О «БРЕСТе» как о покойнике – либо хорошо, либо ничего… кроме правды

А Я говорю вам, что всякий, гневающийся на брата своего напрасно, подлежит суду; кто же скажет брату своему: «рака», подлежит синедриону; а кто скажет: «безумный», подлежит геенне огненной

Мф. 5:22

Эта публикация - ответ на публикацию arguendi "Специально для дегенератов" и комментарии к ней. В самой публикации меня поразило хамство по отношению к людям, имеющим другую точку зрения.  В комментариях хамства оказалось не меньше, но ещё и выявилась вопиющая безграмотность комментаторов, которые высокомерно поучают своих оппонентов не имея даже начальных знаний в обсуждаемой области.

Но рассуждают они как спецы, с твердой уверенностью в своей правоте.

Вот, например, Авиатор, пишет:

"К тому же есть реактор, которые в виде топлива использует ядерные отходы, которых в мире уже несколько сотен тысяч тонн."

Когда же я отвечаю, что такого реактора во всем мире ещё нет, вступает другой специалист - Игорь Шилов:

"Реактор четвертого поколения на быстрых нейтронах уже запущен и работает на Воронежской АЭС."

Ну что тут скажешь? Специалист! Только вот реакторов 4-го поколения пока нет нигде в мире. Воронежской АЭС тоже нет. Есть Нововоронежская АЭС, но она относится к поколению 3+. И она не на быстрых, а на тепловых нейтронах. В общем, слышал звон, да не знает где он...

Еще один "специалист"  объявил, что я не в теме:

"@ВИВас, ты вообще не в теме. ......Но фишка в том, что для кото то это отходы, а для кого то - это новые ресурсы. Ты что нибудь слышал о замкнутом цикле? Росатом - единственный кто подошел к решению этой проблемы вплотную."

Ладно, господа "специалисты". Давайте попробуем разобраться с состоянием дел с этим пресловутым замкнутым циклом и несуществующим пока реактором, "работающем на отходах". Только раз уж вы, крутые специалисты, объявили себя в теме, то и разговор будет серьёзный, без поблажек на ваши знания (вернее на их отсутствие).

*   *   *

Б.И.Нигматулин, генеральный директор Института проблем энергетики

22.01.2018

Под конец года широкая общественность в очередной раз получила позитивный заряд: проект реактора на "бегущей волне" компании Билла Гейтса в подметки не годится нашему свинцовому чуду - «БРЕСТу». Для начала следует заметить, что Гейтс занимается разработкой проекта, вкладывая собственные средства, а не за счет госбюджета своей страны. А потому сегодня лоббисты «БРЕСТа» должны внятно ответить на вопрос – зачем России в сегодняшней ситуации нужен быстрый свинцовый реактор?

Между тем, секция 12 НТС Росатома «Инновационная экономика атомной отрасли» под председательством акад.РАН В.В.Ивантера, приказала долго жить. Это была, пожалуй, единственная секция, где участники в большинстве своем не кормились с руки Госкорпорации и были вполне независимы в своих оценках. Таким образом, третий пункт Основных задач НТС, а именно «Подготовка научно-технических заключений и рекомендаций для принятия решений руководителями Госкорпорации «Росатом» и ее организаций» окончательно отдан на откуп группам товарищей, кровно заинтересованных в бесконечном и, желательно, бесконтрольном освоении ресурсов.

Помнится, в январе 2013 года новоиспеченный член-корр. РАН г-н Рачков в язвительном, если не сказать – хамском, тоне публично высказался в защиту проекта комплекса с реактором «БРЕСТ-ОД-300». Это был его ответ на мою статью «Свинец – всему делу венец» на Проатоме в декабре 2012 г. Также припоминаю, что в подкрепление своих «аргументов» он собрал внушительную команду специалистов: профессора П.Мартынова, М.Скупова, В.Лемехова, Л.Забудько, профессора А.Сорокина, Ю.Хомякова, А.Моисеева, профессора В.Каграманяна, профессора В.Орлова, И.Суслова, А.Русанова. Где сегодня тот «БРЕСТ», обещанный к 2020 году, и где эти люди, поставившие на него свои репутации ученых? Иных, как говорится, уж нет…

Как нет на сегодняшний день и самого реактора. Однако, нам рассказывают о завершении строительства модуля фабрикации топлива, не затрудняясь пояснениями, почему телега опять впереди лошади. Что-то подсказывает мне, что о «БРЕСТе» все с облегчением забудут на следующий день после ухода на заслуженный отдых Евгения Олеговича Адамова. И что тогда будет с модулем фабрикации/рефабрикации, во что обойдется его перепрофилирование и под какие задачи? Или поставим вопрос так: сколько быстрых реакторов нужно запустить в работу, чтобы «отбить» стоимость этого модуля?

Сегодня, как и на старте этого проекта, никто из его идеологов и вдохновителей не взял на себя труд вразумительно обосновать техническую возможность его реализации, а главное – его экономическую целесообразность. Вместо этого мы слышим все те же мантры о мировом атомном ренессансе, жесточайшем дефиците природного урана или 235U и необходимости незамедлительного замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Между тем, все это абсолютно не подтверждаются реальными данными, во всяком случае, для России, и я готов это доказать. Если не на упраздненной секции НТС, то на Проатоме, который пока остается единственной площадкой для свободного обмена мнениями. Кстати, еще в марте прошлого года я написал письма Е.О.Адамову с предложением провести дискуссию в НИКИЭТе по коммерческому использованию проекта «БРЕСТ» и вообще АЭС с БР. Пока ответа не получил. Летом прошлого года аналогичное предложение я сделал директору ОКБМ Звереву Д.Л. Но до сих пор время для такой дискуссии не было назначено.

Критерии выбора ЯТЦ

Для долгосрочного развития атомной энергетики выбор ЯТЦ должен базироваться на соблюдении целого ряда технических и институциональных критериев. Одна группа критериев, важных с точки зрения бизнеса, – экономика, безопасность, воздействие на окружающую среду.

Другая группа критериев является важной с национальной и (или) международной точки зрения (долгосрочное использование топливных ресурсов и энергетическая независимость, управление радиоактивными отходами, нераспространение ядерных материалов и технологий). Многие трудности и противоречия, связанные с выбором ЯТЦ, следуют из относительной важности одних критериев по отношению к другим в этих группах.

Группа критериев важных с точки зрения бизнеса подобны критериям, которые используются для анализа любой другой электроэнергетической системы (ТЭС, ГЭС, ВИЭ и др.). Однако, имеется группа критериев уникальных только для ЯТЦ – это использование урана, контроль и регулирование радиоактивных отходов, нераспространение ядерных материалов и технологий.

Ресурсы природного урана. В открытом ЯТЦ (см. рис. 1), который сегодня в мире практически только и применяется на АЭС, используется менее 1% энергии, запасённой природным ураном.

Рис. 1 Динамика спотовых цен на ЕРР в долл. США. в период 1995-2016 гг.
(ЕРР - единица работы разделения изотопов - прим. ВИВас)

В топливных циклах с использованием быстрых реакторов можно извлечь в 50 раз больше энергии на тонну природного урана. В этих реакторах для производства энергии можно использовать как обедненный уран, являющийся побочным продуктом процесса обогащения природного урана, так и изотопы 235U и 239Pu, выделяемые из облученного ядерного топлива (ОЯТ). Более эффективное использование природного урана позволяет обеспечивать ядерные реакторы урановым топливом на протяжение тысяч лет.

