТЭС, замещающих газовые ТЭС, должен частично финансироваться за счёт экспорта газа.

8. Принцип госрегулирования рыночного реформирования энергетики:

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

Прим. Выполняется не только при развитии АЭ.

9. Принцип соответствия законодательной базы России её стратегическим интересам: законы и другие нормативные акты не должны препятствовать выходу национальных предприятий ТЭКа на мировые рынки высокотехнологичных и наукоёмких товаров и услуг, в частности, необходимо снять законодательные ограничения на высокодоходные экспортные услуги по переработке и хранению облучённого ядерного топлива.

Прим. Законы и другие нормативные акты России должны обеспечить национальную безопасность России и благополучие ее населения. Изменения закона об охране среды, запрещающего ввоз иностранных радиоактивных материалов на хранение и захоронение – защищает природу и население России от опасности ядерно-радиационной катастрофы

4.3.2. Варианты роста атомной энергетики

Если ориентироваться на новую энергетическую политику, то возможны следующие минимальный и максимальный вариант роста атомной энергетики до 2020 г:

Варианты роста атомной энергетики

Показатели

Минимальный вариант

Максимальный вариант

КИУМ

До 75-82 %

До 80-85%

Продление назначенного срока службы действующих атомных энергоблоков, лет

До 40, что даст до 2020 г. дополнительно более 950 млрд кВт-ч электроэнергии

До 40-50, что позволит выработать дополнительно более 2700 млрд кВт-ч электроэнергии

Вывод до 2020 г. 6,76 ГВт атомных энергоблоков

Билибинская АЭС - 1-4 бл.; Кольская АЭС -1,2 бл.; Курская АЭС-1,26л.; Ленинградская АЭС - 1-3 бл.; Нововоронежская АЭС - 3, 4 бл.

Билибинская АЭС -1-4 бл.; Кольская АЭС -1, 2 бл.; Курская АЭС - 1, 2 бл.; Ленинградская АЭС - 1-3 бл.; Нововоронежская АЭС - 3,4 бл.

Доведение мощностей АЭС, ГВт

в 2005 г.

До 24,2 с энерговыработкой ~ 160 млрд кВт-ч

До 25,2 с энерговыработкой -172 млрд кВт-ч

в 2010 г.

До 31,2 с энерговыработкой –205 млрд кВт-ч

До 32,0 с энерговыработкой -224 млрд кВт-ч

в 2020 г.

До 35,8 с энерговыработкой –235 млрд кВт-ч

До 50,0 с энерговыработкой -372 млрд кВт-ч

в том числе:

до 2010 г:

 

 

рост установленной мощности АЭС

На 10 ГВт

На 10,8 ГВт

достройка 5 ГВт атомных энергоблоков

Ростовская АЭС - 1, 2 бл.; Курская АЭС-5 бл.; Калининская АЭС - 3 бл., Балаковская АЭС - 5 бл.

Ростовская АЭС - 1, 2 бл.; Курская АЭС-5 бл.; Калининская АЭС - 3 бл.; Балаковская АЭС - 5 бл.;

Показатели

Минимальный вариант

Максимальный вариант

новое строительство 5-6 ГВт атомных энергоблоков

Калининская АЭС - 4 бл., Курская АЭС-6 бл.; Балаковская АЭС - 6 бл. Нововоронежская АЭС - 6 бл. Башкирская АЭС - 1 бл

Калининская АЭС - 4 бл., Курская АЭС-6 бл.; Балаковская АЭС - 6 бл. Нововоронежская АЭС - 6 бл. Башкирская АЭС -1 бл.; Южно-Уральская АЭС - 1 бл.

до 2020 г:

 

 

Замещение 6, 8 ГВт атомных энергоблоков

Белоярская АЭС - 4 бл.; Ленинградская АЭС-2 -1-3 бл.; Курская АЭС-2 - 1-2 бл.; Нововоронежская АЭС - 7 бл.

Белоярская АЭС - 4 бл.; Ленинградская АЭС-2 - 1-3 бл.; Курская АЭС-2 - 1-2 бл.; Нововоронежская АЭС - 7 бл.

рост установленной мощности АЭС, ГВт

На 4, 6:

На 18,0:

 

Южно-Уральская АЭС - 1-2 бл.; Башкирская АЭС - 2 бл.; Смоленская АЭС -4 бл.; Ленинградская АЭС-2 - 4 бл.

Южно-Уральская АЭС - 2 бл.; Башкирская АЭС - 2-4 бл.; Смоленская АЭС - 4 бл.; Смоленская АЭС-2 - 1, 2 бл.; Ленинградская АЭС-2 - 4 бл.; Курская АЭС-2 - 3, 4 бл.; Архангельская АТЭЦ - 1 бл. Северо-кавказская АЭС -1-4 бл.; Дальневосточная АЭС -1, 2 бл.; Приморская АЭС -1, 2 бл. Кольская АЭС-2 - 1 бл.

