ћеждународный —оциально-экологический —оюз ћеждународный —оциально-экологический —оюз
  ќ нас | »стори€ и ”спехи | ћисси€ | ћанифест

—ети ћ—оЁ—

  „лены ћ—оЁ—
   ак стать
  членом ћ—оЁ—

ƒела ћ—оЁ—

  ѕрограммы ћ—оЁ—
  ѕроекты и кампании
   членов ћ—оЁ—

—оЁ—-издат

  Ќовости ћ—оЁ—
  "Ёкосводка"
  √азета "Ѕерегин€"
  ∆урнал ¬ести —оЁ—
  Ѕиблиотека
  ѕериодика ћ—оЁ—

ѕ–ќ√–јћћј "яƒ≈–Ќјя » –јƒ»ј÷»ќЌЌјя Ѕ≈«ќѕј—Ќќ—“№"

¬ Ѕ»ЅЋ»ќ“≈ ≈ ѕ–ќ√–јћћџ

 

¬.ћ. узнецов

ƒиректор программы по €дерной и радиационной безопасности
–оссийского «еленого  реста.

¬.‘. ѕол€ков

√енеральный директор
ќќќ УјлконаФ

ƒоклад
УЌасто€щее и будущее быстрых реакторов.
Ќекоторые вопросы экономики ЅЌ-800Ф.

¬ведение.

¬ последнее врем€ ћинистерством по атомной энергии –оссийской ‘едерации усиленно проталкиваютс€ €дерные реакторы на быстрых нейтронах, которые как утверждает министерство €вл€ютс€ самыми перспективными.

¬ соответствии со стратегией развити€ атомной энергетики –оссии до 2030 года и на период до 2050 года представленных ћинатомом –‘ в материалах к заседанию ѕравительства –оссийской ‘едерации (ѕлан заседани€ ѕравительства –оссийской ‘едерации и его ѕрезидиума на 2-й квартал 2000 года, 25 ма€ 2000 г., ѕ. 2) указываетс€, что необходимо УЕсоздание технологической базы дл€ крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсамЕФ.  роме этого, УЕосновное направление утилизации избыточного оружейного плутони€, как и плутони€ из облучЄнного €дерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые состав€т основу будущей крупномасштабной атомной энергетикиЕФ.

Ќа основании вышеизложенного, авторы насто€щего доклада при подготовке материалов ставили себе следующие задачи:

  • представить открытую и достоверную информацию о конструкции, эксплуатации и безопасности единственного в –оссии быстрого реактора ЅЌ-600 работающего на Ѕело€рской јЁ—;

  • представить информацию соответстви€ энергоблока є 3 Ѕело€рской јЁ— требовани€м нормативных документов по безопасности в атомной энергетике (Уќбщих положений обеспечени€ безопасности атомных станций (ќѕЅ-88/97Ф);

  • рассмотреть возможное полномасштабное использование оружейного плутони€ в быстрых реакторах (ћќ’-топливо), в том числе некоторые вопросы его экономики;

  • рассмотреть вопросы св€занные с нераспространением €дерных материалов;

  • рассмотреть некоторые вопросы безопасности проекта €дерного реактора Ѕ–≈—“-300;

  • рассмотреть вопросы экономики стро€щегос€ IV энергоблока ЅЌ-800 Ѕело€рской јЁ—.

јвторы доклада выражают свою признательность организаци€м, оказавшим финансовую помощь в работе над докладом, и в том числе:

  • программе по €дерной и радиационной безопасности ћеждународного —оциально-экологического союза. –уководитель - ≈. рысанов;

  • группе УЁ ќ«јў»“јФ. –уководитель Ц ¬.—лив€к

ћировой и отечественный опыт эксплуатации быстрых реакторов.

¬ —Ўј Ћ.—цилардом в €нваре 1943 г. была высказана иде€ о расширенном воспроизводстве €дерного горючего. — 1949 г. в бывшем ———– под руководством ј.».Ћейпунского велась многопланова€ исследовательска€ работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах.

ѕервый промышленный бридер Ц экспериментальный реактор 1 Ц тепловой мощностью 0,2 ћ¬т был введен в действие 20 декабр€ 1951 г. в €дерном центре в јйдахо, —Ўј. ¬ бывшем ———– похожий реактор был введен в эксплуатацию

четырьм€ годами позже в г.ќбнинске.

Ќа данный момент в –оссии эксплуатируютс€ €дерные исследовательские установки на быстрых нейтронах расположенные в ‘Ё» г.ќбнинске - Ѕ–-10 (первоначально Ѕ–-2) запущен в эксплуатацию в 1959 г., реконструирован в 1982 г. и в Ќ»»ј–е (научно-исследовательских институт атомных реакторов) г.ƒимитровград - Ѕќ–-60 запущен в эксплуатацию в 1968 г.

 арта расположени€ действующих, остановленных и стро€щихс€ €дерных объектов
с быстрыми реакторами на территории экс-———–.

¬ 1956 г. консорциум компаний —Ўј приступил к сооружению 65 ћ¬т демонстрационного реактора-бридера У‘ерми-1Ф (ƒетройт).

»нтерес промышленности —Ўј к бридерам упал, после того как в 1966 г. вскоре после пуска реактора У‘ерми-1Ф на нем из-за блокады в натриевом контуре произошла авари€ с расплавлением активной зоны; в конце концов этот бридер был демонтирован.

ќбнинска€ јЁ—.

√ермани€ первый бридер построила в 1974 г. и закрыла в 1994 г. –еактор большей мощности SNR-2, строительство которого началась еще в начале 70-х гг, так и не был введен в эксплуатацию после завершени€ строительства в конце 90-х гг.

¬о ‘ранции в 1973 г. был введен в эксплуатацию первый бридер PHENIX, а в 1985 г. Ц полномасштабна€ јЁ— с реактором на быстрых нейтронах SUPERPHENIX (стоимость строительства Ц 5 млрд.дол.).

япони€ в 1977 г. закончила строительство опытного бридера УƒзЄЄФ, на эксплуатацию которого до сих пор не получена лицензи€. Ѕольшой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах УћондзюФ, введенный в эксплуатацию в 1994 г., в декабре 1995 г. закрыт после пожара при утечке натри€ и откроетс€ ли оп€ть неизвестно.

¬ экс-———– первый бридер ЅЌ-350 был построен на берегу  аспийского мор€ дл€ снабжени€ энергией установки опреснени€ воды.

÷ентральный зал ЅЌ-350.

¬ 2000 г. реактор был остановлен, прин€то решение о сн€тии его с эксплуатации.

¬ 1956 г. на ¬ћ‘ ———– был пущен прототип реактора с жидкометаллическим теплоносителем и началось обучение экипажа дл€ јѕЋ с ∆ћ“  -27 (проект 645).

¬ ее реакторах теплоносителем €вл€лс€ сплав свинца и висмута. ѕроектированием лодки пр.645 занималось — Ѕ-143, которое создало јѕЋ проекта 627ј (класса УЌо€брь"). —троилась эта јѕЋ в г.—еверодвинске.  -27. 24.05.68. Ѕаренцево море. ѕодводна€ лодка  -27 (пр.645 класса "Ќо€брь" ∆ћ“) находилась в Ѕаренцевом море. ѕровер€лись параметры √Ё” на ходовых режимах после выполнени€ модернизационных работ. ћощность реактора самопроизвольно начала снижатьс€. Ћичный состав, не разобравшись в ситуации, попыталс€ подн€ть мощность я–, но безуспешно. ¬ это врем€ возросла гамма-активность в реакторном отсеке до 150 –/час и произошел выброс радиоактивного газа в реакторный отсек с буферной емкости. –адиационна€ обстановка на јѕЋ ухудшилась. Ћичный состав сбросил аварийную защиту реактора.  ак вы€снилось позже, в результате аварии разрушилось около 20% тепловыдел€ющих элементов активной зоны. ѕричиной аварии стало нарушение теплосъема с активной зоны. ќфициальных данных об уровн€х загр€знени€ подводной лодки, окружающей среды и уровн€х облучени€ личного состава нет. јѕЋ была затоплена в  арском море в 1981 г. на глубине 50 м.

Ќа базе јѕЋ пр.645 были воздана сери€ из 7-ми скоростных ѕЋј проектов 705 и 705  ("јльфа"). Ћодки строились в г.—еверодвинске на ѕќ "—евмаш" и в г.Ћенинграде.

—ери€ подводных лодок проекта 705 (класса "јльфа") создана по инициативе бывшего главнокомандующего ¬ћ‘ адмирала флота —оветского —оюза √.√оршкова. ѕерва€ подводна€ лодка (командир - капитан 1-го ранга ѕушкин јлександр —ергеевич) после завершени€ строительства во врем€ заводских испытаний и непродолжительной опытной эксплуатации показала низкую надежность и в результате р€да крупных поломок была разрезана. –еактор с невыгруженной активной зоной, залитой фурфуролом и битумом находитс€ на заводе "«вездочка" в г.—еверодвинске. ќстальные шесть кораблей этой серии эксплуатировались в течение 10 лет. «а это врем€ корабельные яЁ” с ∆ћ“ наработали около 70 реакторо-лет.

ѕо состо€нию на сегодн€шний день все они выслужили свой срок и выведены из боевого состава, кроме  -123.

ќсвоение кораблей с яЁ” на ∆ћ“ было трудным. —пецифика заключалась в том, что существовала опасность затвердевани€ сплава, что привело бы к выводу из стро€ атомной установки. ¬ «ападной Ћице, где базировались корабли класса "јльфа", был создан целый береговой комплекс дл€ кораблей этого проекта. ѕостроена специальна€ котельна€ дл€ подачи пара на корабли, а также к пирсам поставлены плавказарма и эсминец, которые давали пар от своих котлов. ќднако, в св€зи с низкой надежностью берегового комплекса подводные лодки "грелись" от своего тепла, т.е. я– работали на минимально контролируемом уровне мощности. Ёто приводило к быстрому износу реакторов и необходимости посто€нного присутстви€ экипажа на борту лодки. “рудности с обеспечением внешним теплом привели к тому, что практически все јѕЋ этого класса к концу 80-х г.г. были выведены из эксплуатации. ѕерегрузка €дерного топлива не осуществл€лось, из-за чего яЁ” этого класса јѕЋ получили название - "реакторы одноразового использовани€".

¬тора€ €дерна€ авари€ произошла на јѕЋ  -123, заказ No.105. √оловна€ јѕЋ северодвинской постройки. ѕрин€та в эксплуатацию 26 декабр€ 1977 г. 8 апрел€ 1982 г. на  -123 произошла авари€, котора€ закончилась выходом ∆ћ“ из первого контура в отсек и распространением радиоактивности. –емонт зан€л 9 лет и закончилс€ заменой реакторного отсека.

ќдним из главных недостатков јѕЋ — ∆ћ“ €вилось использование теплоносител€ Усвинец-висмутФ в первом контуре реакторной установки. ѕри реакции захвата нейтрона висмутом идет наработка полони€-210. Ќа конец кампании активность полони€-210 в теплоносителе первого контура составл€ет 28.8  и/л. ¬ысока€ активность и проникаемость полони€-210 (€вл€ющийс€ альфа Ц излучателем) существенно вли€ла на радиационную обстановку при эксплуатации реакторной установки и производстве работ по обращению с отработанным €дерным топливом.

Ѕело€рска€ јЁ—.

¬ насто€щее врем€ в –оссии единственный промышленный реактор на быстрых нейтронах работает на Ѕело€рской јЁ—.

ѕанорама Ѕело€рской јЁ—.

Ѕело€рска€ јЁ— им. ».¬. урчатова расположена в пос.«аречный —вердловской области. —троительство станции началось в 1956 году. ѕервый блок с реактором јћЅ-100 (ранний вариант графитового канального реактора) введен в эксплуатацию в 26 апрел€ 1964 года, выведен из эксплуатации 10 декабр€ 1981 г. ¬торой блок с реактором јћЅ-200 введен в эксплуатацию 31 декабр€ 1967 года, выведен из эксплуатации 10 сент€бр€ 1989 года.