Однако сегодня в мире, в частности в России, США, Китае и других странах, такие циклы не применяются по разным причинам, но самое главное - они неэкономичны, кроме того, невозможна их коммерческая реализация в «неядерные страны», т.е. страны, не обладающие ядерным оружием, из-за нарушения критериев нераспространения ядерных материалов и технологий.

Нераспространение. Делящиеся ядерные материалы, т.е. содержащие 235U или (и) 239Pu, могут быть использованы для создания ядерного оружия. Так на заводах по обогащению урана можно произвести обогащенный уран оружейного класса (> 90% 235U). Из ОЯТ с помощью химической переработки возможно извлечь оружейный плутоний (239Pu). Техническая простота или сложность получения оружейных материалов зависит от выбора ЯТЦ, так как он влияет на количество и концентрацию ядерных материалов в топливе. Следует отметить, что высокая радиоактивность ОЯТ делает получение таких материалов из него чрезвычайно затруднительным. Само нераспространение ядерных материалов и технологий определяющим образом зависит от принятых международных договоров и контроля за их исполнением. Основная цель этих договоров – препятствование распространению ядерного оружия, в первую очередь среди стран, не обладающих этим оружием.

Обращение с отходами. ОЯТ является основным отходом в открытом ЯТЦ. Оно содержит более 99% всей радиоактивности, образованной в ядерном реакторе и обладает уникальными характеристиками по сравнению с отходами других электроэнергетических технологий, например, ТЭС. На собственные нужды АЭС тратится лишь около 5%, произведенной электроэнергии.

ОЯТ можно рассматривать как отходы, так и будущий энергетический ресурс. Тепловая энергия, высвобождаемая при делении ядер 235 U и 239Pu на тонну природного урана, примерно в миллион раз больше, чем аналогичная энергия, получаемая при сжигании угля, газа или нефти. При этом объем образующихся отходов, приблизительно в миллион раз меньше. В реакторе мощностью 1 ГВт (эл), образуется около 20 тонн ОЯТ в год. Это делает экономически целесообразным несколько вариантов обращения с ОЯТ: ряд вариантов прямого захоронения и ряд вариантов химической переработки ОЯТ с целью извлечения ядерных материалов для повторного использования и (или) переработку в различные формы отходов.

Экономика. В условиях рынка экономические критерии являются определяющими при выборе типов реакторов и топливных циклов. В разных странах затраты на производство электроэнергии существенно отличаются. В США на полностью амортизированных АЭС с легководными реакторами (ЛВР) и открытым ЯТЦ затраты на топливо составляют около 20%÷25% от стоимости электроэнергии с шин станции и включают в себя затраты от закупки природного урана до захоронения ОЯТ. Затраты на приобретение природного урана (0,16-0,28 ¢ / кВтч.) составляют примерно половину стоимости ядерного топлива или около 6%÷10% от стоимости электроэнергии в США. Затраты на обращение с ОЯТ несколько превышают 10% от стоимости свежего ядерного топлива и таким образом составляют от 1-2% от стоимости электроэнергии.

Для сравнения экономической эффективности электропроизводства и капитальных затрат на различных типах электростанций применяется Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ). В ядерной энергетике КИУМ равен отношению фактической энерговыработки ядерной энергетической установки за определённый период эксплуатации (обычно один год) к теоретической выработке при работе без остановок на номинальной мощности за этот период времени.

Нормированная стоимость электроэнергии (Levelized Cost of Energy (LCOE)) — средняя расчётная себестоимость производства электроэнергии на протяжении всего жизненного цикла электростанции (включая все возможные инвестиции, затраты и доходы).

Нормированные капитальные затраты (Levelized Capital Cost (LCC)) — средние расчётные капитальные затраты на протяжении всего жизненного цикла электростанции.

В табл. 1 приводится данные по средним КИУМ и нормированным капитальным затратам и по средней нормированной стоимости электроэнергии для различных типов новых электростанций, которые будут вводиться в эксплуатацию в США, в 2022 г.

Таблица 1.

Источник: U.S. Energy Information Administration, Annual Energy Outlook 2016, April 2016

Из таблицы 1 видно, что в США, к 2022 г. как по нормированным капитальным затратам, так и по нормированной стоимости электроэнергии новые АЭС конкурентоспособны только по сравнению с ТЭС на угле. А по сравнению с другими технологиями электропроизводства, АЭС особенно сильно проигрывают (почти в 2 раза по LCOE) улучшенным парогазовым установкам (ПГУ). Поэтому и на ближнюю, и на среднюю перспективу строительство новых АЭС в США достаточна призрачно.

Нормированные капитальные затраты – это практически затраты на амортизацию энергоблока, которые закладываются в стоимость электроэнергии на срок до 50% от срока службы обоснованного в проекте (сегодня, обычно 60 лет).

На неамортизированных АЭС с ЛВР, в себестоимости производства электроэнергии доля амортизации (покрытие начальной стоимости АЭС) составляет более 70%, а стоимость природного урана всего несколько процентов. Поэтому, в настоящее время, ОЯТЦ с ЛВР продолжает быть основным в атомной энергетике.

Замкнутый ядерный топливный цикл с БН (ЗЯТЦ с БН)

(этот раздел написан для широкого круга специалистов отрасли)

В начале 1960-х годов началось широкое строительство АЭС с ЛВР, в которых, как было показано выше, относительно неэффективно используется природный уран. Тогда считалось:

- разведанные мировые запасы природного урана, доступные по цене добычи, крайне ограничены, поэтому, по мере развития атомной энергетики, стоимость природного урана, будет расти;

- как следствие, развитие атомной энергетики будет ограничиваться экономически из-за высокой стоимости природного урана.

В конце 1960-х годов сложилось общепринятое представление о ЯТЦ для будущей мировой атомной энергетики – это так называемый замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ) с реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемый натрием - быстрый натриевый (БН) или ЗЯТЦ с БН.

ЗЯТЦ с БН по сравнению с ОЯТЦ с ЛВР дополнен специальным подциклом по воспроизводству и подготовки ядерного топлива для БН. Он состоит: из АЭС с реактором БН, в котором помимо производства электроэнергии, дополнительно воспроизводится ядерное топливо, а именно неделящийся 238U превращается в делящийся 239Pu; блока по переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ), в котором после химической переработки ОЯТ выделяется 239Pu и блока производства ТВС для БН.

• АЭС первого поколения оснащались реакторами, прототипами которых были реакторы атомных подводных лодок. Поскольку ЛВР используют меньше 1% энергии, запасенной в природном уране, то они считались «переходной технологией» к реакторам, использующим уран более эффективно.

• Предполагалось, что из ОЯТ ЛВР после химической переработки, будут извлекаться делящиеся материалы (235U и 239Pu), необходимые для изготовления ТВС быстрых реакторов, т.е. с быстрым спектром нейтронов деления и натриевым охлаждением – БН. В быстрых реакторах, можно получить примерно в 50 раз больше энергии на килограмм природного урана, чем в тепловом реакторе, т.е. с тепловым спектром нейтронов деления, таком как ЛВР (тепловой, охлаждаемый обычной водой или пароводяной смесью).

