ства быстрых реакторов определяли направления оптимизации технических решений и параметров будущих установок. Обсуждалась возможность обеспечения времени удвоения топлива в реакто- рах-размножителях до 10 лет, что обусловливало необходимость большой энергонапряженности активной зоны. С учетом новых тенденций ядерной энергетики при существенном сокращении ожидаемых темпов ее роста эти требования были сняты. Уже на стадии эксплуатации первых опыт- но-промышленных установок БН-350 и БН-600 были продемонстрированы не только реальность создания, но и сравнительно высокие показатели надежности, безопасности и приемлемые экономические показатели быстрых реакторов. В новых проектах БН-800 и БН-1600 основной акцент был сделан на дальнейшее повышение уровня безопасности, самозащищенности и улучшение экономических характеристик.

С учетом важной роли реакторов-размножителей в будущей ядерной энергетике, с одной стороны, и приемлемости умеренных показателей воспроизводства в современных схемах реакторов, с другой, предполагается продолжить поиск оптимальных решений в технологии создания быстрых реакторов, вернувшись, в частности, к выбору наилучшего теплоносителя.

Поскольку в разработке ядерных установок подводных лодок была освоена технология реакторов, охлаждаемых сплавом свинец-висмут, то это дало толчок для изучения концепции свинцового теплоносителя.

Основным недостатком натрия является его химическая активность при взаимодействии с водой и воздухом. Лишенный этого недостатка свинец имеет свои проблемы: большую коррозионную активность по отношению к конструкционным материалам, высокую температуру плавления и большую плотность. Эти свойства теплоносителя неизбежно усложняют условия эксплуатации, снижают надежность установки и, следовательно, проявляются в ухудшении безопасности и экономических характеристик как при создании, так и при эксплуатации промышленных установок. Сегодняшнее сравнение реакторов на основе натриевого и свинцового теплоносителей имеет условный характер из-за несопоставимости уровня освоенности технологии. Сопоставление всех достоинств и недостатков может быть сделано лишь на базе крупного промышленного эксперимента.

4.АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СССР И РОССИИ

4.1.Атомные электростанции СССР

ВСССР традиционная энергетика, основанная на использовании органического топлива, наиболее интенсивно развивалась в период с 1962 до 1985 года. В 1980–1985 годах опережающими темпами стала развиваться атомная энергетика. Преимущественное развитие атомной энергетики происходило на Украине. Ежегодный ввод новых мощностей на атомных станциях страны превышал 4 миллиона кВт. Основной прирост энергетических мощностей в Европейской части страны происходил за счет ввода атомных станций. В перспективе планировалось вводить ежегодно энергоблоки АЭС с общей мощностью до 10 миллионов кВт. Большинство атомных станций предполагалось построить силами Минэнерго страны. Атомные блоки строились по проектам, которые не были окончательно проработаны, что приводило к частичной переработке проектов уже в процессе строительства. Несмотря на то, что в одно и то же время вводились блоки одной и той же мощности, выполняемые по одним и тем же проектам, в результате вносимых изменений вводимые блоки не были идентичны.

Первые российские АЭС не в полной мере учитывали международный опыт по безопасности атомной энергетики. Постепенно технический уровень российских АЭС повышался. Так, например, при сооружении АЭС «Ловииса» были спроектированы блоки АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 с защитной оболочкой.

На 1 января 1991 года в СССР на 15 АЭС работало 46 энергоблоков общей электрической мощность 36,6 ГВт. В 1990 году было выработано 211,5 миллиардов кВт час электроэнергии, то есть 12,5% всей выработанной в СССР электроэнергии.

Основная часть выработки атомной электроэнергии в СССР приходилась на реакторы ВВЭР и РБМК, причем примерно в равных количествах.

Правительство СССР поддержало предложения Минсредмаша о развитии атомной энергетики за счет сооружения промышленных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах ВВЭР и РБМК и в качестве опытных – АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Врезультате к апрелю 1986 года (Чернобыльская авария) были сооружены и строились реакторы ВВЭР на Нововоронежской, Кольской, Армянской, Южно-Украинской, Ровенской, Запорожской, Тверской, Балаковской и других АЭС, а также работали и находились в строительстве атомные энергоблоки с реакторами РБМК на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской, Игналинской и других АЭС. В строительстве также находились две атомные станции теплоснабжения для отопления жилых районов городов Горького и Воронежа.

Слабым звеном в российских проектах атомных станций была автоматизированная система управления технологическими процессами. На реакторах типа РБМК-1000 её, по существу, не было. Этот реактор не мог быть автоматизирован из-за отсутствия механизации приводов для нескольких тысяч регуляторов расхода воды в каналах. В эти годы стало сказываться общее отставание России в научных и инженерных разработках по электронике.

Разработками конструкций атомных реакторов и проектов атомных станций для атомной энергетики занимались ОКБ «Гидропресс (г. Подольск, В.В. Стекольников), Научно-исследователь- ский институт энерготехники (НИКИЭТ, г. Москва, Н.А. Доллежаль, Е.О. Адамов), Физико-энерге- тический институт (г. Обнинск, А.И. Лейпунский), ВНИПИЭТ (Санкт-Петербург) и два проектных института Минэнерго страны – Атомэнергопроект (Теплоэнергопроект) и Гидропроект (Москва).