ќба остановленных энергоблока наход€тс€ в стадии подготовки к выводу из эксплуатации.  онтроль за функционированием оставшихс€ в работе систем и оборудовани€ производитс€ в соответствии с технологическими регламентами эксплуатации Ѕело€рской јЁ—, регламентами технического обслуживани€ и ремонта, а также эксплуатационными инструкци€ми.

Ќа блоках 1-й очереди Ѕело€рской јЁ— практически мало что мен€етс€ на прот€жении почти 20 лет в части снижени€ потенциально-опасной радиационной обстановки, создавшейс€ в результате предыдущей эксплуатации блоков 1 и 2.

»з реактора выгружены энергоблока є 1 полностью все ќ“¬—, €дерное топливо осталось в виде просыпей, распределенных в кладке реактора по многим локальным зонам.  оличество просыпей не превышает 180 кг (определено по гамме-методике) и 130 кг (по нейтронному методу). Ќа блоке остались в работе системы контрол€ за мощностью реактора, спецвентил€ции и энергоснабжени€.

Ќа Ѕело€рской јЁ— вода в бассейне-выдержки отработанного €дерного топлива (Ѕ¬-1,2) за длительное врем€ хранени€ ќ“¬— (из-за потери герметичности части кассет имеет место пр€мой контакт урана с водой,) практически превратилась в ∆–ќ с удельной активностью 1,2*10-3  и/л и серьезно снижает безопасность 1-ой очереди.

ƒл€ повышени€ безопасности хранени€ ќя“ 1-й очереди в апреле 2000 года введена в опытную эксплуатацию система очистки воды в Ѕ¬-1, 2, в результате чего удалось снизить активность по цезию-137 в Ѕ¬-1 и в Ѕ¬-2 почти на два пор€дка. ¬ результате работы системы из Ѕ¬-1 (бассейн-выдержки) выведено 2440  и и из Ѕ¬-2 - 4481  и.  онцерн "–осэнергоатом" и Ѕело€рска€ јЁ— разработали план меропри€тий поэтапного вывода блоков 1 и 2 из эксплуатации с конкретными сроками их реализации.

ѕо предложению √осатомнадзора –оссии эксплуатирующа€ организаци€ определила категорию блоков 1 и 2 Ѕело€рской јЁ— и представила в √осатомнадзор –оссии необходимые документы дл€ получени€ лицензии.

ѕри сн€тии с эксплуатации энергоблоков N1,2 Ѕело€рской јЁ— ставились следующие задачи:

  • разработка эффективных и экономичных методов долговременной консервации оборудовани€,

  • разработка дешевых способов дезактивации трубопроводов и оборудовани€, в услови€х когда не требуетс€ их повторное использование,

  • разработка методов и средств ускоренного демонтажа трубопроводов,

  • решение вопросов сбора, транспортировки, переработки и захоронени€ –јќ,

  • получение опыта работы по сн€тию с эксплуатации блоков јЁ—.

  сожалению, работам по сн€тию с эксплуатации ћинатомом –оссии был придан локальный характер, и намеченные цели и задачи не были выполнены.

ќдним из самых трудных вопросов €вл€етс€ утилизаци€ ќ“¬—, т.к. радиохимические заводы ћинатома –оссии отказываютс€ брать их на регенерацию, в св€зи с тем, что у них отсутствуют технологи€ по переработке.

¬ насто€щее врем€ на станции действует только третий блок - экспериментальный реактор-размножитель на быстрых нейтронах ЅЌ-600 (ќ -505). ≈го строительство было начато в 1966 году, введен в эксплуатацию в 8 апрел€ 1980 году, а вывод из эксплуатации намечен после 2010 г.

¬ 1987 начал строитс€ четвертый блок с экспериментальным реактором ЅЌ-800. ¬ 1988 году строительство было прекращено в св€зи с протестами общественности, а в июне 1992 года, по распор€жению Ѕ.≈льцина, строительство снова продолжено.

Ќиже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на Ѕело€рской јЁ—:

  • — 1964 по 1979 год неоднократно происходили разрушени€ топливных сборок активной зоны на первом блоке. ¬ 1977 году произошло расплавление половины топливных сборок активной зоны на втором блоке. –емонт длилс€ около года. 31 декабр€ 1978 года произошел пожар на втором энергоблоке. ѕожар возник от падени€ плиты перекрыти€ машинного зала на маслобак турбогенератора. ¬ыгорел весь контрольный кабель. –еактор оказалс€ без контрол€. ѕри организации подачи аварийной охлаждающей воды в реактор переоблучилось восемь человек [1];

  • ¬ августе 1992 года экспедицией √оскомчернобыл€ –оссии в районе Ѕело€рской јЁ— обнаружены аномальные концентрации цези€-137, кобальта-60. ћаксимальна€ мощность излучени€ зарегистрирована на уровне около 1200 мк–/час и сформирована в основном излучением кобальта-60;

  • 22 декабр€ 1992 года на станции при перекачке жидких радиоактивных отходов на спецводоочистку дл€ ее переработки из-за халатности персонала было затоплено помещение обслуживани€ насосов ’∆ќ. ¬ода поступила в страховочный поддон и из-за его неплотности, также из-за переполнени€ попала в грунт под ’∆ќ, а затем по специальной дренажной сети, предназначенной дл€ отвода грунтовых вод, - в водоем-охладитель. ќбщее количество ∆–ќ, попавших в поддон, около 15 м3 суммарной активностью 6  и. —уммарна€ активность цези€-137, попавшего в пруд-охладитель, около 6 м и. Ётому инциденту был присвоен третий уровень опасности по международной шкале INES [1];

  • 7 окт€бр€ 1993 года в 11 часов 19 минут третий блок Ѕело€рской јЁ— был остановлен по признакам повышени€ радиационного фона в выт€жной вентил€ционной сети. ѕричины останова - утечка теплоносител€ в одной из вспомогательных систем. “акже, по словам директора станции, произошло незначительное возгорание. ѕроисшествие оценено как инцидент первого уровн€ по шкале INES [2];

  • 6 июн€ 1994 года, во врем€ капитального ремонта, произошла утечка нерадиоактивного натри€ из второго контура, из-за чего началс€ пожар. ѕерсонал станции своими силами справитьс€ не смог и вызвал пожарную бригаду. ” нее также не оказалось средств дл€ тушени€ натри€. ѕосле того, как утечка натри€ была остановлена, уже вышедший натрий выгорел, и пожар сам прекратилс€ [2].

  • ¬ течение ѕѕ–-2000 на блоке 3 Ѕело€рской јЁ— устран€лись дефекты с вырезкой и заменой вставок на всех ѕ√ (ранее были вы€влены трещины в околошовной зоне композитных сварных стыков парогенераторов).

  • на конец 2000 г. степень заполнени€ ’∆ќ на Ѕело€рской јЁ— составл€ет 96%.

ќсобенности реакторов на быстрых нейтронах.

√лавна€ особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использовани€ не дел€щихс€ в реакторах на тепловых нейтронах изотопов т€желых элементов. ¬ топливный цикл могут быть вовлечены запасы U-238 и Th-232, которых в природе значительно больше, чем U-235 - основного горючего дл€ реакторов на тепловых нейтронах. ¬ том числе может быть использован и так называемый "отвальный уран", оставшийс€ после обогащени€ €дерного горючего U-235.

–еакторы на быстрых нейтронах дают возможность расширенного воспроизводства €дерного горючего. Ёто значит, что например, на 100 разделившихс€ €дер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуетс€ примерно 120-140 новых €дер, способных к делению.

јктивные зоны реакторов на быстрых нейтронах (ЅЌ) весьма существенно отличаютс€ от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Ёкономически необходима€ средн€€ глубина выгорани€ уран-плутонивого топлива в ЅЌ должна составл€ть 100-150 ћ¬т*сут/кг, т.е. она должна быть в 2,5-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива ЅЌ. ƒл€ достижени€ указанной глубины выгорани€ требуетс€ высока€ радиационна€ стойкость “¬ЁЋ и “¬— ЅЌ, необходима€ стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек “¬ЁЋ, их совместимость с продуктами делени€ и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносител€ и т.п. јктивна€ зона ЅЌ окружена в радиальном и осевом направлени€х зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизвод€щим материалом - обедненным ураном, содержащим 99,7-99,8% U-238.

√лавна€ же особенность использовани€ уран-плутониевого топлива в ЅЌ состоит в том, что в его активной зоне процесс делени€ €дер быстрыми нейтронами сопровождаетс€ большим выходом (на 20-27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Ёто создает основную предпосылку дл€ получени€ высокого значени€ коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство €дерного топлива в реакторах-размножител€х.

»спользование в качестве теплоносител€ натри€ ставит перед эксплуатацией јЁ— следующие задачи.

—реди них следующие:

  • чистота натри€ используемого в ЅЌ. ¬озможно достичь даже 99,95% , т.е. не более 5*10-4 примесей. Ѕольше проблем вызывает примеси кислорода из-за участи€ кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;

  • натрий €вл€етс€ очень активным химическим элементом. ќн горит в воздухе и других окисл€ющих агентах. √ор€щий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудовани€ и приборов. ѕроблема усложн€етс€ в случае, если дым натри€ радиоактивен. √ор€чий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выдел€ть водород, который в свою очередь взрывоопасен. ƒл€ устранени€ опасности, натрий и продукты его сгорани€ следует тщательно контролировать;

  • возможность реакций натри€ с водой и органическими материалами. ќсобенно это важно дл€ конструкции парогенератора. “ак как утечка из вод€ного контура в натриевый, приводит к быстрому росту давлени€;

  • проблема взаимодействи€ натри€ с расплавленным €дерным топливом (при т€желой аварии с расплавлением активной зоны

—табильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

  • пустотного натриевого коэффициента.

»зменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносител€ (или полного оголени€ ј«). Ќатриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров ј«, геометрии и состава материалов;

  • механических расширений “¬ЁЋ.

ѕри увеличении уровн€ мощности реактора, происходит тепловое расширение топливных сборок. Ёто эффективно увеличивает размеры ј«, тем самым уменьшаетс€ ее реактивность;

  • радиоактивность первого контура.

–адиоактивные изотопы N-24,22 (азот) €вл€етс€ продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучени€ натри€ первого контура, периоды полураспада N-24,22 составл€ют соответственно 15 ч и 2,6 года.  ак результат радиоактивность натри€ первого контура остаетс€ высокой в течение значительного времени после остановки реактора.  аса€сь только N-24, отметим, что требуетс€ более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал может находитьс€ вблизи больших количеств натриевого теплоносител€.

ѕереход к серийному сооружению јЁ— с ЅЌ осложнено многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации их €дерного топливного цикла (я“÷), который должен базироватьс€ на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическа€ переработка отработавшего топлива и дистанционно управл€емое изготовление свежего топлива).

”дельные капиталовложени€ в јЁ— с ЅЌ в насто€щее врем€ значительно (1.5-2 раза) превышают удельные капиталовложени€ в јЁ— с реакторами на тепловых нейтронах. —держивающее вли€ние на развитие ЅЌ оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.

 ратка€ характеристика энергоблока ЅЌ-600.

—ооружение энергоблока є 3 с реактором ЅЌ-600 Ѕело€рской јЁ— было произведено на основании ѕостановлени€ —овета ћинистров ———– є 800-252 от 29.06.1966 г.

Ёнергоблок є 3 с реактором на быстрых нейтронах ЅЌ-600 был введен в эксплуатацию 08.04.1980 г. и предназначен дл€ производства электроэнергии в базовом режиме и вторичного €дерного топлива. ¬ состав энергоблока вход€т: реактор ЅЌ-600 тепловой мощностью 1470 ћ¬т, три парогенератора типа ѕ√Ќ-

200ћ и три турбоустановки типа  -210-130-3.

ѕринципиальна€ схема III-его энергоблока Ѕело€рской јЁ—.

–еактор расположен в бетонной шахте, облицованной стальным листом толщиной 10 мм. —верху шахту с реактором перекрывает верхн€€ биологическа€ защита.  омпоновка реактора ЅЌ-600 €вл€етс€ интегральной, при которой все оборудование как собственно реактора (активна€ зона и зона воспроизводства, внутрикорпусные устройства с напорной камерой, коллекторами и нейтронной подпоркой, —”« и их исполнительные механизмы), так и оборудование I контура (основные трубопроводы, главные циркул€ционные насосы, промежуточные теплообменники) размещаютс€ в общем баке-корпусе реактора.  орпус реактора заключен в страховочный корпус. “еплоносителем I контура €вл€етс€ натрий.