• Считалось, что такое эффективное использование природного урана послужит толчком для развития БН. При этом отходы продуктов деления из ОЯТ ЛВР должны быть преобразованы в высокоактивные отходы для окончательного захоронения в долговременных хранилищах.

• Предполагалось, после того как опытно-промышленные БН будут разработаны и построены, начнется их широкое распространение. Конечно, при условии, что будет доказана их экономическая эффективность. Предполагалось, что для новых БН, топливо будет содержать полученные из ОЯТ ЛВР, делящиеся материалы (239Pu и 235U), смешанные с обедненным ураном.

В реакторе с быстрым спектром нейтронов деления (БР) преобразование неделящегося 238U в делящийся 239Pu происходит быстрее, чем делятся находящиеся в топливе 235U и 239Pu. Таким образом, можно эффективно сжечь весь уран, содержащийся в ТВС БР, соответственно, потребность в природном уране резко сокращается.

Коэффициент воспроизводства (КВ) определяет отношение количества делящегося материала (239Pu), воспроизведенного в реакторе, к количеству делящегося материала, потребленного в нем (235U, 239Pu).

Если в реакторе КВ > 1, это означает, что в нем делящийся 239Pu производится быстрее, чем он потребляется для преобразования неделящегося 238U в 239Pu.

Если быстрый реактор имеет КВ=1,2, то в одной тонне ОЯТ этого реактора, находится делящегося материала (239Pu), достаточного для производства 1,2 тонны нового ядерного топлива. При химической переработке ОЯТ можно извлечь уран (235U) и плутоний (239Pu), а продукты деления превратить в отходы. Из 239Pu с добавлением обедненного урана, т.е. практически чистого урана (238U) можно создать новые ТВС. Единственный добавочный материал – это 238U. Тогда все запасы обедненного уран на обогатительных комбинатах или урана из ОЯТ ЛВР могут быть использован для его превращения в плутоний (239Pu).

С КВ ≥ 1, быстрые реакторы представляют собой крупномасштабные производители энергии, в принципе обеспеченные топливом на десятки лет. Если для АЭС с ЛВР, мощностью 1 ГВт (эл), требуется около 200 тонн природного урана в год, то для АЭС с БН аналогичной мощностью всего около 4 тонн. В СССР, Франции, США и других странах в 60-70-х годах прошлого столетия эти представления стимулировали развертывание крупномасштабных программ, по созданию технологий по переработке ОЯТ, с целью извлечения 235U и 239Pu. В качестве реактора на быстрых нейтронах был выбран БН, поскольку он имел самое высокое значение КВ из всех реакторных технологий того времени.

Однако, АЭС с БН с замкнутым топливным циклом, не были доведены до широкой коммерческой реализации, по следующим причинам:

• Капитальные затраты при сооружении опытно-промышленных энергоблоков АЭС с БН (в СССР, Франции и др.) были на 50% и выше, чем затраты при строительстве АЭС с ЛВР аналогичной мощностью. Например, в СССР на 3 блоке Белоярской АЭС с БН-600 (введен в эксплуатацию в 1980 г.) стоимость строительства 1 кВт установленной мощностью, был в 1,7 раз больше, чем на 5 блоке Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1000, который также введен в эксплуатацию в 1980 г.

Аналогично, в современной России на 4-м блоке Белоярской АЭС с БН-800 (введен в эксплуатацию в 2016 г.) стоимость строительства 1 кВт установленной мощностью был также в 1,7 раз больше, чем стоимость строительства 1 блока Нововоронежской АЭС-2, мощностью 1,2 ГВт, который также введен в эксплуатацию в 2016 г.

Тем более АЭС с БН по капитальным затратам абсолютно не конкурентоспособны по сравнению с парогазовым или угольным энергоблоками ТЭС и, не говоря уже о их реконструкции и техперевооружении с соответствующим повышением мощности. Кстати, в российской электроэнергетике именно такие объекты самые эффективные по капитальным вложениям.

• АЭС с БН не смогли конкурировать по экономическим показателям и с зарубежными АЭС с PWR и BWR.

• На АЭС с БН, по сравнению АЭС с ВВЭР, оказались более высокие затраты на эксплуатацию, техническое обслуживание и ремонт, приходящиеся на 1 КВт. ч. произведенной электроэнергии.

• Для топливных загрузок БН потребовался уран, более высокого обогащения (16-20%) по 235 U, что естественно удорожало стоимость топлива.

• Для развития БН потребовалась разработка технологии по извлечению 235U и 239Pu из ОЯТ ЛВР и БН (ну да - это только у "специалистов" все просто, как в мультике: сунул свежее топливо, вынул ОЯТ, извлёк из него остатки старого топлива и наработанное новое! А то, что для этого надо целый радиохимический завод построить, который будет кучу отходов создавать - про это не думаем! - Прим. ВИВас) .

• Воспроизводство топлива, как необходимое условие замыкания ЯТЦ, не подтверждено более чем тридцатилетней эксплуатацией БН-600 на Белоярской АЭС – не было ни создано, ни апробировано никаких новых видов топлива.

В таблице 2 представлены все реакторы на быстрых нейтронах, которые находятся в эксплуатации в мире в настоящее время.

Таблица 2. Реакторы на быстрых нейтронах (БН), которые находятся в эксплуатации в мире

Источник: World Nuclear Association Fast Neutron Reactors (Updated November 2016)

Из таблицы 2 следует, что все реакторы на быстрых нейтронах, находящиеся в эксплуатации являются БН, то есть охлаждаемые натрием. В основном эти реакторы сосредоточены в России, среди которых самый мощный – БН 800, электрической мощностью 864 МВт. Кроме России реакторы БН эксплуатируются в Индии и Китае. В Японии, в конце 2016 г. было принято решение о выводе из эксплуатации АЭС с реактором Monju[1].

В Японии в конце 1970-1980–х гг. была принята программа развития ЗЯТЦ с БН, состоящая из 3-х этапов. На первом этапе был построен экспериментальный реактор Joyo тепловой мощностью 140 МВт, который был запущен в 1978 г. и проработал до 2007 г. (20 лет). В настоящее время законсервирован. На втором этапе в 1994 г. была введена в эксплуатацию демонстрационная АЭС Monju, мощностью 714 МВт (теп.) / 280 (эл.). На третьем этапе предполагалось построить коммерческую АЭС с БН мощностью около 1000 МВт (эл.).

Однако проект АЭС Monju оказался крайне неудачным. Через несколько месяцев после запуска, в 1995 г. реактор был остановлен и законсервирован из-за пожара, произошедшего вследствие утечки натрия. В период эксплуатации 1994-2016 гг. (22 года), реактор находился в работе всего 250 дней, при этом ни разу не было достигнуто 100% уровня номинальной мощности. Создание самой АЭС и ее эксплуатация обошлись бюджету Японии в 1трлн. йен ($ 8,5 млрд).

В декабре 2016 правительство Японии решило отказаться от продолжения проекта АЭС Monju. Выяснилось, что в соответствии с обновленными правилами техники безопасности на повторный запуск реактора, потребуется как минимум восемь лет и дополнительно 540 млрд йен ($ 4,5 млрд). Тогда как, вывод реактора из эксплуатации обойдется в 375 млрд йен ($ 3,2 млрд) в течение последующих 30 лет.