Основные задачи

 

Продление назначенного срока службы ядерных энергоблоков на 10 лет и строительство новых АЭС с целью умеренного замещения газа и нефти в электроэнергетике.

Продление назначенного срока службы ядерных энергоблоков на10-20 лет и строительство новых АЭС с целью умеренного замещения газа и нефти в электроэнергетике.

В пользу таких вариантов развития атомной энергетики говорят следующие обстоятельства:

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

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

V. ЭТАПЫ СТРАТЕГИИ

В крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место различные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов.

До 2010 г.

1. Рост установленной мощности атомной энергетики до 30-32 ГВт и поддержание её в безопасном состоянии:

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

Прим. По данным “Росэнергоатома” для АЭС среднеотпускной тариф составлял в 1998 г. от 101,3 до 157,5 руб/тыс.кВт.час. Однако, в эту цену не включены затраты по обеспечению безопасной эксплуатации АЭС, которые несет эксплуатирующая организация, т.е. “Росэнергоатом”. Эти затраты определяются единой ценовой ставкой в 28 руб. С учетом этих затрат конкурентоспособность атомных станций ниже по сравнению с ГРЭС на газе и мазуте. При этом не учитываются в полной мере расходы на обращение с РАО и ОЯТ, а также на снятие АЭС с эксплуатации.

Одна из главных ошибок экономистов Минатома при определении стоимости произведенных услуг или продукции – игнорирование затрат в полном или замкнутом цикле производства. Для атомной энергетики завершение полного цикла должно быть доведение производственной площадки “до зеленой лужайки” и полное решение проблем с ядерными отходами. Распределение всего процесса по времени требует изменения в экономических расчетах явно в затратную сторону, но это необходимо делать, не перекладывая эти заботы на следующие поколения.

Стоимость атомной энергии становится непредсказуемой даже на существующих станциях из-за старения оборудования, затрат на ремонт и техническое обслуживание и повышение зарплаты специалистам. Кроме того растет цена ядерного топлива.

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

2. Разработка программы реструктуризации и развития промышленной базы АЭ.

3. Увеличение экспортного потенциала АЭ:

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

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

5. Сооружение АЭС с БН-800, переход на нитридное топливо и КВА @1.

6. Развёртывание НИР и ОКР по технологии замкнутого ядерного топливного цикла для широкомасштабной атомной энергетики: малоотходная переработка ЯТ, технологическая поддержка режима нераспространения, радиационно-эквивалентное захоронение РАО.

7. Разработка и сооружение демонстрационного блока АЭС с естественной безопасностью (быстрый реактор и опытные производства его топливного цикла).

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

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

10. Участие в программе ИТЭР.

До 2030 г.

1. Вывод из эксплуатации и утилизация энергоблоков первого и второго поколений и замещение их установками третьего поколения.

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

  • развитие радиохимического производства по переработке топлива;

Прим. В России имеется 14 000 тонн ОЯТ как результат производства электроэнергии на АЭС за прошедший период. В результате дальнейшей эксплуатации существующих АЭС будет произведено до снятия их с эксплуатации еще порядка 10 000 тонн ОЯТ. Если взять нижний уровень американского диапазона цен за переработку, то общая оценка полной переработки всего накопленного ОЯТ в России составит около 20 млрд. долларов!

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

До 2050 г.

1. Создание инфраструктуры крупномасштабной атомной энергетики, ориентированной на покрытие возрастающих потребностей в производстве и экспорте электроэнергии.

2. Сооружение демонстрационного блока АЭС с тепловым реактором в Th-U цикле и его опытная эксплуатация.

Список литературы

1. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998—2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.

2. Белая книга ядерной энергетики /Под общ. ред. проф. Е.0. Адамова: Первое издание. М: ГУП НИКИЭТ, 1998.

3. “Энергетика: цифры и факты”: По материалам МАГАТЭ “Energy, electricity and nuclear power...” IAEA, Vienna, 1998 (M.: ЦНИИатом-информ, 1999, № 1).

4. Nuclear Technology Review 2000: GOV/INF/2000/XXX/ Vienna: IAEA, 2000.

5. Nucl. Europe Worldscan. 1998. N 11-12. Р. 57-58.

6. Энергетическая стратегия России до 2020 г.: Проект. Минтопэнерго России,2000.

 

[Содержание] [Главная страница]

Специальные проекты

ЭкоПраво - для Природы и людей

ЭкоПраво

Экорепортёр -
   Зелёные новости

Система добровольной сертификации

Система
   добровольной
   сертификации

Ярмарка
   экотехнологий

Экология и бизнес

Знай, что покупаешь

За биобезопасность

Общественные
   ресурсы
   образования

Информационные партнёры:

Forest.RU - Всё о российских лесах За биобезопасность Совет при Президенте Российской Федерации по содействию развитию институтов гражданского общества и правам человека Центр экстремальной журналистики

Обмен баннерами