¬ качестве топлива используетс€ высокообогащенна€ двуокись урана-235 (17, 21, 26%). јктивна€ зона условно представл€ет собой цилиндр диаметром 2 м, высотой 1 м и окружена зоной воспроизводства из обедненной двуокиси урана, в которой осуществл€етс€ наработка вторичного топлива Ц плутони€ (было проведено несколько экспериментов по загрузке реактора смешанным уран-плутониевым топливом ).

“ехнологические схемы II и III контуров €вл€ютс€ независимыми и выполнены по трехпетлевому принципу (технологическа€ схема одной петли показана на нижеследующем рисунке).  ажда€ петл€ по стороне II контура включает в себ€ два промежуточных теплообменника (расположены в корпусе реактора), парогенератор ѕ√Ќ-200ћ, буферную емкость натри€, главный циркул€ционный насос и трубопроводы. “еплоносителем II контура €вл€етс€ натрий. √еометрическое расположение оборудовани€ I и II контуров обеспечивает превышение статического давлени€ столба натри€ II контура над натрием I контура, что в сочетании с низким давлением в реакторе исключает перетечки радиоактивного натри€ I контура во II контур при нарушении межконтурной плотности ѕ“ќ. ѕарогенератор €вл€етс€ пр€моточным и выполнен 8-ми секционным.  ажда€ из секций парогенератора может быть отключена в случае необходимости запорной арматурой. —екци€ включает в себ€ три модул€: испарительный, основной пароперегревательный и промежуточный пароперегревательный.

 ажда€ петл€ по стороне III контура включает секционный парогенератор типа ѕ√Ќ-200ћ, турбину типа  -200-130-3 со вспомогательным оборудованием, деаэратор 6 ата, три питательных насоса (ѕЁЌ) и один аварийный питательный насос (јѕЁЌ). —хема и оборудование III контура €вл€ютс€ типовыми и широко используютс€ на “Ё— аналогичных параметров.

ќтвод тепла в реакторе осуществл€ютс€ трем€ петл€ми I контура (расход натри€ через реактор составл€ет 25000 т/ч). У√ор€чийФ натрий с температурой 5500 —, выход€щий из активной зоны и зоны воспроизводства, поступает на вход шести промежуточных теплообменников (ѕ“ќ) Унатрий-натрийФ. ¬ ѕ“ќ натрий I контура проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию II контура, поднимающемус€ вверх по трубкам. ѕосле ѕ“ќ охлажденный натрий I контура с температурой не более 3770 — поступает в сливные камеры, а из сливных камер, - на всас √÷Ќ I контура. ќт каждого √÷Ќ I контура натрий с расходом 8330 т/ч поступает в напорную камеру, где происходит его распределение по коллекторам на охлаждение активной зоны, зоны воспроизводства, внутриреакторного хранилища и корпуса реактора. ќтвод тепла от ѕ“ќ осуществл€етс€ натрием II контура (расход натри€ по петле II контура составл€ет 7300 т/ч). У’олодныйФ натрий II контура с температурой 3100 Ц 3200 — с помощью √÷Ќ II контура подаетс€ в ѕ“ќ и по центральной опускной трубе поступает в нижний коллектор, проходит через выравнивающую решетку и раздаетс€ по теплообменным трубкам ѕ“ќ. ѕосле ѕ“ќ Угор€чийФ натрий II контура с температурой 5100 — поступает в раздающий коллектор парогенератора (ѕ√), из которого поступает сверху вниз в межтрубное пространство основных и промежуточных пароперегревательных модулей ѕ√, а затем по переливным трубопроводам, - в межтрубное пространство испарительных модулей. ќхлажденный в ѕ√ натрий II контура поступает в УхолодныйФ коллектор и бак буферный натриевый (ЅЅЌ). »з ЅЅЌ натрий II контура поступает во всасывающий коллектор √÷Ќ II контура и далее в ѕ“ќ соответствующей петли. ÷иркул€ци€ среды по стороне III контура осуществл€етс€ по следующей схеме. ѕитательна€ вода с расходом 660 т/ч и температурой 2400 — с помощью двух работающих ѕЁЌ подаетс€ последовательно в испарительные и основные пароперегревательные модели ѕ√. ќбразующийс€ после ѕ√ пар при давлении 120-130 кгс/см2 и температуре 500-5050— по двум паропроводам острого пара подаетс€ в ÷¬ƒ “√. ќтработанный пар после ÷¬ƒ при давлении 28-29 кгс/см2 и температуре 290-3000— поступает по двум паропроводам ’ѕѕ в промежуточные пароперегревательные модули ѕ√, где нагреваетс€ до температуры 500- 5050 —, и по четырем паропроводам √ѕѕ поступает в ÷—ƒ, ÷Ќƒ “√ и сбрасываетс€ в конденсатор. ƒалее конденсат подаетс€ на Ѕќ” (предусмотрена 100% -€ очистка конденсата) и в систему регенеративного подогрева, деаэратор 6 ата и во всасывающий коллектор ѕЁЌ.

—хема электроснабжени€ построена по петлевому принципу, т.е. нагрузка каждой петли запитываетс€ от своего трансформатора нужд (“—Ќ). ќбщестанционна€ нагрузка распределена по блочным секци€м  –” - 6 к¬ и щита 0,4 к¬.

¬се электроприемники —Ќ по степени надежности электроснабжени€ относ€тс€ к потребител€м I, II категории и имеют два независимых источника питани€: рабочее питание от трансформаторов собственных нужд “—Ќ-4,5,6 и резервное, включаемое по ј¬–, от резервного трансформатора “—Ќ–-2. Ёлектроприводы механизмов —Ќ, участвующих в аварийном расхолаживании, а также система —”«,  »ѕ и др., кроме рабочего и резервного источников питани€, имеют автономный источник (дизель-генераторы и аккумул€торные батареи с обратимыми двигатель-генераторами). ”казанные потребители запитываютс€ от сети надежного питани€.

Ёнергоблок предназначен дл€ работы в базовом режиме. ѕлановый коэффициент использовани€ установленной мощности энергоблока (без учета потери нагрузки на теплофикацию) составл€ет 76% и обусловлен необходимостью перегрузки топлива и проведени€ планово-предупредительного ремонта основного оборудовани€. ‘актический  »”ћ в последние годы соответствует плановому, а с учетом теплофикации - он выше.

ѕереход на модернизированную активную зону позволил исключить внеплановые остановы энергоблока и снижени€ мощности из-за разгерметизации твэл. — 1980 г. по 1986 г. реактор ЅЌ-600 работал с активной зоной первого типа загрузки при максимальном выгорании топлива 6,1% т.а. в “¬— зоны малого обогащени€ («ћќ) и 8,3% т.а. в “¬— зоны большого обогащени€ («Ѕќ), в течение 1986 - 1987 г. была осуществлена перва€ модернизаци€ активной зоны, с введением еще одной зоны обогащени€ - зоны среднего обогащени€ («—ќ) - за счет уменьшени€ «ћќ и «Ѕќ, при этом максимальное выгорание топлива составило в “¬— «ћќ 6,5% т.а., в “¬— «—ќ 6,9% т.а. и в “¬— «Ѕќ 8,3% т.а. ¬ течение 1988-1990 г. реактор работал с активной зоной. ¬ течение 1991-1993 г. был осуществлен перевод реактора на активную зону второй модернизации, при этом максимальное выгорание топлива составило: в “¬— «ћќ 9,0% т.а., в “¬— «—ќ 9,5% т.а., в “¬— «Ѕќ 10,0% т.а. ѕровод€тс€ работы по повышению выгорани€ до 12-15% т.а.

–ежимы работы и выдачи электроэнергии.

Ёнергоблок є 3 с реактором ЅЌ-600 предназначен дл€ работы в базовом режиме работы и не участвует в регулировании нагрузки в энергосистеме. ћаневренные характеристики энергоблока определ€ютс€ возможностью маневренных характеристик реакторной установки и турбоустановок.

ѕредусмотрены следующие режимы нормальной эксплуатации: пуск блока из холодного, неостывшего (гор€чего) состо€ни€ на трех и двух петл€х циркул€ции, ввод в работу третьей петли на работающем блоке, работа блока на энергетическом или сниженном уровне мощности на трех и двух петл€х циркул€ции, плановый останов блока на трех и двух петл€х циркул€ции, отвод остаточного тепловыделени€ реактора, перегрузка реактора.

√лавна€ схема электрических соединений.

Ёнергоблок с реактором ЅЌ-600 €вл€етс€ составной частью энергетической системы, вход€щей в объединенную энергосистему ≈вропейской части –‘.

¬ыдача мощности предусмотрена на напр€жени€х 110 и 220 к¬. Ўины распределительного устройства св€заны с помощью двух автотрансформаторов мощностью 120 ћ¬ј и 240 ћ¬ј. ќба ќ–”, сооруженные с первой очередью јЁ— выполнены с двум€ рабочими и обходной системами шин с одним выключателем на присоединение. —в€зь с энергосистемой осуществл€етс€ по высоковольтным лини€м 110 и 220 к¬. “ри электрических блока генератор-трансформатор через повысительные трансформаторы мощностью 250 ћ¬ј подключены к шинам ќ–” 220 к¬; при этом, дл€ уменьшени€ веро€тности отключени€ установки из-за отказа шин, один из трех электрических блоков подключен к шинам через два выключател€. Ѕлагодар€ установке генераторных выключателей, питание собственных нужд јЁ— от внешних источников возможно как от шин ќ–” 220 к¬ через рабочие трансформаторы (при неработающей установке), так и от специального резервного трансформатора мощностью 32/16-16 ћ¬ј, который подключен к цепи 110 к¬ автотрансформатора св€зи 120 ћ¬ј через свой выключатель.

 омпоновка основных сооружений и оборудовани€.

¬ основу компоновки блока прин€то параллельное расположение взаимно примыкающих друг к другу самосто€тельных отделений, технологически св€занных единой цепью выработки электроэнергии с использованием тепла, получаемого в реакторе.

√лавный корпус состоит из:

- машинного зала;

- реакторного отделени€;

- парогенераторно-деаэраторной этажерки;

- этажерки вспомогательных устройств.

¬ свою очередь, помещени€ главного корпуса категорированы на зоны: зону свободного режима и зону строгого режима.

  зоне строгого режима отнесены помещени€ реакторного отделени€, в которых размещено радиоактивное оборудование и трубопроводы, а также помещени€ с оборудованием натриевых систем II контура, включа€ боксы парогенераторов. ¬ зону строгого режима включена также часть помещений с оборудованием электрообогрева, которое территориально не может быть отделено от обогреваемого оборудовани€ и трубопроводов. ¬ход в зону строго режима, а также выход из нее осуществл€етс€ только через санпропускники.

ѕомещени€ зоны строгого режима разделены на:

- необслуживаемые помещени€, где размещаютс€ технологическое оборудование и коммуникации, €вл€ющиес€ основными источниками радиоактивного излучени€ и загр€знени€;

- периодически обслуживаемые помещени€;

- помещени€ посто€нного пребывани€ персонала в течение всей смены.

ќборудование и трубопроводы третьего паровод€ного контура установки, силовое электрическое оборудование, приточные вентил€ционные установки, а также щитовые устройства управлени€ блоком размещены в помещени€х свободного режима, к которым относ€тс€ машинный зал и частично парогенераторно-деаэраторное отделение и этажерка вспомогательных устройств.

¬заимное высотное расположение основного оборудовани€ реакторной установки и парогенераторов обусловлено необходимостью обеспечени€ естественной циркул€ции натри€ II контура в режиме аварийного расхолаживани€ установки.

 омпоновка машинного зала.

ѕролет машинного зала 45 м, длина 156 м, шаг колон каркаса 12 м.