Несмотря на неудачу с проектом АЭС Monju, правительство Японии продолжает рассматривать ЗЯТЦ с БН, как перспективный топливный цикл для развития атомной энергетики в стране. Поэтому в 2018 г. планируется разработать дорожную карту по развитию АЭС с БН, по которой, совместно с Францией, предполагается построить демонстрационный реактор ASTRID с натриевым охлаждением, а также использовать экспериментальный реактор Joyo. В настоящее время реактор ASTRID находится в стадии проектирования.

Кроме того, правительство намерено содействовать использованию МОХ-топлива на обычных АЭС с ЛВР несмотря на то, что оно является гораздо более дорогостоящим по сравнению с обычным топливом. Однако, его использование остается на невысоком уровне, поскольку после аварии на АЭС Фукусима-1 очень медленно идет процесс перезапуска АЭС в Японии.

Развитие реакторов на быстрых нейтронах в Японии обусловлено потенциальными проблемами, связанными с ограниченными мощностями хранилищ ОЯТ. Также было отложено завершение строительства завода по переработке ОЯТ в префектуре Аомори из-за серии технических сбоев и существенного перерасхода средств.

В тоже время, в Японии запасы плутония, полученные после переработки ОЯТ с японских АЭС с ЛВР на зарубежных заводах, составляют 48 тонн. Необходимо принять решение, куда его девать. Этот плутоний вызывает озабоченность с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Однако, после аварии на АЭС Фукусима-1 (в 2011 г.), общественное мнение настроено негативно как к самой атомной энергетике, так и к ее развитию, включая ЗЯТЦ с БН. Так в редакционной статье «Анализ неудачи с Monju» (Review the failure of Monju) газеты The Japan Times, высказывается мнение о том, что в стране план по развитию ЗЯТЦ с БН разработан в закрытой дискуссии очень небольшой группой людей, некоторые из которых лично связанны с бизнесом в атомной энергетике. Он был принят на Совете по развитию реакторов на быстрых нейтронах, созданном Министерством экономики, торговли и промышленности Японии. В этот совет вошли Министр экономики и торговли, Министр образования и науки, Глава японского агентства по атомной энергетике, которое является эксплуатирующей организацией АЭС Monju, председатель Ассоциации электроэнергетических компаний Японии и Президент компании Mitsubishi Heavy Industries, крупнейшего производителя оборудования для АЭС.

В редакционной статье отмечается: «Это недопустимо, что будущее направление в национальной политике по атомной энергии и решение начать новый очень дорогостоящий проект, принимается в узком кругу заинтересованных сторон, без публичного обсуждения. Несостоятельность такого подхода показала неудача с проектом АЭС Monju». Статья призывает правительство дать убедительное объяснение, почему развитие ЗЯТЦ с БР по-прежнему актуально, ибо, после аварии на АЭС Фукусима-1 и электроэнергетического кризиса 2011 года, развитие атомной энергетики прежними темпами невозможно. Решение о прекращении проекта АЭС Monju должно стать шагом для того, чтобы переосмыслить Энергетическую стратегию страны.

В таблице 3 представлены проекты реакторов на быстрых нейтронах, которые планируются вести в эксплуатацию в ближайшей или средней перспективе.

Таблица 3. Реакторы на быстрых нейтронах, находящиеся в стадии проектирования или на стадии решения о проектировании в ближайшие 10 лет.

Источник: World Nuclear Association Fast Neutron Reactors (Updated November 2016)

В таблице 3 представлены реакторы, в основном находящиеся на стадии решения о проектировании или в стадии проектирования. Россия здесь «впереди планеты всей», особенно с реактором БРЕСТ-300 со свинцовым теплоносителем.

Из таблиц 2 и 3 следует, что практически все страны, заинтересованные в технологии АЭС с БН, имеют собственные национальные исследовательские программы или референтные проекты БН.

В число стран потенциально заинтересованных в сооружении АЭС с БН входят пороговые государства: Япония, Республика Корея и Индия, которая не является подписантом ДНЯО. В Индии на реактор БН PFBR, действующий с 2010 г. не распространяются гарантии МАГАТЭ.

В связи с задержкой строительства БН, в ряде стран (Франция, Великобритания, Япония, Россия) стали использовать технологию по переработке ОЯТ ЛВР для извлечения плутония и его рециклирование в ТВС ЛВР в виде смешанных диоксидов урана (UO2) и плутония (PuO2), так называемое МОХ–топливо. Повторная переработка ОЯТ, содержащего МОХ–топливо, в настоящее время затруднительна из-за существующих ограничений в технологии ЛВР. Поэтому АЭС должны хранить ОЯТ, чтобы в перспективе их переработать - рециклировать делящиеся материалы для будущих быстрых реакторов. Частичное рециклирование ОЯТ ЛВР увеличивает примерно на 25% выход энергии на тонну добываемого природного урана. Однако, при невысокой цене природного урана подобное увеличение не оказывает существенного экономического эффекта.

Эксплуатирующие организации АЭС в Европе и США в большинстве своем отказываются от использования МОХ–топлива, несмотря на давление правительственных органов. Главная причина – экономическая. МОХ–топливо в 4-5 раз дороже топлива, изготовленного из природного урана При этом выход энергии с тонны МОХ-топлива на 20% меньше[2]. Кроме того, облученное МОХ-топливо высокорадиоактивно и должно находиться в бассейне выдержки около 15 лет, а не 5, как обычное ОЯТ. В результате, стоимость хранения ОЯТ МОХ–топлива увеличивается в 3 раза. Кроме того, это приводит к повышенному уровню радиационного воздействия на персонал АЭС - даже на тех, кто находится в удаленных помещениях.

В настоящее время во всем мире около 5% энергоблоков АЭС работает на МОХ–топливе, большая часть во Франции. По-видимому, это одна из причин, почему стоимость электроэнергии АЭС во Франции существенно выше, чем в США.

В 2010 г. общее производство МОХ–топлива (Франция, Япония, Великобритания, Россия) достигло 250 тонн, из которых 195 тонн было произведено во Франции. Предполагается, что к 2020 г. оно увеличится до 400 тонн, добавится по одному производителю в России и Японии[3].

В России ЯТЦ с МОХ-топливом имеет смысл развивать на коммерческой основе, например, рассмотреть реализацию АЭС с ВВЭР с комплексом услуг по переработке ОЯТ на российских предприятиях, включая БН. Например, выжигание минорных актинидов и уничтожение долгоживущих высокоактивных отходов (ВАО) в быстрых реакторах. При этом необходимо рассмотреть возможность участия не только ВВЭР в РФ, но и зарубежные ВВЭР и PWR. Тогда, возможно, будет хоть какой-то экономический смысл эксплуатации АЭС с БН-600 и БН-800, помимо выработки сверхдорогой электроэнергии.

В мире, на начало 2014 г., образовалось ОЯТ весом около 370 тыс. тонн (по тяжелому металлу), из которых около 254 тыс. тонн находятся в хранилищах. Ежегодный темп образования ОЯТ составляет около 7 тыс. тонн (по тяжелому металлу)[4].

На рис. 2 показан объемы накопленного ОЯТ в тыс.тонн в различных странах на начало 2014 г.

Рис. 2 Объемы накопленного ОЯТ в тыс.тонн в различных странах на начало 2014 г.

Из рис. 2 видно, что на США и Францию приходится около 137 тыс.тонн ОЯТ или более половины из общего объёма ОЯТ, накопленного в мире.

Кроме того, ядерные державы: Россия, США, Франция и Великобритания накопили около 500 тонн плутония, около половины которого было получено после переработки ОЯТ гражданских АЭС. Если этот плутоний использовать в МОХ-топливе легководных реакторов, то на производство 1 ГВт электроэнергии в год потребуется приблизительно одна метрическая тонна плутония.

О значении КВ для выбора типа реактора

Быстрые реакторы могут работать с переменным КВ, в зависимости от их назначения. Исторически считалось, что для будущих быстрых реакторов, желательно чтобы КВ был значительно больше единицы, поскольку это приводит к наиболее быстрому воспроизводству делящихся материалов из воспроизводящих. Это мнение привело к выбору БН, как единственной реакторной технологией, в которой может быть реализовано КВ > 1,2.

Если КВ < 1, плутоний и другие минорные актиниды сжигаются. При КВ = 1, воспроизводство делящихся материалов происходит с той же скоростью, что и их потребление. Это значит, что воспроизводящиеся материалы: природный уран и торий, могут быть превращены в делящиеся материалы. При КВ > 1, делящиеся топливо воспроизводится быстрее, чем оно потребляется в реакторе. И таким образом, позволяет запустить новые быстрые реакторы под вновь создаваемое топливо.

Понимание топливных циклов, показывает, что при КВ заметно больше единицы, имеется много ограничений по выбору ЯТЦ по сравнению с реакторными технологиями, у которых КВ близко к единице. Ослабление требования по КВ, открывает выбор для новых типов реакторов с потенциальными экономическими и другими преимуществами.

ЗЯТЦ с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (Проект «Прорыв»)

В России в 2000 г. предложен новый подход к устойчивому развитию атомной энергетики с замкнутым топливным циклом и быстрыми реакторами. Росатом в рамках федеральной целевой программы осуществляет проект "Прорыв" - создание комплекса ЗЯТЦ с БР (с КВ=1). Как утверждают разработчики, он удовлетворяет пяти критериям устойчивого развития атомной энергетики в мире на многие годы. К ним относятся: исключение тяжелых аварий, полное использование ресурсов природного урана, поддержание радиационного баланса Земли, нераспространение и конкурентоспособность. Предполагается, что успешная реализация проекта позволит перейти во всем мире к широкомасштабной безопасной и конкурентоспособной атомной энергетике.

При этом продвижение проекта «Прорыв» и входящего в него реактора БРЕСТ проводится под критику «неустранимой потенциальной опасности АЭС с легководными реакторами (ВВЭР, PWR и BWR)». Хотя именно эти реакторы составляют основу сегодняшней мировой атомной энергетики (более 95%) и на будущий период 30-40 лет, очевидно, останутся таковыми.

В соответствии с техническим заданием на «Прорыв», в рамках проекта должны быть реализованы: головной энергокомплекс, включающий АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1200 МВт (эл.) с КВ близким к единице, регенерация и рефабрикации ядерного топлива, подготовка всех видов РАО к окончательному удалению. Планировалось сооружение объектов полного ЗЯТЦ после 2025 г.

По плану к концу 2012 г. должна быть разработана конструкторская документация на экспериментальные изделия и стенды, а также осуществлено их изготовление.

В проекте «Прорыв», по сравнению с ФЦП "Ядерные энерготехнологии нового поколения на 2010-2015 годы и на перспективу до 2020 года», произошло расширение работ, связанных с созданием пристанционного топливного цикла для реактора БРЕСТ-ОД-300 и проекта энергоблока БРЕСТ-1200, входящего в энергокомплекс с производствами ЗЯТЦ. Предполагалось, что добавление этих работ должно позволить в 2019 г. сравнить проекты БРЕСТ-1200 и БН-1200 (также входит в состав «Прорыва») и принять решение о выборе головного энергоблока (2019 г.) с целью создания энергоблока нового типа (2025г.).

По заявлениям разработчиков технология реакторов БРЕСТ связана с новым подходом к обеспечению безопасности, который заключается в последовательной реализации принципа внутренне присущей безопасности, достигаемой, главным образом, за счет естественных процессов, обратных связей, физических и химических качеств и закономерностей, присущих цепной реакции, топливу, теплоносителю и другим компонентам. Таким образом, предполагается в полной мере реализовать детерминистический подход по обоснованию безопасности.

Такой подход основывается на том, что все учтенные при разработке проекта исходные события с наложением отказов (кроме ядерного нападения и других экстремальных внешних воздействий, приводящих к полному разрушению АЭС), могут привести только к проектным авариям. Поэтому из концепции ядерной и радиационной безопасности РУ БРЕСТ исключено понятие запроектной аварии, а также тяжелой аварии с повреждением элементов активной зоны и ее расплавлением, что исключает радиоактивный выброс, требующий эвакуации населения за пределы зоны планирования защитных мероприятий.

На данном этапе разработки проекта не приведены убедительные обоснования, позволяющие исключить из анализов безопасности запроектные аварии. Наличие в реакторе парогенератора, размещенного непосредственно в теплоносителе первого контура, с высоким уровнем давления и возможность множественного разрыва теплообменных труб, возможность превышения допустимых температур в реакторе при наложении ряда отказов с учетом внешних воздействий может привести к расплавлению активной зоны, образованию критмасс, накоплению водорода, выходу активности за пределы АЭС.

Высокая материалоемкость и габариты РУ со свинцовым теплоносителем, необходимость сооружения герметичной оболочки на высокое давление (естественная безопасность), отсутствие конструкционных материалов, обеспечивающих выгорание топлива на уровне 10-15%, низкий коэффициент готовности энергоблока сегодня не позволяют рассчитывать на конкурентоспособность и этого типа быстрого реактора.

В итоге, выбор АЭС с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем, в рамках проекта «Прорыв» для крупномасштабной электроэнергетики с высокой вероятностью окажется прорывом в никуда.

Мировой и российский опыт говорит о том, что в таких масштабных, сложных и затратных проектах нельзя перескакивать через необходимые этапы. Например, история создания БН, в СССР и России, когда, после экспериментальных и расчетных работ, все проверялось в петлевых испытаниях в исследовательских реакторах, затем на опытных реакторах небольшой мощности (5 – 60 МВт (тепловых)), и только затем следовал переход на мощность БН 350 (1973г.), БН 600 (1980 г.) и БН 800 МВт(эл.) (2016 г.). Было создано огромное количество теплофизических, материаловедческих, технологических экспериментальных стендов. Имелся опыт 40-летнего международного сотрудничества.

Сегодня проект БН-1200 имеет серьезный уровень обоснования основных инженерных решений. Хотя, конечно, имеются индивидуальные отличия конструкций парогенераторов и некоторых других систем у БН-1200, БН 800 и БН 600. Необходимо отметить, что за прошедшие 36 лет для БН так и остались нерешенными главнейшие вопросы с топливом, включая его воспроизводство.

Однако, под разговоры о центрах ответственности, нам безответственно предлагается набор благих намерений команды БРЕСТовцев, не подкрепленных экспериментальными и расчетными обоснованиями, добротными и продолжительными ресурсными испытаниями, как отдельных элементов и систем, так и установки в целом. Без демонстрации работоспособности отдельных элементов создание полного комплекса невозможно – это аксиома. Прошло 5 лет, но внятного ответа на главные вопросы по проекту «Прорыв» как не было так и нет:

1. Не отработаны на экспериментальных стендах конструкция РУ БРЕСТ ОД-300 и ее основные элементы: ГЦНА, ПГ, системы перегрузки, система технологии свинцового теплоносителя, корпус реактора из железобетона, простые ТВС и ТВС с рабочим органом СУЗ и т.д.