¬ конструктивном отношении машинное отделение представл€ет собой каркасную конструкцию: сборные железобетонные колонны с шагом 12 метров, сборные железобетонные кровельные плиты по металлическим фермам. ‘ундаменты монолитные железобетонные, стеновые панели сборные керамзитобетонные. ƒл€ обслуживани€ оборудовани€ машинного зала имеютс€ два мостовых крана.

–асположение “√- поперечное, шаг между турбоустановками 36 м. ћашинное отделение имеет подвальное помещение с отметкой пола - 3.30 м по всей длине, за исключением пролета в ос€х 12-13 временного торца. ќтметка оперативного обслуживани€ турбин 9.00 м.

—о стороны временного торца машзал св€зан проходным тоннелем трубопроводов с баками запаса чистого и гр€зного конденсата, установленными вне главного корпуса.

—о стороны посто€нного торца машзал св€зан проходным тоннелем трубопроводов с главным корпусом I очереди, другим тоннелем, - со вспомогательными сооружени€ми на площадке 3 энергоблока.

 омпоновка парогенераторно-деаэраторной этажерки.

ѕарогенераторно-деаэраторна€ этажерка - сооружение каркасного типа, пролетом 12 м.  олонные - сборные железобетонные, фундаменты монолитные железобетонные. –игели и плиты перекрытий и покрыти€ - сборные железобетонные. —теновые панели - сборные керамзитобетонные. Ўаг колонн - 12 м, длина этажерки - 168 м.

∆есткость контсрукций в поперечном направлении создаетс€ рамными узлами между колоннами и сборными железобетонными распорками.

Ётажерка отрезана температурным швом от реакторного отделени€ и имеет температурный шов по длине.

ѕарогенераторно-деаэраторна€ этажерка поставлена на скальное основание, фундаменты столбчатые монолитные железобетонные, все конструкции выполнены из бетона марки 400.

¬ парогенераторно-деаэраторной этажерке размещены ѕ√, деаэраторы, электротехнические устройства, щитовые помещени€, оборудование систем вентил€ции. ѕ√ по услови€м пожаровзрывобезопасности заключен в изолированный бокс, отнесенный к зоне строгого режима.

 аждый бокс оборудован необходимыми лестницами и площадками обслуживани€ и поддонами дл€ сбора натри€.

Ѕоксы ѕ√ в соответствии со —Ќиѕ 2.09.02-85 оборудован быстросбрасываемыми панел€ми дл€ сохранени€ несущих конструкций здани€ в случае аварии взаимодействи€ натри€ с водой. ѕредусмотрена система сброса продуктов взаимодействи€ из ѕ√ при разуплотнении теплопердающих трубок.

ќборудование системы сброса продуктов взаимодействи€ ѕ√ расположено в этажерке вспомогательных устройств.

ѕривода арматуры вынесены в обслуживаемое помещение между ѕ√.

 омпоновка этажерки вспомогательных устройств.

¬ конструктивном отношении этажерка вспомогательных устройств представл€ет собой каркасное сооружение.  олонны и ригели - стальные. ‘ундаменты - монолитные железобетонные, перекрыти€ из сборных железобетонных плит. Ўаг колонн - 6 м.

Ётажерка вспомогательных устройств расположена в р€дах ¬-√-√2 и имеет пролет 12 м. Ётажерка предназначена дл€ размещени€ вспомогательного оборудовани€ зоны строгого режима и свободного режима.

¬ посто€нном торце размещены санпропускники зоны строгого режима.

Ётажерка вспомогательных устройств св€зана с помещени€ми ѕ√ лестничными клетками зоны свободного режима.

 омпоновка реакторного отделени€.

–еакторное отделение расположено в р€дах √-ƒ, в ос€х 3-8, - 36 м и 60 м, высота 70 м. «дание выполнено в монолитных железобетонных конструкци€х. ‘ундаментом реакторного отделени€ вместе с этажеркой вентил€ции €вл€етс€ монолитна€ железобетонна€ плита из бетона марки 200.

–еакторное отделение построено на монолитной неразрезной железобетонной плите из гидротехнического бетона марки 200. ѕлита забетонирована отдельными участками строительных швов замыкани€. ѕодвальна€ часть реакторного отделени€ имеет наружную литую вертикальную и горизонтальную изол€цию, ислючающую поступление наружных вод в подвал реакторного отделени€. ¬ подвале помещени€ и боксы с натриевыми системами имеют облицовку пола и стен из нержавеющей стали толщиной 3 мм.

—тены монолитные железобетонные из бетона марки 400, а торцевые стены центрального зала выше отметки 24,00 выполнены из сборных железобетонных блоков.

÷ентральный зал выше отметки 24,00 образован двум€ монолитными железобетонными стенами из сборных железобетонных блоков толщиной 600 мм. “орцевые стены имеют сквозную горизонтальную арматуру.

 ровл€ - сборные железобетонные ребристые плиты по металлическим фермам с шагом 12 м.

Ќа отметку обслуживани€ центрального зала реакторного отделени€ и в пристройку вокруг реактора выведены механизмы и привода механизмов, не имеющие пр€мого контакта с радиоактивным оборудованием и доступные дл€ обслуживани€ эксплуатационным персоналом.

ѕол центрального зала имеет проемы, закрываемые защитными щитами, дл€ возможности доступа к оборудованию, обслуживание которого осуществл€етс€ мостовыми кранами центрального зала.

Ќа энергоблоке предусмотрено дистанционное удаление с помощью защитных герметичных контейнеров выемных частей главных циркул€ционных насосов I и II контуров, фильтр-ловушек, механизмов —”«, ионизационных камер, промежуточных теплообменников в шахты-могильники или шахты выдержки и обмывки оборудовани€ от натри€ перед проведением ремонтных операций.

ƒл€ выполнени€ операций, св€занных с удалением отработавших “¬— из бассейна выдержки, расположенного в этажерке р€дов ƒ-≈, вдоль р€да ј реакторного отделени€ проектом предусмотрен транпортный коридор, в который заводитс€ специальный железнодорожный вагон-контейнер перевозки отработавших “¬—. ƒл€ выполнени€ транспорных операций, св€занных с ремонтом, монтажными и демонтажными работами и так далее, предусмотрен второй транспортный коридор с железнодорожными пут€ми, который имеет выход в центральный зал реакторного отделени€ через монтажный проем на отм. 24.00, закрываемый съемным перекрытием.

 омпоновка этажерки выт€жного устройства.

¬ конструктивном отношении - это сборно-монолитна€ этажерка.  олонны сборные железобетонные, стены до отм. 21,60 монолитные, выше - сборные железобетонные панели. ригели и плиты перекрытий - сборные железобетонные, кровл€ - монолитна€ железобетонна€, на которой на отм. 68,40 расположена вентил€ционна€ труба.

Ётажерка выт€жного вентил€ционного устройства находитс€ в ос€х 3-11, р€дов ƒ-≈, имеет пролет 12 м.

ќт отм. - 3.30 до отм. 21.60 расположен бассейн выдержки. ¬ыше отм. 21.60 установлены выт€жные вентил€торы вентил€ционных систем зоны строгого режима. ¬ыброс воздуха из помещений осуществл€етс€ в вентил€ционную трубу, установленную на кровле этажерки ƒ-≈, отметка верха венттрубы составл€ет 100 м.

Ѕлочный щит управлени€ выт€жного вентцентра и подщитовое помещение наход€тс€ на отм. 24.00 и 21.60 этажерки ƒ-≈.

Ќепосредственно к помещени€м бассейна выдержки со стороны оси 8 примыкает пристройка Угор€чейФ камеры, в которую передаютс€ на исследование отработавшие “¬— из бассейна выдержки.

 ратка€ характеристика систем безопасности.

ѕри проектировании и сооружении энергоблока є 3 дл€ предупреждени€ аварий и ограничени€ их последствий были предусмотрены системы безопасности. ”словно все системы безопасности по их назначеннию разделены на защитные, локализующие, обеспечивающие и управл€ющие.

  защитным системам безопасности отнесены системы, предназначенные дл€ предотвращени€ или ограничени€ повреждений €дерного топлива, оболочек твэл, I контура и предотвращени€ €дерных аварий, а именно: система аварийной защиты реактора (органы аварийной защиты), система аварийного расхолаживани€ реактора, система защиты основного и страховочного корпусов реактора от превышени€ давлени€, система защиты от превышени€ давлени€ во II контуре, натриевый контур охлаждени€ Ѕќ—.

  локализующим системам безопасности отнесены системы, предназначенные дл€ предотвращени€ или ограничени€ распространени€ внутри јЁ— и выхода в окружающую среду выдел€ющихс€ при авари€х радиоактивных веществ, а именно: страховочный корпус реактора, страховочный корпус Ѕќ—, страховочный кожух на участках вспомогательных трубопроводов I контура и трубопровода перелива натри€ из реактора до отсекающей арматуры, страховочный кожух на участках трубопроводов натриевого контура охлаждени€ Ѕќ— до отсекающей арматуры, защитный колпак реактора, помещени€ I контура с системой пожаротушени€ натри€ и система спецвентил€ции.

  обеспечивающим системам безопасности отнесены системы, предназначенные дл€ снабжени€ систем безопасности энергией, рабочей средой и создани€ условий их функционировани€, а именно: система надежного электроснабжени€, контур технического водоснабжени€ (I, II ступень).

  управл€ющим системам безопасности отнесены системы, предназначенные дл€ приведени€ в действие систем безопасности, осуществлени€ контрол€ и управлени€ ими в процессе выполнени€ заданных функций, а именно: система формировани€ сигналов и размножени€ контактов Ѕј«; система формировани€ сигналов Уобесточивание с.н.Ф и схема ј—ѕ; схема формировани€ защиты реактора от повышени€ частоты вращени€ √÷Ќ I контура; схема защиты, обеспечивающа€ запрет закрыти€ более одного ќ  на напоре √÷Ќ I контура.

јнализ соответстви€ энергоблока є 3 Ѕело€рской јЁ— требовани€м Уќбщих положений обеспечени€ безопасности атомных станций (ќѕЅ-88/97)Ф ѕЌјЁ √- 1-011-97.

є

—одержание отступлени€

ѕункт правил

¬ыводы и вли€ние отступлени€ на безопасность

1

2

3

4

1.

Ќе по всем системам и элементам, важным дл€ безопасности, проведены расчеты, подтверждающие выполнение ими своих функций при землетр€сени€х выше ѕ«, т.к. в период проектировани€ и сооружени€ энергоблока промплощадка ЅјЁ— относилась к несейсмичной зоне.

4.1.5.

¬ли€ет на безопасность, поскольку при сейсмических воздействи€х интенсивностью выше ѕ« возможен выход (при отсутствии подтверждающих расчетов на сейсмостойкость) из стро€ элементов 3 контура, участвующего в расхолаживании энергоблока.

2.

ќтсутствует –ў” (–ѕ”).

4.4.1.1.2.

4.4.3

Ќе вли€ет на безопасность, поскольку останов, расхолаживание и контроль за состо€нием –” при исходных событи€х, св€занных с потерей Ѕў”, обеспечиваетс€ с местных щитов контрол€ и управлени€ (ћў), совокупность которых представл€ет собой децентрализованный –ў”. “ерриториальное разделение ћў исключает их одновременный выход по общей причине при любых исходных событи€х.

3.

»меюща€с€ сеть непрерывных измерений мощности дозы ионизирующих излучений не позвол€ет производить контроль по всем направлени€м санитарно-защитной зоны и зоны наблюдени€.

5.4.4.

ѕри проектных и запроектных авари€х оценка и прогнозирование радиационной обстановки на окружающей местности может не обеспечить полную оценку радиационного воздействи€ на население по всем направлени€м санитарно-защитной зоны и зоны наблюдений.

Ѕезопасность ЅЌ-600.

ѕроект энергоблока с реактором ЅЌ-600 разработан без учета требований действующих правил и норм по безопасности. ¬ нем не решены вопросы обеспечени€ независимости каналов управлени€ и электроснабжени€ систем безопасности, оснащени€ р€да элементов оборудовани€ первого контура страховочными корпусами на случай течи натри€.

ќтдельные проблемы и задачи при эксплуатации ЅЌ-600 нос€т общий характер дл€ любых натриевых установок. ќдной из них €вл€етс€ принципиальна€ возможность межконтурной неплотности парогенераторов натрий-вода. ƒл€ ее решени€ прин€та концепци€ секционного парогенератора (отключаетс€ только секци€ с межконтурной неплотностью, парогенератор остаетс€ в работе), обоснованы и применены системы обнаружени€ течи и защиты от последствий течи натри€. «а врем€ эксплуатации было вы€влено 12 межконтурных неплотностей.

ƒругой серьезной проблемой вли€ющей на безопасность ЅЌ-600 €вл€ютс€ течи натри€. «а врем€ эксплуатации энергоблока произошло 27 течей, п€ть из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натри€, п€ть были вызваны неправильным ведением ремонтных работ или операци€ми ввода/вывода в ремонт.  оличество вытекшего натри€ составл€ло в разных случа€х от 0.1 до 1000 кг при среднем 2 кг.

ќсновными причинами течей натри€ €вл€лись дл€ трубопроводов Ц недостаточна€ компенсаци€ и дефекты изготовлени€, дл€ арматуры Ц конструктивное несовершенство, дл€ системы приемки натри€ Ц фланцевые соединени€.

ѕо параметру Увоздействие на площадкуФ, как и по параметру Уухудшение эшелонированной защитыФ. Ќаиболее серьезным нарушением €вл€лась течь теплоносител€ 07.10.93 г. на трубопроводе диаметром 48 мм системы очистки натри€ первого контура ( 1 уровень по INES). ƒанное событие привело к выходу радиоактивности через вентил€ционную трубу.

»спользование оружейного плутони€ в быстрых реакторах. ћќ’-топливо.

Ќераспространение €дерных материалов.

ћинатом –оссии разворачивает работы по утилизации российского плутони€, извлекаемого из €дерного оружи€, и использованию его в виде ћќ — - топлива дл€ реакторов различного типа, в том использовани€ в быстрых реакторах.

¬ св€зи с предсто€щим переходом от ограниченного использовани€ технологий обращени€ с плутонием, извлекаемым из боеприпасов, к крупномасштабным работам по разборке боеприпасов, растворению плутони€, конструированию и изготовлению ћќ’-топлива, его промышленному использованию на јЁ— - с реакторами типа ¬¬Ё– и ЅЌ, обращению с отработавшим ћќ’-топливом и образующимис€ при этом –јќ, а также к регул€рным перевозкам плутоний - содержащих материалов, необходимо сразу отметить, что:

  • федеральные нормы и правила обеспечени€ €дерной и радиационной безопасности при реализации перечисленных работ отсутствуют;

  • ведомственна€ нормативна€ база не может быть использована, так как, носит закрытый характер (УсекретноФ и Усовершенно секретноФ) и охватывает узкий круг технологий оружейного характера, не предусматривавших использование оружейного плутони€ в качестве компонента топлива јЁ—;

  • вопрос обеспечени€ €дерной и радиационной безопасности при утилизации плутони€ (в том числе, контроль состо€ни€ защиты персонала, населени€, окружающей среды) изучен недостаточно. ќсобого внимани€ требует вопрос об обращении с радиоактивными отходами, содержащими соединени€ оружейного плутони€.

»з выступлени€ ¬.Ќ.ћихайлова [3] на заседании –јЌ –‘ УЕќружейный плутоний получен с колоссальными затратами труда. ќн в 4 раза дороже 90-процентного урана-235...

Естоимость вырабатываемого ими электричества достаточно высока, причем 1 к¬т Х ч, полученный на реакторе на быстрых нейтронах, в 2 раза дороже по сравнению с легководным...

Е1% плутони€-240 в 1 кг материала дает 104 нейтронов в секунду. –абота с промышленным плутонием, в том числе изготовление топлива, перевозка и т.д., очень сложнаФ.

Ќа пути использовани€ ћќ’-топлива в реакторах существует экономические преп€тстви€.

ћќ’-топливо дороже топлива из обогащенного урана. ¬ чем причина высокой стоимости плутониевого топлива (котора€ остаетс€ таковой даже в предположении что переработка топлива производитс€ бесплатно) ? ѕрежде всего в обилии на мировом рынке дешевого природного урана и дешевизна и доступность его обогащени€. Ёти два фактора привод€т к тому что стоимость обогащенного урана достаточно низка. ≈сли предположить что стоимость природного урана составл€ет 40 $ за кг и стоимость обогащени€ Ц 100 $ за единицу разделительных работ (≈––), то обогащенный уран будет стоить около 1100 $ за кг. ÷ена же производства топливных элементов с ћќ’-топливом оказываетс€ заметно выше. ћинимальна€ стоимость производства 1 кг ћќ’-топлива составл€ет 1300-1600 $. Ќа практике стоимость оказываетс€ еще выше. —тоимость ћќ’-топлива еще более возрастает при включении в нее стоимости осуществлени€ меропри€тий по обеспечению безопасности хранени€ и транспортировки плутони€, котора€ заметно выше аналогичной стоимости дл€ уранового топлива.

Ёкспериментальное использование плутони€ в качестве топлива было осуществлено в нескольких реакторах. ¬ экспериментальном реакторе на быстрых нейтронах Ѕ–-10 в ‘изико-Ёнергетическом »нституте прошли испытани€ двух активных зон из оксида плутони€ оружейного состава. ¬ реакторе Ѕќ–-60 в Ќаучно-исследовательском институте €дерных реакторов в ƒимитровграде были испытаны и исследованы большие партии “¬ЁЋов из смешанного уран- плутониевого топлива, изготовленного по разным технологи€м с плутонием различного изотопного состава. Ётот реактор был пущен в 1969 году и в течении многих лет работает на смешанном оксидном топливе на основе энергетического плутони€. ¬ реакторе ЅЌ-350 на Ўевченковской јЁ— в  азахстане прошли реакторные испытани€ смешанного топлива, содержащего 350 кг оружейного плутони€.   насто€щему времени в реакторах ЅЌ-350 јЁ— в  азахстане и ЅЌ-600 Ѕело€рской јЁ— испытано около двух тыс€ч “¬ЁЋов на основе плутониевого топлива.

ѕроект реактора ЅЌ-800 ёжно-”ральской јЁ— рассчитан на использование 2,3 тонн плутони€ дл€ начальной загрузки и 1,6 тонн дл€ ежегодной подпитки. Ќа рис.1 представлена схема производства и Усжигани€Ф ћќ’-топлива.

—хема производства и Усжигани€Ф ћќ’-топлива в бридерах.

”тилизаци€ плутони€ в реакторах на быстрых нейтронах может производитьс€ путем Усжигани€ФФ его в активной зоне, что превращает реактор из производител€ плутони€ в его потребитель (необходимо прин€ть во внимание, что это вовсе не означает, что потребл€етс€ весь плутоний: в отработанном топливе его содержитс€ лишь немного меньше, чем в свежем). — точки зрени€ €дерного распространени€ одна из проблем, св€занных с бридерами состоит в том, что €дерные материалы вход€щие в €дерное топливо могут быть использованы снова, что позволит использовать эти реакторы дл€ производства большего количества плутони€, включа€ оружейный.

 онцентраци€ плутони€ в ћќ’-топливе дл€ бридеров существенно выше, чем дл€ легководных реакторов. ¬ цел€х утилизации плутони€ ћинатом –‘ предлагает построить еще два реактора на ёжно-”ральской јЁ—.

ћинатом –‘ утверждает, что реакторы ЅЌ-800 могут полностью работать на ћќ’-топливе. “ак согласно —овместному российско-американскому исследованию, они способны утилизацию 50 т плутони€ в течение 30 лет. ќднако учитыва€ серьезность данной проблемы, необходимо провести новые и независимые исследовани€ по этому вопросу.

ѕроект ЅЌ-800.

ќсуществл€ема€ ћинатомом политика в области €дерной энергетики определена "ѕрограммой развити€ атомной энергетики –‘ на 1993-2005 годы и на период до 2010 года". ¬ ней поставлены задачи обеспечени€ безопасного и конкурентоспособного функционировани€ €дерно-энергетического комплекса и создани€ усовершенствованных јЁ— дл€ сооружени€ в следующем дес€тилетии. ¬ частности, стратеги€ предусматривает сооружение и ввод в эксплуатацию до 2009 года энергоблока ЅЌ-800 Ѕело€рской јЁ—.

ѕроект энергоблока ЅЌ-800 Ѕело€рской јЁ— был разработан еще в 1983 г. и с тех пор дважды пересматривалс€:

  • в 1987 г., после аварии на „ернобыльской јЁ—;

  • в 1993 г., в соответствии с новой нормативной документацией по безопасности.

ѕроект энергоблока ЅЌ-800 прошел все необходимые экспертизы и согласовани€, в том числе независимую экспертизу комиссии —вердловской области (1994 г.). –езультаты всех экспертиз и согласований положительные, 26 €нвар€ 1997 г. получена лицензи€ √осатомнадзора –‘ є √Ќ-02-101-0007 на сооружение блока є4 Ѕело€рской јЁ— с реакторной установкой ЅЌ-800.
ѕроектом предусмотрено сооружение на площадке Ѕело€рской јЁ— энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым натрием. ѕрименение в реакторе ЅЌ-800 уран-плутониевого топлива позвол€ет не только использовать запасы энергетического плутони€, но и утилизировать оружейный плутоний, а также "сжигать" долгоживущие изотопы (актиниды) из облученного топлива тепловых реакторов.
–еакторна€ установка ЅЌ-800, как декларируетс€ ћинатомом –‘, обладает такими физическими и конструктивными характеристиками безопасности, как стабильность характеристик активной зоны, высока€ теплоемкость и наличие естественной циркул€ции в 1 и 2 контурах, позвол€ющие в течение длительного времени отводить остаточное тепловыделение реактора, низкое рабочее давление 1 контура, наличие промежуточного нерадиоактивного натриевого контура.

ѕо сравнению с прототипом ЅЌ-600 в проекте ЅЌ-800 реализованы следующие новые решени€ по безопасности:
Х трЄхканальна€ защитна€ система безопасности аварийного отвода тепла от реактора к воздуху (—ј–’ ¬“ќ);
Хактивна€ зона с нулевым пустотным эффектом реактивности;
Хподдон дл€ сбора расплава активной зоны в случае запроектных аварий;
Хпассивна€ система автоматической защиты;
Хсистема периодической очистки натри€ от цези€;
Хгерметичный кожух вокруг напорной камеры реактора.
—ейсмостойкость основных зданий и сооружений в усовершенствованном проекте повышена на 1 балл, а ресурс оборудовани€ увеличен до 40 лет.
—троительство энергоблока є4 осуществл€ет генеральный подр€дчик јќ "”ралэнергострой", имеющий опыт сооружени€ энергоблока ЅЌ-600 и других энергетических объектов на территории —вердловской области.

¬сего с начала работ по реализации проекта энергоблока ЅЌ-800 освоено около 10% стоимости всего строительства.

Ѕ–≈—“-300.

¬ последнее врем€ ћинатомом –оссии усиленно проталкиваетс€ проект быстрого реактора Ѕ–≈—“ с топливом UN-PuN и со свинцовым охлаждением.

”влеченность руководителей атомной отрасли –оссии проектом Ѕ–≈—“ пон€тна, как пон€тно и их стремление как можно быстрее через самый верх внедрить свои намерени€. ѕричем такие увлечени€ уже проходила атомна€ энергетика экс-———–. јкадемик ј.ѕ.јлександров с самих высоких трибун декларировал безопасность реакторов типа –Ѕћ , за€вл€€, что УЕих можно строить на  расной площадиЕФ. ѕотом его уверенность без достаточной экспериментальной проверки обернулась „ернобыльской катастрофой.