2. Не аттестован в системе Ростехнадзора ни один теплогидравлический, нейтронно-физический (инженерный) и физико-химический (по технологии теплоносителя) расчетные коды для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем.

3. Ядерное топливо, имеющее аббревиатуру СНУП (смешанное нитридное уран-плутониевое), принято без необходимой расчётно-экспериментальной отработки. Декларированы его энерговыработка и среднее выгорание выгружаемого топлива около 12% (максимально 18%) тяжелых атомов (т.а.), что примерно в 3 раза превышает достигнутый уровень. Отсутствует подтверждение показателей надёжности топлива. Единичные экспериментальные результаты не выводят на показатели вероятности отказа меньше, чем 10-6. При этом назначение такого высокого уровня выгорания для СНУП обусловлено только соображениями экономического обоснования энергоблока. Однако такой уровень выгорания пока не достигнут и вряд ли будет достигнут, исходя из экспериментальных данных 70-80-х годов прошлого столетия.

4. Конкурентоспособность энергоблока БРЕСТ ОД-300 не обоснована расчетами реальной экономики, а назначена из необходимости обеспечения конкурентоспособности. После чего немедленно следует вывод о конкурентоспособности промышленного энергокомплекса, что является экономическим мифом.

5. Разработчики «ПРОРЫВа» объявили «вне закона» МОХ-топливо, как было показано выше - перспективное топливо для БН. Даже если принять все остальные постулаты, то в условиях двухкомпонентной атомной энергетики (одновременное существование БР и ВВЭР) придётся создавать параллельные производства МОХ и СНУП, что неминуемо приведёт к повышению их удельной стоимости.

Химера СНУПа родилась из-за стремления получить равновесную активную зону с запасом реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов β (т.е. < β), из-за стремления исключить теоретическую возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах. Не получилось, запас реактивности в БРЕСТе больше β. Тогда вся эта история со СНУП теряет всякий физический смысл.

6. Начато строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса на СХК, основным объектом которого является реактор БРЕСТ ОД-300. В этом проекте отсутствует всякое международное участие и, соответственно, независимая от Росатома экспертиза. Пуск модуля фабрикации топлива (МФТ) – 2018 г., в то время как пуск БРЕСТа – не ранее 2025 г., конечно, если вообще состоится. Объект МФТ станет памятником, если его немедленно не перепрофилировать. Кстати, уже имеются предложения восстановить первоначальные сроки сооружения МФТ - 2020г. При этом, по-прежнему, нет задачи для него, кроме выпуска стартовой активной зоны для БРЕСТ-ОД-300. Потом его работа будет сопровождаться продолжительными паузами, конечно, при условии, что в 2025 г. будет все-таки пущен БРЕСТ-ОД-300, что сегодня абсолютно неочевидно.

За счёт каких средств собираются содержать МФТ? Ничего в проекте и в программе не предусмотрено. Это значит, что вместо финансирования работ по повышению конкурентоспособности АЭС с ВВЭР, что сегодня является главной задачей Росатома в гражданской атомной энергетике, финансовые ресурсы тратятся на никому ненужное строительство МФТ.

7. Отсутствует нормативная база для БРЕСТа, поэтому лицензировать его на соответствие нормативам невозможно. О необходимости создания нормативной базы много говорят, но результатов пока нет.

8. При разработке ЗЯТЦ с каким-либо типом ядерного реактора, всегда следует оценивать, начнут ли при его внедрении снижаться объёмы накопленного ОЯТ. Без решения проблемы переработки и рециклирования уже существующего ОЯТ все "прорывные" реакторные технологии не стоят даже той бумаги, на которой их рисуют.

9. Актуальность ЗЯТЦ с БР для российской сравнительно небольшой атомной генерации сильно преувеличена, эта проблема куда острее стоит в США и Франции, на которых приходиться около половины ОЯТ, но там никто не бросается, очертя голову, в «Прорыв».

Инициаторы этого сверх всякой меры распиаренного проекта, любят сравнивать «Прорыв» с атомным проектом СССР. Есть в этом некое циничное навязывание обществу сомнительных идей, будто для него свинцовый БРЕСТ - эквивалент национальной безопасности и независимости страны.

Абсолютно непонятно, почему технологические проблемы, связанные с использованием нового топлива, теплоносителя, новых компоновок реакторов, равновесного замкнутого топливного цикла, выжигания долгоживущих отходов сегодня нужно решать в обстановке чрезвычайности, а не в рамках долгосрочной целевой программы Росатома. А еще лучше – путем создания международной команды исследователей и конструкторов с привлечением дополнительных внешних инвестиций, отсюда и соответствующий контроль, и возможность не взваливать всю финансовую нагрузку на Россию.

История, как всегда, нас ничему не учит: каждому времени свой Трофим Денисович Лысенко с его ветвистой пшеницей или «Козлотур» из знаменитой повести Фазиля Искандера. Достаточно вспомнить тупиковые проекты в Советском Союзе, на которые были потрачены огромные государственные средства, в частности в электроэнергетике.

Например, каскад огромных водохранилищ и ГЭС на равнинных Волге и Каме, построенные в 50-60 гг. прошлого века. Помимо гигантских затрат, они нанесли ущерб природе и плодородным земельным ресурсам европейской части страны.

Или модульный ядерный реактор с чрезвычайно ядовитым теплоносителем тетраоксид диазота (N204) - любимое детище тогдашнего руководства Минсредмаша СССР – огромные деньги и 20 лет (1965-1985 гг.) потрачено на тупиковое направление. В то же время крайне мало уделялось внимания НИОКРам и по физике, и по обоснованию безопасности реакторов РБМК – одного из двух главных направлении развития советской атомной энергетики, результат авария на 4-м блоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.

Вспомним эпопею с МГД-энергетикой, когда МГД-генератор проектировался и испытывался на двух установках У-02 на Болотной набережной и У-25 на Дмитровском шоссе. Такой генератор МГДС-500 должен был быть установлен на Рязанской ГРЭС в 1980 г. Проект потерпел фиаско. Не помог и американский супермагнит для У-25.

А ведь все эти «прорывные» проекты инициировались, «учеными», с высокими степенями и званиями, например, членами отделения Физико-технических проблем энергетики АН СССР (академиками и членами-корреспондентами), руководителями ИВТАНа, ЭНИНа и других институтов, которые вводили в заблуждение руководство страны, получали в свое распоряжение финансовые ресурсы, подкупали этим ресурсами других «ученых», которые считали, что деньги не пахнут, и выполняли свои «исследования» пока ресурсы обеспечивали их «исследования».

Сегодня все это повторяется вновь в российской атомной энергетике. Вместо того, чтобы сосредоточить усилия на повышении конкурентоспособности и унификации проекта АЭС с ВВЭР, отрасль занимается «прорывами», с минимальными, если не нулевыми шансами на успех. И все потому, что в отрасли нет больше института репутаций – научных, да и человеческих. Параллельно с обсуждениями стратегий и технологий должно быть обязательное обсуждение кандидатур тех, кому доверяются большие деньги.