¬ насто€щее врем€ выполнены проекты реакторов Ѕ–≈—“ мощностью от 300 до 1200 ћ¬т (эл.), проведены предпроектные их конструкторские и расчетные исследовани€. ¬ыполнены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой €дерных данных, коррозионные испытани€ сталей на циркул€ционных –b-петл€х, эксперименты по взаимодействию –b с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с –b и стальными оболочками и др.
 онструкци€ LCFR-Pb несколько упрощена по сравнению с LMFR-Na:

  • одинарный корпус или бассейнова€ конструкци€ без металлического корпуса (размещение реактора непосредственно в бетонной шахте с термоизол€цией между бетоном и свинцом);

  • двухконтурна€ схема основного и аварийного охлаждени€, отвод остаточного тепла естественной циркул€цией воздуха по трубам, расположенным в свинце первого контура;

  • система перегрузки топлива без его обмывки от Na;

  • управление реактивностью главным образом расположенными в боковом бланкете трубами со свинцом, уровень которого регулируетс€ давлением газа;

  • пассивные средства управлени€ и защиты, в том числе порогового действи€, высокий уровень естественной циркул€ции теплоносител€, снижение требований быстродействи€ с упрощением системы управлени€ и защиты;

  • упрощение конструкции парогенераторов с исключением быстродействующих систем контрол€ течей и арматуры;

  • упрощение противопожарных, вентил€ционных и других вспомогательных систем и оборудовани€, помещений контуров охлаждени€ и других сооружений јЁ—.

  насто€щему времени в –оссии выполнен 1-й этап технического проекта демонстрационного блока јЁ— Ѕ–≈—“-300 с топливным циклом, завершение которого вместе с основными расчетными и опытными обосновани€ми намечено на 2002 г. ѕланируетс€ сооружение блока на площадке Ѕело€рской јЁ— в пределах 2010 г. «атраты на разработку программы Ќ»ќ – и сооружени€ Ѕ–≈—“-300 с опытным производством топливного цикла оценены дл€ случа€ выполнени€ этой работы –оссией около 1 млрд. долл. Ќа основе опыта Ѕ–≈—“-300 в пределах 2030 г. намечены разработка и сооружение головной јЁ— этого типа.

”тверждаетс€, что Ѕ–≈—“ способен решить все проблемы крупномасштабной €дерной энергетики:

  • неограниченное обеспечение топливом;

  • кардинальное решение проблемы нераспространени€;

  • естественна€ безопасность;

  • имеет меньшие выбросы радионуклидов в окружающую среду по сравнению с другими типами реакторных установок;

  • обеспечить сжигание радиоактивных элементов;

  • снимает проблемы радиоактивных отходов.

Ёти намерени€ не только не доказаны научными и техническими работами, но и спорны по р€ду основных положений.

“ак например, утверждение что УЕЅ–≈—“ имеет меньшие выбросы радионуклидов в окружающую среду по сравнению с другими типами реакторных установокЕФ. Ёто смотр€ с какой реакторной установкой сравнивать. ≈сли сравнивать с –” ¬¬Ё–-1000, то конечно, т.к. этот тип реакторной установки имеет на сегодн€шний день открытый топливный цикл, а бридерный цикл с реактором типа Ѕ–≈—“ требует осуществлени€ переработки, в результате вы получаете объем выбросов много больший чем в случае с ¬¬Ё–-1000. ѕоэтому если говорит о преимуществах бридеров, о том как безопасно они трансмутируют €дерное топливо и удал€ют некоторые актиниды, то при этом должен рассматриватьс€ весь топливный цикл и должно рассматриватьс€ воздействие оказываемое радиохимическими разделительными заводами на окружающую среду.

ƒалее. —оединение реактора и процесса переработки в едином комплексе, по замыслу авторов проекта Ѕ–≈—“, €кобы обеспечит гарантии нераспространени€ €дерных материалов. —месь плутони€ с актинидами, которую планируют использовать разработчики Ѕ–≈—“а при замыкании топливного цикла, непригодна в качестве €дерного оружи€, но из нее можно без особенного труда извлечь чистый плутоний и начинить им не реактор, а €дерное взрывное устройство. “акое решение ограничит коммерческое использование этих реакторов кругом стран Ц членов €дерного клуба, так как передача технологии переработки облученного топлива не€дерным странам повышает риск распространени€.  роме того, это решение повышает риск радиационной опасности с учетом конечной операции сн€ти€ с эксплуатации.

ћасштаб внедрени€ реакторов типа Ѕ–≈—“ и, соответственно, масштаб развити€ €дерной энергетики будет определ€тьс€ количеством плутони€, получаемого при переработке облученного €дерного топлива действующих тепловых реакторов. Ќеминуемо потребуетс€ создавать производственные мощности переработки топлива и извлечени€ из него чистого плутони€, хот€ это противоречит идее разработчиков о кардинальном решении проблем нераспространени€ и естественной безопасности захоронени€ радиоактивных отходов. Ќар€ду с наращиванием производительности перерабатывающих заводов потребуетс€ расширение добывающей и обогатительной урановой промышленности. Ёти факторы не учитываютс€ авторами проекта Ѕ–≈—“, за€вл€ющими о решении проблемы нераспространени€.

ƒл€ решени€ топливной проблемы будущего необходимы циклы с расширенным воспроизводством €дерного горючего. ¬ топливном цикле Ѕ–≈—“а искусственно исключаетс€ расширенное воспроизводство, и это послужит ограничением крупномасштабного развити€ €дерной энергетики. Ќе изучена проблема утилизации избыточных нейтронов.

Ќиже приведен только малый перечень наиболее Уузких местФ использовани€ свинцовой технологии на быстрых реакторах:

  • в большом объеме интегральной схемы Ѕ–≈—“ не обеспечиваетс€ равномерность поддержани€ кислородного потенциала в узком разрешенном диапазоне (если он будет подтвержден). „тобы обеспечить работоспособность тепловыдел€ющих элементов, необходимо найти оптимальное дл€ заданного уровн€ и диапазона изменени€ температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки.

  • не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при прин€той температуре и при высоком облучении нейтронами.

  • не изучено вли€ние облучени€ в реальных реакторных услови€х на поведение в свинце тепловыдел€ющих элементов и топливной композиции. —ама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени дл€ ее разрешени€.

  • технические решени€ по переработке топлива наход€тс€ на начальной стадии разработки;

  • неоптимальна€ температура кипени€ (~1743 —0), поскольку она значительно превышает температуру плавлени€ стали и некоторых видов топлива при т€желых авари€х с расплавлением активной зоны;

  • худшие по сравнению с натрием теплофизические свойства;

  • существенные экономические затраты на обогрев и поддержание свинца в жидком состо€нии;

  • свинец €вл€етс€ химически токсичным веществом (при вытекании свинца из контура возникает проблема Узадымлени€Ф с серьезными последстви€ми химического воздействи€ на персонал;

  • существенно более высокое давление (несколько дес€тков атмосфер) в первом контуре по сравнению с натриевым быстрым реактором:

  • сложность систем очистки и поддержани€ чистоты теплоносител€;

  • специфические технические средства дл€ удержани€ элементов активной зоны Уот всплыти€Ф из-за высокого удельного веса свинца.

» последнее и самое главное.

ƒекларируемое разработчиками реактора Ѕ–≈—“ крайне ущербных дл€ €дерной и радиационной безопасности јЁ— Усвойств внутренней самозащищенности реакторной установкиФ позволили разработчикам проекта существенно сократить площадь территории санитарно-защитной зоны и, соответственно, сократить финансовые и материально Ц технические затраты на меропри€ти€ по защите населени€ в случае возникновени€ запроектной аварии на этом реакторе. ¬месте с тем, проектирование јЁ—, опирающихс€ на Усвойства внутренней самозащищенности реакторной установкиФ, сводитс€ к созданию более опасных јЁ—, по сравнению с тем, если бы в этих проектах не содержалось некоторых послаблений при наличии указанных УсвойствЕФ —оответственно в процессе технического проектировани€ Ѕ–≈—“ требуетс€ определить меры и масштабы территорий дл€ защиты населени€ в случае возникновени€ т€желых аварий в априори без учета указанных выше свойств активной зоны €дерного реактора. ƒанное обсто€тельство существенно увеличит стоимость атомной станции с данным типом реакторной установки.

ƒолгосрочна€ стратеги€ развити€ €дерной энергетики –оссии и соответствующие решени€ ѕравительства –‘ определи задачи ближайшего и дальнего этапов в области действующих реакторов, реакторов нового поколени€ и топливных циклов. —амое пагубное на нынешнем этапе Ц волевым путем объ€вить какое-то технологическое решение лучшим и главным, бросить на него все силы и средства, отставив все остальные направлени€. ѕо состо€нию обосновани€ технических решений проект Ѕ–≈—“ Ц быстрый реактор со свинцовым теплоносителем Ц не подготовлен дл€ стадии технического проектировани€ и не может быть выделен в насто€щее врем€ как единственный вариант долгосрочной стратегии развити€ €дерной энергетики –оссии.

Ќекоторые вопросы экономики ЅЌ-800.

1. ’арактеристика представленных на экспертизу материалов

¬ качестве материалов дл€ экспертной оценки величины себестоимости отпускаемой электроэнергии вз€т УЅизнес-план сооружени€ энергоблока ЅЌ-800 Ѕело€рской јЁ—Ф разработанный станцией 15 июн€ 1995 г., который содержит следующие разделы:

  • анализ состо€ни€ атомной энергетики –оссии и регионального энергетического рынка (”рал) (стр. 8-25);

  • оценку потребности в кредитных ресурсах дл€ финансировани€ строительства блока ЅЌ-800 и основных источников и условий погашени€ кредитов и процентов по ним (стр. 26-32);

  • описание текущего состо€ни€ проекта III очереди расширени€ Ѕело€рской јЁ—, в том числе, проведенных к моменту подготовки бизнес-плана работ (стр. 32-43);

  • анализ документационной обеспеченности технического проекта III очереди расширени€ Ѕело€рской јЁ— и основные направлени€ ее корректировки и доработки, направленной на улучшение проекта (стр. 40-41);

  • предлагаемый план-график строительства энергоблока ЅЌ-800, обеспечивающий сокращение сроков строительства по сравнению с заложенными в проект, с оценками необходимого числа рабочих на строительстве (стр. 46-71);

  • организационную структуру управлени€ строительством (стр. 71-74);

  • описание рисков, возможных при реализации проекта (стр. 74-76).

¬ ѕриложении к бизнес-плану приведена переписка между областными и федеральными органами управлени€, решени€, постановлени€ и другие документы, св€занные с реализацией проекта. »з переписки с очевидностью следует, что от решени€ вопроса о финансировании строительства чиновники - распор€дители бюджетных средств - уклон€ютс€. ѕри этом особых, кроме традиционного "отсутстви€ денег" в бюджете, причин невыполнени€ бюджетных об€зательств не приводитс€.

Ѕизнес-план содержит проектные технико-экономические показатели производства электроэнергии на энергоблоке ЅЌ-800, рассчитанные в ценах 1991 года (стр. 5), а также сравнительные данные по тарифам на электроэнергию, произведенную на Ѕело€рской јЁ— и в тепловой энергетике на 01.04.95 (стр. 10).

— целью обеспечени€ сопоставимости экономических показателей, учета инфл€ционных процессов и улучшени€ воспри€ти€ экономических выкладок потенциальными инвесторами, осуществлен пересчет показателей (себестоимость электроэнергии, тепла, потребность в капитальных вложени€х и др.) в долларах —Ўј по курсу, установленному √осударственным Ѕанком ———– в конце 1991 г. и составившему 1,7 рубл€ за $1 US (газета "»звести€" є299 от 18 декабр€ 1991 года).

2. Ёкономическа€ обоснованность проекта.

    ќбща€ характеристика бизнес-плана.

ѕредставленный на экспертизу бизнес-план не содержит целого р€да существеннейших разделов, характеризующих экономику проекта. ¬ документе отсутствуют:

  • план по освоению капитальных вложений и вводу объектов основных фондов;

  • план по труду и заработной плате в период эксплуатации блока ЅЌ-800;

  • производственный план;

  • план по реализации продукции;

  • план по себестоимости продукции;

  • план по прибыли;

  • план денежных потоков јЁ— (финансовый план).

ќтсутствует расчет дисконтированных денежных потоков, что необходимо дл€ оценки реальной окупаемости проекта.

ƒл€ серьезного обосновани€ эффективности проекта названные разделы должны быть представлены в поквартальном разрезе, хот€ бы на начальный период промышленной эксплуатации блока (2-3 года) и в полугодовом разрезе на весь оставшийс€ период функционировани€ до момента возврата заемных средств (кредитов). ѕри этом каждый раздел должен содержать развернутый перечень затрат, поступлений и других статей, отражающих динамику изменени€ состо€ни€ объекта.

‘актически представленный на экспертизу документ €вл€етс€ по€снительной запиской к бизнес-плану (технико-экономическим расчетам) и не может рассматриватьс€ в качестве серьезного основани€ дл€ привлечени€ инвесторов и обосновани€ окупаемости капитальных вложений.

    —ебестоимость, рентабельность, прибыль.

¬ бизнес-плане используютс€ только результирующие цифры с отсылками к проекту, в котором расчеты осуществл€лись с использованием "тех же методик и фактических результатов коммерческой эксплуатации блока є3 Ѕело€рской јЁ—" (стр. 26.).

—ледует отметить, что за период с 1991 года по насто€щее врем€ произошли достаточно существенные структурные сдвиги в экономике. “емпы роста заработной платы, стоимости транспортных услуг, металлоизделий, топлива других затратных статей, непосредственно вли€ющих на себестоимость конечной продукции јЁ— измен€лись неравномерно. ќсобенно существенно изменились ценовые соотношени€ после августовского кризиса 1998 года. ¬ частности, произошло существенное удорожание импортной продукции по сравнению с отечественной. ¬ тоже врем€ реализаци€ проекта предполагает поставки оборудовани€ из-за рубежа (стр. 37, раздел 3.2.).

“.е. произошли значимые сдвиги в структуре затрат, что не позвол€ет представленные в бизнес-плане оценки себестоимости продукции, объемов реализации, рентабельности и прибыли прин€ть сегодн€ в качестве актуальных и абсолютно достоверных.

— целью подготовки более мотивированного заключени€ об экономической эффективности проекта нами был осуществлен оценочный расчет прогнозируемой себестоимости электроэнергии на энергоблоке ЅЌ-800 на Ѕело€рской јЁ—. ѕри этом использовались данные бизнес-плана, У¬ременные методические указани€ о пор€дке расчета тарифов на электрическую и тепловую энергию на потребительском рынкеФ, сведени€ из доклада ‘едерального экологического агентства јвстрии Уядерные реакторы ’мельницкой и –овенской јЁ—Ф и другие источники информации.

ƒл€ расчета прогнозируемой себестоимости были использованы следующие допущени€:

  • среднегодовые затраты на оплату €дерного топлива прин€ты на уровне $36,4 млн. (см. табл. 7 Ѕизнес-плана);

  • среднегодовые затраты на вспомогательные материалы и услуги производственного характера прин€ты на уровне $5,5 млн., что соответствует приведенному в бизнес-плане общецеховым затратам;

  • среднемес€чна€ заработна€ плата персонала јЁ— прин€та на уровне $150;

  • коэффициент амортизации прин€т на уровне 3%, что соответствует возможному сроку службы реактора. —тоимость самого объекта - $1 млн., что соответствует сумме капитальных вложений в его строительство;

  • общестанционные расходы прин€ты на уровне $9 млн. (см. табл. 7 Ѕизнес-плана). ћы исходим из предположени€, что этих средств достаточно дл€ обслуживани€ выведенных из эксплуатации первого и второго энергоблоков јЁ—, а также дл€ содержани€ аппарата управлени€. ¬месте с тем, названна€ сумма, веро€тно, не учитывает затрат, которые будут необходимы дл€ обслуживани€ 3-х остановленных (к моменту пуска ЅЌ-800) энергоблоков, подлежащих выводу из эксплуатации. “.е. в расчете прин€та УоченьФ оптимистична€ оценка размеров общестанционных расходов;

  • налог на имущество прин€т на уровне $10 млн. (исход€ из ставки налога - 1% от стоимости основных фондов блока є4). ќднако данна€ сумма не учитывает стоимости других объектов основных фондов станции, налог на имущество по которым также полностью л€жет на себестоимость продукции ЅЌ-800 после вывода из эксплуатации третьего энергоблока. “.е. данна€ оценка тоже должна рассматриватьс€ как оптимистична€;

  • базовый расчет (вариант 1) себестоимости осуществлен с учетом 6-процентной ставки платы за кредит, котора€ прин€та в бизнес-плане и должна рассматриватьс€ как весьма оптимистична€;

  • годовой отпуск энергии по энергоблоку прин€т на уровне приведенном в бизнес-плане (см. табл. 1 бизнес-плана);

  • отнесение затрат на электроэнергию и на тепло осуществл€лось в той же пропорции, что и в бизнес-плане.

–езультаты расчетов приведены в таблице 1.

”крупненный расчет себестоимости электроэнергии ЅелјЁ— в $ тыс.

“аблица 1

—татьи себестоимости

¬ариант 1

¬ариант 2

¬ариант 3

¬ариант 4

¬ыплаты за €дерное топливо

36 400

36 400

36 400

36 400

¬спомогательные материалы

2 500

2 500

2 500

2 500

”слуги производственного характера

3 000

3 000

3 000

3 000

ѕлата за циркул€ционную и техническую воду

6 100

6 100

6 100

6 100

«атраты на оплату труда

5 400

5 400

5 400

72 000

ќтчислени€ на социальные нужды

2 095

2 095

2 095

27 936

јмортизаци€ основных фондов

30 000

30 000

30 000

30 000

ѕрочие,

в т.ч.:

19 000

19 000

259 000

19 000

ќплата процентов за полученный кредит

60 000

240 000

0

ќбщестанционные расходы

9 000

9 000

9 000

9 000

ƒругие прочие затраты (налог на имущество)

10 000

10 000

10 000

10 000

»того:

104 495

164 495

344 495

196 936

—ебестоимость 1 тыс.ћ¬т/ч электроэнергии, $

13,86

21,81

45,68

26,11

  сожалению, при подготовке насто€щего заключени€ мы испытывали серьезные трудности в получении информации о себестоимости электроэнергии в тепловой энергетике, на атомных электростанци€х. —оответствующие сведени€ тщательно оберегаютс€ ведомствами, однако, различные косвенные источники позволили сформировать некоторую сравнительную базу.

“ак, по данным годового отчета јќ У аскад “аймырских √Ё—Ф за 1997 год, себестоимость электроэнергии здесь составл€ла от $11 до $12 за 1 ћ¬т/ч. ј по данным компании У—тоун и ¬ебстерФ, осуществл€вшей экспертизу проекта строительства на ”краине блоков ’јЁ—-2/–јЁ—-4, себестоимость производства электроэнергии на ’мельницкой и –овенской јЁ— может составить около $13 за 1 ћ¬т/ч. » это при том, что мощность украинских јЁ— составл€ет 1000 ћ¬т, а не 800 ћ¬т в случае с ЅЌ-800.  роме этого, топливна€ составл€юща€ себестоимости несоизмерима (оксидное урановое топливо дл€ ¬¬Ё–-1000 и уран-плутонивое топливо дл€ ЅЌ-800). — этими величинами сопоставима величина себестоимости, полученной нами при расчете по варианту 1. ѕри этом следует иметь в виду, что данный вариант расчета не предполагает обслуживани€ кредита на строительство блока ЅЌ-800. “олько в этом случае себестоимость производства электроэнергии будет сопоставимой с вышеприведенными значени€ми.

”же во втором варианте, который учитывает необходимость выплаты 6% годовых по кредитам (оптимистична€ ставка, прин€та€ разработчиками бизнес-плана), себестоимость 1 ћ¬т/ч возрастает до $21,8.

¬ариант 3 предполагает, что плата за кредит составит не менее 24% годовых, что на наш взгл€д гораздо ближе к сегодн€шней реальности. ¬ этом случае получено значение себестоимости, не позвол€ющее говорить о конкурентоспособности Ѕело€рской јЁ— -$45,71 за ћ¬т/ч.

 освенным подтверждением того, что полученные оценки близки к реальности, €вл€етс€ тот факт, что при увеличении среднемес€чной заработной платы до $1500 (уровень —Ўј) получена себестоимость электроэнергии, равна€ $26,1 (вариант 4). Ёта величина близка к официальным данным —Ўј дл€ американских атомных станций - $26 за 1 ћ¬т/ч (см. Уядерные реакторы на ’мельницкой и –овенской јЁ—Ф. ƒоклад правительству јвстрии. —тр. 29). ƒела€ данное сравнение мы четко осознаем, во-первых, несопоставимость налоговых систем, во-вторых, наличие различных ценовых пропорций в —Ўј и –‘. ќднако, когда сопоставление ведетс€ в столь укрупненном виде, различи€ дифференцируютс€ и полученные итоговые значени€ вполне могут рассматриватьс€ как объекты дл€ сравнени€.

 ак видим, одним из самых значимых факторов увеличени€ себестоимости электроэнергии в нашем случае €вл€етс€ стоимость кредитов. ѕри условии беспроцентного финансировани€ строительства энергоблока, есть возможность добитьс€ его конкурентоспособности с первых лет эксплуатации. Ћюбое ухудшение условий финансировани€ проекта делает его убыточным при сравнении со сложившимс€ сегодн€ уровнем себестоимости электроэнергии. ќднако окончательное заключение о конкурентоспособности следует принимать, во-первых, с учетом прогнозируемых к моменту завершени€ строительства тарифов на электроэнергию в регионе, во вторых, после гораздо более детального обосновани€ себестоимости.

—ледует также иметь в виду, что оценки затрат, прин€тые разработчиками бизнес-плана, по р€ду статей мы рассматриваем как очень оптимистичные, что, при уточнении их значений, может привести к резкому ухудшению общей картины.

“аким образом, основной вывод о конкурентоспособности энергоблока ЅЌ-800 сегодн€ не может быть прин€т как абсолютно обоснованный.

    ¬озвратность кредитов.

ѕри обосновании возвратности средств авторами бизнес-плана прин€та плата за кредиты на уровне 6%. “ака€ ставка процента по кредиту €вл€етс€ приемлемой при долгосрочном кредитовании на мировом рынке. ќднако в российских услови€х сегодн€ получение валютного кредита по такой цене маловеро€тно, если вообще возможно. —тоимость рублевого коммерческого кредита сегодн€ не ниже 28%. ”читыва€, что курс рубл€ по отношению к доллару в последнее врем€ достаточно стабилен, можно предположить, что получение валютного коммерческого кредита реально при ставке не ниже 18-20%. —оответственно, действительна€ сумма к возврату значительно превысит, приведенную в бизнес-плане ($1522 млн. - стр.28). ѕо предварительным оценкам (при ставке 18%) обща€ сумма выплат по обслуживанию кредита составит не менее $2500 млн. —нижение стоимости заемных средств по сравнению со сложившимис€ услови€ми коммерческого кредитовани€ возможно только при создании особого режима финансировани€ (например, бюджетное финансирование) или привлечении стратегических инвесторов, ориентированных на долгосрочную (посто€нную) работу на российском энергетическом рынке. ѕрактика последних лет, однако, показывает, что надежды на иностранные инвестиции в такой ситуации призрачны.

 ак было сказано выше, приведенные в бизнес-плане оценки рентабельности и себестоимости не представл€ютс€ достоверными, поэтому, на наш взгл€д, сумма средств, направл€емых на погашение кредита из прибыли, требует дополнительного и более тщательного обосновани€.

»з сказанного следует также, что приведенный на стр.30 расчет отпускного тарифа на электроэнергию (4,4 цент/к¬т-час) требует корректировки, по результатам которой он возрастет (за счет роста затрат на обслуживание кредита).

 роме того, приведенный в табл.7 (стр. 31) годовой баланс поступлений и выплат носит слишком укрупненный характер и, не отражает полной структуры платежей действующего предпри€ти€. ≈сли верить приведенным в таблице данным, то с момента пуска блока ЅЌ-800 65% от поступающих средств предпри€тие будет направл€ть на погашение кредитов, а оставшихс€ 35% будет достаточно дл€ обеспечени€ его устойчивого функционировани€, что выгл€дит чрезмерно оптимистично. ¬ частности, расчет учитывает завышенную сумму налога на прибыль в размере 35% от проектной прибыли (сегодн€ - 30%), но при этом, веро€тно, занижена сумма прочих федеральных и местных налогов (строка 10), составл€юща€ в соответствии с расчетом всего лишь 0,2% от выручки. “акой уровень отчислений сегодн€ вр€д ли возможен даже в отрасл€х, имеющих серьезные льготы по налогообложению. “ак, только налог на пользовател€ автодорог, не учтенный в бизнес-плане, составл€ет 2,5% от выручки от реализации, т.е. с учетом планируемой выручки - $2,9 млн.