Перспективы разработок БР с ЗЯТЦ в других странах

В первую очередь здесь будет уместно привести выводы Комиссии «голубой ленты» по ядерному будущему Америки[5]. Она была организована в США в начале 2010 года для проведения полномасштабного изучения политики в области замыкающей части ядерного топливного цикла и выдачи рекомендаций по новой стратегии.[6]

В процессе работы Комиссии (с марта 2010 по январь 2012 года) были заслушаны многочисленные эксперты и специалисты, ее члены посетили предприятия по обращению с ядерными отходами в США и за рубежом, а также изучили большое число материалов от различных организаций, групп и отдельных лиц, копии которых вместе с протоколами заседаний опубликованы на сайте Комиссии. Было проведено пять публичных заседаний в разных регионах США «с целью получения обратной связи по проекту отчета».

Общий вывод Комиссии достаточно категоричен: «несмотря на то, что новые технологии реакторов и ЯТЦ, вероятно, обещают достичь значительного прогресса в плане широкой реализации задач в сфере ядерной, экономической, экологической и энергетической безопасности, и поэтому заслуживают дальнейших инвестиций на НИОКР со стороны общества и государства, ни одна из существующих сегодня или могущих быть реализованной в разумные сроки разработок реакторов или технологий ЯТЦ (в том числе современные технологии переработки и рецикла) не способна фундаментально изменить состояние проблемы обращения с РАО, которая встает перед нашей страной минимум на несколько следующих десятилетий, если не больше».

Следует подчеркнуть, что по ключевому для принятия стратегических решений вопросу о замыкании ЯТЦ комиссия признала отсутствие в ней консенсуса: «Наш вывод как группы состоит в следующем: на данном этапе для США преждевременно делать в государственной политике необратимый выбор в пользу какого-либо конкретного варианта ЯТЦ, принимая во внимание значительные неопределенности, связанные с достоинствами и коммерческой жизнеспособности различных вариантов ЯТЦ и технологий. Скорее, перед лицом неопределенного будущего, нам правильно было бы сохранять и развивать варианты, которые позволили бы эффективно адаптировать программу обращения с РАО и увеличившуюся ядерно-энергетическую систему к изменяющимся условиям».

В Китае, в отличие от США, с конца 1980-х г. начаты фундаментальные исследования по технологии быстрых реакторов. В настоящее время приняты две программы: одна по развитию ЗЯТЦ с БН, другая с БР со свинцовым теплоносителем. Программа развития ЗЯТЦ с БН рассчитана на период 1996 – 2050 гг. Она состоит из последовательного выполнения 3 этапов:

Первый этап – 1996-2015 гг. создание исследовательского реактора CEFR тепловой мощностью около 65 МВт / 25 МВт (эл). Физический пуск был осуществлен 21.07.2011 г., энергетических пуск -19.10.2015 г. Построен при техническом содействии РФ.

Второй этап – 2011-2020 гг. создание демонстрационного реактора CFR-600 тепловой мощностью 1500 МВт /600 МВт (эл). Планируется закончить предварительный проект CFR -600 до конца 2016 г. и рабочий проект в 2017-2018 гг. В 2015 г. начата работа по проектированию и НИОКР по основному оборудованию РУ: насосов 1 и 2 контуров; промежуточных теплообменникам; исполнительным механизмам СУЗ; элеваторам загрузки-выгрузки ТВС; механизму перегрузки ТВС; парогенератору; приборам натриевой технологии (расходомеры, уровнемеры и др.). Китайская сторона предлагает сотрудничество в проектировании и изготовлении вышеуказанного оборудования.

Третий этап – 2015-2050 гг. создание коммерческого реактора CFR электрической мощностью 1200 МВт. Предполагается осуществление коммерциализации реакторов типа БН, воспроизводство ядерного топлива в промышленном масштабе и выход на серийное производство ЗЯТЦ с БН. В 2015-2016 гг. начались работы над предварительной концепцией РУ CFR 1200. Ведутся работы по обоснованию параметров РУ, конструкции основного оборудования, расчеты по активной зоне. Привлечение к работе проектировщиков АЭС, систем и оборудования планируется после 2016 г.

Программа по развитию ЗЯТЦ с БР со свинцовым теплоносителем рассчитана примерно на 20 лет (до 2030-х г.). Она также состоит из последовательного выполнения трех этапов: на первом этапе предполагается построить исследовательский реактор тепловой мощностью около 10 МВт, на втором - демонстрационный реактор мощностью около 100 МВт, и только на третьем этапе – прототип коммерческого реактора мощностью около 1000 МВт. Именно такой подход предлагали многочисленные эксперты при формировании проекта «Прорыв». Но его руководители хотят «прыгнуть через пропасть» без страховки. А ведь стоит вопрос: «Стоит ли вообще прыгать?!».

Для Китая, в отличие от России, имеет смысл через 20-30 лет создать коммерческий ЗЯТЦ, если суммарная мощность китайских АЭС будет в 8-10 раз больше, чем сегодня в России и в 2-2,5 раза больше, чем в США. И перед китайской атомной энергетикой встанет вопрос: «что делать со значительными объемами ОЯТ?». Возможно, в этом случае, в Китае ЗЯТЦ с БН или с БР будет экономически конкурентоспособен с ОЯТЦ с ЛВР.

Об ограничениях распространения АЭС с технологией БН в мире

Конкурентоспособность любой технологии, тем более энерготехнологии, созданной или разрабатываемой в России, должна обязательно оцениваться с точки зрения возможности её экспорта. Оценка только на ограниченном российском рынке не представительна. Однако, в Росатоме зачастую конкурентоспособность различных российских проектов АЭС сравнивается между собой и с ТЭС с ПГУ применительно только к российскому рынку.

На ежегодной конференции Международной Ассоциации делового сотрудничества по трансформаторам, высоковольтной аппаратуре, электротехнической керамике и другим комплектующим изделиям, и материалам ("ТРАВЭК"), которая состоялась 28-29 ноября 2016 г. в г. Москве, выступал научный руководитель проектного направления «ПРОРЫВ» - Е.О.Адамов с докладом «Новая технологическая платформа ядерной энергетики и малые АЭС».

В этом докладе приводятся расчетные значения LCOE (т.е. средней расчетной себестоимости производства КВт.ч. в рублях на протяжении всего жизненного цикла электростанции) для АЭС с ВВЭР-ТОИ, БН-1200, АЭС с промышленным энергокомплексом (ПЭК) с БР-1200 со свинцовым теплоносителем, ТЭС с ПГУ (консервативный), и ТЭС с ПГУ (улучшенный), применительно к российскому рынку. По-видимому, расчеты проводились в ценах 2014 или 2015 гг. И на основании полученных значений делается вывод:

1. АЭС с ВВЭР-ТОИ конкурентоспособна только при консервативных ТЭС с ПГУ;

2. АЭС с ВВЭР-ТОИ теряет конкурентоспособность в сравнении с ТЭС с улучшенными ПГУ (оптимальные значения по лучшим аналогам, при этом снижение LCOE для ПГУ может составить ~20%);

3. Назначенные требования к АЭС ПЭК с БР-1200 позволяют поддержать конкурентоспособность атомной энергетики даже с улучшенными ТЭС с ПГУ.