ƒл€ окончательного заключени€ об обоснованности приведенного баланса поступлений и выплат необходимо рассмотреть детальную структуру платежей, а также иметь информацию об исчислении налогооблагаемых баз. ¬ыполненный нами расчет себестоимости электроэнергии также позвол€ет предположить, что Ѕело€рской јЁ— не сможет направл€ть на обслуживание и погашение кредита столь значительные средства, какие запланированы авторами бизнес-плана.

–еальный план погашени€ кредитов может быть сформирован только на основе детального и тщательно проработанного плана денежных потоков.

— учетом изложенного, приведенные в разделе "2.2. ќценка конкурентоспособности и рентабельности энергоблока ЅЌ-800 Ѕело€рской јЁ—" расчеты по обоснованию возвратности кредитов, процентов по ним в течение 10 лет и отпускного тарифа на электроэнергию выгл€д€т неоправданно оптимистичными, недостаточно обоснованными и убедительными.

—ледует отметить, что рассматриваемый бизнес-план не учитывает и современное состо€ние объекта, меру его готовности к началу строительства. ¬месте с тем в 1995 году дл€ возобновлени€ работ требовались 1-1,5 года на восстановление "исходной позиции" (стр. 40). ѕри этом не указано, потребует ли такое восстановление дополнительных средств и в каком объеме. –азумно предположить, что к 2000 году ситуаци€ не улучшилась. ј из этого предположени€ следует, что потребность в средствах на осуществление проекта за истекшие годы возросла по сравнению с цифрами, приведенными в бизнес-плане.

“аким образом, в бизнес-плане занижены:

  • во-первых, сумма средств, которые необходимо отвлекать в первые годы функционировани€ энергоблока на обслуживание и возврат заемных средств;

  • во-вторых, отпускной тариф на электроэнергию.

  • в-третьих, срок окупаемости инвестиций;

”читыва€ изложенное, при реализации проекта не имеет смысла делать ставку на привлечение внешних инвесторов, т.к. срок окупаемости инвестиций превысит 10 лет (даже без учета факторов риска), что вр€д ли может быть привлекательным сегодн€ дл€ инвесторов, особенно, иностранных.

    ќценка рисков

  наиболее значимым рискам в процессе реализации проекта авторы бизнес-плана относ€т:

    • возможные задержки при разработке проектно-сметной документации. ћожно ожидать, что с момента разработки бизнес-плана кадрова€ ситуаци€ в проектных институтах ухудшилась, поэтому риск задержек стал более реальным;

    • возможные "перебои в сроках поставки оборудовани€ от заводов стран —Ќ√ из-за свертывани€ производства и отсутстви€ комплектующих изделий, а также увеличение стоимости оборудовани€ из-за таможенных и ценовых неопределенностей" (стр. 75). ќчевидно, что за прошедшее с 1995 года врем€ риск перебоев в сроках поставки оборудовани€ и другие не уменьшилс€;

    • возможность возникновени€ потребности в дополнительных ассигновани€х "на подготовку (восстановление) производства и корректировку конструкторской документации (приведение ее в соответствие с новыми стандартами, нормами и правилами)" (стр. 75). —ущественно, что и в этом плане ситуаци€ за последние п€ть лет могла только ухудшитьс€, т.е. соответствующий риск возрос.

  сожалению, разработчики бизнес-плана не осуществили количественную оценку вли€ни€ рисков на экономику проекта. ќднако с большой долей уверенности можно утверждать, что они приведут к дополнительному удорожанию проекта и увеличению срока его реализации и, в конечном счете, к снижению эффективности капитальных вложений, росту срока окупаемости. —нижение эффективности вр€д ли будет значимым, но отсутствие подробных и реальных экономических выкладок может стать серьезным преп€тствием в деле привлечени€ к участию в проекте серьезных инвесторов.

    ¬ыводы.

ѕредставленный на экспертизу документ не может рассматриватьс€ в качестве серьезного основани€ дл€ привлечени€ инвесторов и обосновани€ окупаемости капитальных вложений.

ѕриведенные в бизнес-плане оценки себестоимости продукции, объемов реализации, рентабельности и прибыли сегодн€ не могут быть прин€ты в качестве актуальных и абсолютно достоверных.

¬ бизнес-плане занижены:

  • во-первых, сумма средств, которые необходимо отвлекать в первые годы функционировани€ энергоблока на обслуживание и возврат заемных средств;

  • во-вторых, отпускной тариф на электроэнергию;

  • в-третьих, срок окупаемости инвестиций.

–иски приведут к дополнительному удорожанию проекта и увеличению срока его реализации и, в конечном счете, к снижению эффективности капитальных вложений, росту срока окупаемости. —нижение эффективности вр€д ли будет значимым, но отсутствие подробных и реальных экономических выкладок может стать серьезным преп€тствием при поиске источников финансировани€ проекта.

“.к. срок окупаемости инвестиций по проекту превысит 10 лет (даже без учета факторов риска), делать серьезную ставку на привлечение внешних инвесторов не имеет смысла. ѕри реализации проекта наиболее веро€тно бюджетное финансирование.

 онкурентоспособность энергоблока ЅЌ-800 во многом определ€етс€ выбранным режимом финансировани€ строительства объекта, стоимостью кредитов и сроками их возврата. ѕри льготном режиме может быть обеспечен приемлемый уровень конкурентоспособности производства, а при жестких услови€х предпри€тие в течение по меньшей мере 12-15 лет не будет иметь свободных средств в количестве, достаточном дл€ нормального функционировани€ объекта, что может снизить безопасность объекта.

 роме этого, авторами бизнес-плана не включены в расчет себестоимости электроэнергии следующие составл€ющие:

  • полна€ стоимость обращени€ с радиоактивными отходами (хранение, переработка и транспортировка);

  • стоимость начальной загрузки уран-плутонивого €дерного топлива;

  • стоимость доставки и хранени€ свежего топлива, а также транспортировка и переработка отработавшего €дерного топлива;

  • инфл€ционное удорожание €дерного топлива за период эксплуатации ЅЌ-800;

  • сн€тие с эксплуатации јЁ— с ЅЌ-800 необходимо включить в расчет себестоимости электроэнергии ЅЌ-800;

  • стоимость страховани€ рисков и компенсации возможного радиационного ущерба, св€занного с работой јЁ— с ЅЌ-800 на всех этапах жизненного цикла станции.

ѕриведенна€ экспертиза экономики проекта ЅЌ-800 позвол€ет сделать вывод о том, что при реализации подобных проектов нельз€ руководствоватьс€, например, только осознаем необходимости потребности во введении дополнительных энергетических мощностей и уничтожени€ оружейного плутони€.

—оздател€ми проекта допущено немало ошибок и отступлений при расчетах себестоимости электроэнергии.  роме этого, в материалах бизнес-плана отсутствуют расчетные данные по возможной альтернативе ЅЌ-800 со стороны тепловых станций на органическом топливе.

–азработчиками проекта ЅЌ-800 фактически большинство обоснований, будь то обоснование €дерной, радиационной или экологической безопасности, заменены декларативными ссылками на Убольшой и положительный опыт эксплуатацииФ ЅЌ-600.

ќднако даже по наличию опыта эксплуатации не всегда можно судить о соответствии проекта современным нормативным документам и о достаточной оптимизации тепловой схемы станции, а также экономической эффективности јЁ—.

01.11.2001 г.

ѕриложение є 1.

—писок используемой литературы.

1. ¬.ћ. узнецов "–оссийска€ атомна€ энергетика: ¬чера, сегодн€, завтра. ¬згл€д независимого эксперта". ћосква, 2000г. изд."√олос-пресс".

2. »нформационный бюллетень У–адиаци€ и обществоФ є 1-1995 г., є 2(1)-1996 г., є2 (2)-1997 г. под общей редакцией ¬. узнецова, ћеждународный „ернобыльский ‘онд безопасности при содействии Ќациональной ќрганизации ћеждународного «еленого  реста в –оссии, ћосква.

3. ¬естник –оссийской академии наук том 70, є 2, 2000 г., с. 117-128.

4. У¬ременные методические указани€ о пор€дке расчета тарифов на электрическую и тепловую энергию на потребительском рынкеФ, аналитический и методический центр федеральной энергетической системы, г.ћосква, 1996 г.

5. ƒоклад ‘едерального экологического агентства јвстрии ѕравительству јвстрии Уядерные реакторы ’мельницкой и –овенской јЁ—Ф, ¬ена, но€брь 1998 г.

6. √одовой отчет по технико-экономическим и производственным показател€м јќ У аскад “аймырских √Ё—Ф, п.—нежногорск, 1997 г.


–°–њ–µ—Ж–Є–∞–ї—М–љ—Л–µ –њ—А–Њ–µ–Ї—В—Л

–≠–Ї–Њ–Я—А–∞–≤–Њ - –і–ї—П –Я—А–Є—А–Њ–і—Л –Є –ї—О–і–µ–є

–≠–Ї–Њ–Я—А–∞–≤–Њ

–≠–Ї–Њ—А–µ–њ–Њ—А—В—С—А -
   –Ч–µ–ї—С–љ—Л–µ –љ–Њ–≤–Њ—Б—В–Є

–°–Є—Б—В–µ–Љ–∞ –і–Њ–±—А–Њ–≤–Њ–ї—М–љ–Њ–є —Б–µ—А—В–Є—Д–Є–Ї–∞—Ж–Є–Є

–°–Є—Б—В–µ–Љ–∞
   –і–Њ–±—А–Њ–≤–Њ–ї—М–љ–Њ–є
   —Б–µ—А—В–Є—Д–Є–Ї–∞—Ж–Є–Є

–ѓ—А–Љ–∞—А–Ї–∞
   —Н–Ї–Њ—В–µ—Е–љ–Њ–ї–Њ–≥–Є–є

–≠–Ї–Њ–ї–Њ–≥–Є—П –Є –±–Є–Ј–љ–µ—Б

–Ч–љ–∞–є, —З—В–Њ –њ–Њ–Ї—Г–њ–∞–µ—И—М

–Ч–∞ –±–Є–Њ–±–µ–Ј–Њ–њ–∞—Б–љ–Њ—Б—В—М

–Ю–±—Й–µ—Б—В–≤–µ–љ–љ—Л–µ
   —А–µ—Б—Г—А—Б—Л
   –Њ–±—А–∞–Ј–Њ–≤–∞–љ–Є—П

–Ш–љ—Д–Њ—А–Љ–∞—Ж–Є–Њ–љ–љ—Л–µ –њ–∞—А—В–љ—С—А—Л:

Forest.RU - –Т—Б—С –Њ —А–Њ—Б—Б–Є–є—Б–Ї–Є—Е –ї–µ—Б–∞—Е –Ч–∞ –±–Є–Њ–±–µ–Ј–Њ–њ–∞—Б–љ–Њ—Б—В—М –°–Њ–≤–µ—В –њ—А–Є –Я—А–µ–Ј–Є–і–µ–љ—В–µ –†–Њ—Б—Б–Є–є—Б–Ї–Њ–є –§–µ–і–µ—А–∞—Ж–Є–Є –њ–Њ —Б–Њ–і–µ–є—Б—В–≤–Є—О —А–∞–Ј–≤–Є—В–Є—О –Є–љ—Б—В–Є—В—Г—В–Њ–≤ –≥—А–∞–ґ–і–∞–љ—Б–Ї–Њ–≥–Њ –Њ–±—Й–µ—Б—В–≤–∞ –Є –њ—А–∞–≤–∞–Љ —З–µ–ї–Њ–≤–µ–Ї–∞ –¶–µ–љ—В—А —Н–Ї—Б—В—А–µ–Љ–∞–ї—М–љ–Њ–є –ґ—Г—А–љ–∞–ї–Є—Б—В–Є–Ї–Є

–Ю–±–Љ–µ–љ –±–∞–љ–љ–µ—А–∞–Љ–Є