Делать выводы о конкурентоспособности той или иной энерготехнологии на базе сравнения расчетных значений LCOE, применительно к российскому рынку не корректно по многим причинам. Но главное, в этих расчетах необходимо учитывать реальную российскую практику, как на стадии строительства объектов, так и при расчете операционных затрат. Например, в себестоимости производства электроэнергии на амортизированных ПГУ стоимость природного газа доходит до 90%. На протяжении всего жизненного цикла ПГУ (20-25 лет) невозможно прогнозировать, как будет меняться назначаемая правительством стоимость природного газа в России. Отсюда следует, что сравнивать значения LCOE для ПГУ и АЭС не корректно.

При сравнении капитальных вложений на ТЭС ПГУ и АЭС, необходимо также учитывать рост затрат из-за задержек по вводу. Если ТЭС ПГУ строятся 2-3 года, задержка строительства может составлять 1-1,5 года, которая приводит к удорожанию капитальных вложений на 10-20%, то АЭС строится 8-10 лет, вместо плановых 5-6 лет. Задержки в строительстве обычно составляют не менее 3 лет – удорожание не менее 30-40%.

В этом же докладе приводится сравнение расчётных удельных капвложений (стоимости установленного КВт мощности) АЭС ВВЭР-ТОИ и БН-1200, соответственно, 88,2 тыс. руб. и 74 тыс. руб. (в ценах 2014 г., без НДС). При этом, данные для АЭС ВВЭР-ТОИ приняты согласно проектной документации на сооружение Курской АЭС-2, прошедшей госэкспертизу, а данные для БН-1200 представлены только проектной организацией. Из этого сравнения получается, что в России ВВЭР-ТОИ в сравнении с БН-1200 по удельным капвложениям дороже на 17%, а по стоимости электроэнергии на 15%.

Однако из такого сопоставления не следует вывод о бОльшей перспективности строительства в России БН-1200 по сравнению с ВВЭР-ТОИ и о возможном пересмотре программы строительства АЭС. Допустим, что все выполненные расчеты корректны. Но если АЭС с ВВЭР-ТОИ может стать референтной для строительства за рубежом (например, АЭС «Аккую», Турция), то для АЭС с БН-1200 зарубежный рынок отсутствует, по следующим причинам:

• нарушается режим нераспространения ядерных технологий и материалов, который является существенным юридическим и политическим ограничением для продвижения на зарубежных рынках. Возможно продажа только в страны, обладающие ядерным оружием. Развитым страна, таким как США, Франция и Великобритания — это неинтересно, а Китай и Индия развивают собственные программы по БН;

• невозможность коммерческой продажи ЗЯТЦ с БН, т.к. это все равно, что продавать оружейный плутоний. Единственной гарантией является контроль со стороны МАГАТЭ. Однако изменение политического режима в стране, куда продана технология ЗЯТЦ с БН (например, военный переворот), может привести к снятию гарантий МАГАТЭ и переводу комплекса на военные нужды;

• во избежание распространения ядерного оружия в потенциальных странах-заказчиках российских АЭС с БН Росатом должен будет гарантировать возвращение плутония на территорию России. В этом случае ЯТЦ в стране-заказчике не будет замкнут;

• ограничение распространения БН из-за фундаментально неразрешимых проблем безопасности, присущих этим реакторам - горение и кипение натрия и как результат, высокая уязвимость к террористической угрозе.

На этой конференции я задал вопрос Е.О.Адамову: «Кому и как будет продаваться технология АЭС с быстрым реактором, если такая продажа нарушает режим нераспространения ядерных материалов и технологий в страны, не обладающие ядерным оружием?»

Ответ Адамова меня поразил и просто расстроил. Вот его ответ: «В 2015 г. фирма Вестингауз изучила разные реакторные технологии для будущего развития атомной энергетики и пришла к выводу, что лучшая технология – это быстрый реактор, охлаждаемый жидким свинцом (БС). При этом предполагается, что проект такого реактора может быть доведен до демонстрационного образца в период до 2035 г.». Далее Адамов подытожил: «так как Вестингауз, а значит США, начали заниматься быстрыми реакторами, то Вестингауз пролоббирует в руководстве США снижение требований по нераспространению ядерных материалов и технологий, относящихся к быстрым реакторам. В результате, Россия сможет продавать свои быстрые реакторы на мировом рынке».

Во-первых, невозможно представить, чтобы американское правительство пошло на снижение требований к нераспространению, включая технологии быстрых реакторов, тем более, для того, чтобы облегчить распространение российских технологий. Но и Россия, исходя из интересов национальной и международной безопасности, никогда не пойдет на снижение требований по нераспространению ядерных материалов и технологий, даже если это будет касаться коммерческой реализации российских БН.

Во-вторых, что касается самого проекта Вестингауз. Да, действительно, компания подготовила предложение по разработке проекта БР со свинцовым охлаждением для участия в конкурсе Министерства Энергетики США на получение инвестиций в разработку проектов улучшенных ядерных энергетических реакторов с целью снижения эмиссии углерода на территории США.

Однако в том конкурсе Вестингауз проиграл, а победили: компания X-energy с проектом высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с шаровыми твэлами и компания Southern Company Services с проектом жидкосолевого быстрого реактора на хлоридных солях. По условиям конкурса, оба проекта к 2035 г. должны быть доведены до демонстрационных образцов. Первоначальные инвестиции DOE составляют по $6 млн для каждого проекта. При этом каждая компания на условиях долгосрочного долевого участия должна вложить по $40 млн. Итого: на два проекта всего-то около $100 млн на 20 лет.

Для справки: в федеральном бюджете на реализацию проекта «Прорыв» предусмотрено около 100 млрд руб. на 10 лет (2010–2020 гг.), или 4 млрд $ по паритету покупательной способности (ППС). В России, в 2016 г., 1 $ ППС ≈ 25 рублей. Таким образом, затраты на проект «Прорыв» в 40 раз больше, чем затраты в США на перспективные разработки в области атомной энергетике. Причем, в США они выделены на 20, а не на 10 лет, как в России.

Паритет покупательной способности – экономический термин, обозначающий соотношение двух валют, исходя из цен на аналогичные товары в двух странах.

В заключение хочу еще раз обратить внимание на тот факт, что руководство "Прорыва" всячески избегает его публичного обсуждения, что недопустимо, учитывая бюджетное финансирование проекта. Руководители "Прорыва" обязаны представить его серьезное экономическое обоснование или прекратить расходование бюджетных средств, т.к. очевидно, что быстрые реакторы, включая «БРЕСТ», в ближайшей перспективе не впишутся в программу развития как российской, так и мировой стомной энергетики. (см. «Атомная энергетика между прошлым и будущим»).

--------------------------------------

[1] Review the failure of Monju The Japan Times (22.12.2016) http://www.japantimes.co.jp/opinion/2016/12/22/editorials/review-failure-monju/#.WGTmnvmLSUk

[2] Ian Fairlie Sellafield exposed: the nonsense of nuclear fuel reprocessing “The ecologist” 6th September 2016

[3] http://www.world-nuclear.org/ Mixed Oxide (MOX) Fuel October 2016

[4] IAEA, Spent Fuel Performance Assessment and Research, 2015.

[5] А. Ю. Гагаринский // Атомная энергия. - 2012. - Т. 112, вып. 4. - С. 249-251

[6] Blue Ribbon Commission on America's Nuclear Future. Report to Secretary of Energy. January 2012, http://brc.gov/sites/default/files/documents/brc finalreport ian2012.pdf.

*   *   *

Источник: http://proatom.ru/modules.php?...