Проектирование АЭС осуществлялось организациями, не знакомыми с атомными технологиями. Любое техническое решение проектные организации вынуждены были согласовывать друг с другом и с научным руководителем. Лишь после Чернобыльской аварии в 1986 году проектные институты частично вошли в состав Минатомэнерго, а затем в состав Минатома России.

Атомные станции с реакторами типа ВВЭР проектировал институт Атомэнергопроект, атомные станции с реакторами типа РБМК проектировал институт Гидропроект. Научное сопровождение проектов осуществлял Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова, а Государственный надзор за проектными работами, строительством и эксплуатацией выполнял Государственный Комитет по надзору «Атомэнергонадзор».

Атомные блоки принимались в эксплуатацию с большим количеством недоделок, с сокращением программ испытаний, с нарушением технологический условий. Многие сценарии запроектных аварий, например, отрыв донышка корпуса реактора, или разрыв самого реактора боялись рассматривать из-за последствий, считая их невозможными. Авария в Чернобыле произошла в момент проведения испытаний, которые были запланированы при пуске, но не были проведены. Если бы реактор в Чернобыле взорвался в период пуска, это нанесло бы ущерб существенно меньший, чем когда это случилось с реактором, накопившим много радиоактивных материалов.

Впроцессе эксплуатации АЭС Минэнерго страны отдавало приоритет не безопасности, а экономическим и техническим показателям работы станций.

В1966 году был принят Государственный план строительства АЭС до 1977 года с общей мощностью 11,9 миллионов кВт.

В1971 году была принята программа строительства АЭС до 1980 года, которая предусматривала повышение мощности АЭС до 26,8 миллионов кВт.

Программой развития атомной энергетики 1980 года предусматривалось доведение мощности АЭС в 1990 году до 100 миллионов кВт.

В1982 году была принята программа строительства 143 атомных энергоблоков мощностью 440, 500, 1000 и 1500 МВт силами Минатома и Минэнерго.

Все действующие АЭС в России имеют общую мощность 22 ГВт, включают 30 энергоблоков, в том числе 14 энергоблоков с корпусными реакторами типа ВВЭР, (из них восемь блоков ВВЭР-1000 и шесть блоков ВВЭР-440), 15 энергоблоков с водографитовыми реакторами, (из них

11 блоков РБМК-1000 и 4 блока с реакторами ЭГП-6), и один блок с реактором на быстрых нейтронах БН-600.

Энергоблоки имеют ряд этапных модификаций. Среди энергоблоков с водо-водяными реакторами четыре блока относятся к первому поколению, пять блоков – ко второму и пять блоков – к третьему поколению. Среди энергоблоков с канальными реакторами – восемь блоков первого поколения, шесть блоков – второго и один блок – третьего поколения.

Энергоблоки третьего поколения по безопасности соответствуют требованиям современной нормативной документации, принятой в мировой практике, остальные блоки являются устаревающими блоками, эксплуатируются с многочисленными условиями, соблюдение которых должен обеспечивать персонал станций. Вследствие этого обслуживающий персонал станций превышает установленный норматив численности для аналогичных атомных электростанций за рубежом.

Большое число систем безопасности в проектах АЭС приводит к большим затратам средств и требует большего времени на строительство станции. Стоимость АЭС существенно превышает стоимость аналогичной по мощности тепловой станции на органическом топливе. Однако, благодаря низким эксплуатационным затратам, прежде всего на топливо, стоимость электроэнергии на атомных станциях ниже, чем на тепловых станциях. В последние годы благодаря внедрению компьютеризации, серийности возводимых блоков затраты на автоматику АЭС значительно снизились. Экономические исследования показывают, что затраты на капитальное строительство, топливо и эксплуатационные расходы распределяются в процентах для ТЭС и АЭС в соотношении 20+70+10% и 70+20+10% соответственно, и это обеспечивает для Европейской части России экономические преимущества АЭС.

Во второй половине 90-х годов атомная энергетика вырабатывала в среднем 12% электроэнергии по стране, в Центре страны (включая Москву) – 25%, на Северо-западе Центрального района – 50%, на Кольском полуострове – 70%, в Центрально-Черноземном районе – 80%, Северозападе Чукотского автономного округа – 60% и обеспечивала 40% от поставок Россией электроэнергии на экспорт.

Для десяти российских АЭС с 30 энергетическими реакторами эксплуатирующей организацией является Концерн «Росэнергоатом». Четыре АЭС в Томске-7, Красноярске-26, Обнинске эксплуатировались персоналом тех предприятий, на территории которых они находятся.

Росту производства атомной электрической энергии способствовали такие факторы, как удорожание органического топлива и снижение его запасов, повышенная сернистость и зольность минерального топлива, удорожание добычи топлива и повышение уровня травматизма в угольной промышленности. Отказ от дальнейшего строительства целого ряда атомных станций (Татарская, Башкирская, Костромская, Ростовская, Краснодарская) произошел вследствие неуверенности местных органов власти в надежности атомной энергетики после аварии в Чернобыле.

Таблица 7.1. Атомные электростанции на территории бывшего СССР

	Страна	Название АЭС	Номер	Тип	Мощность,	В эксплуа-	Закрыт	Выработка,
			блока	реактора	МВт (эл)	тации с		ГВт лет (эл)
			1	ВВЭР	950	28.12.85		9.23
		Балаковская	2	ВВЭР	950	08.10.87		8.19
			3	ВВЭР	950	24.12.88		8.05
			4	ВВЭР	950	22.01.93		6.05
	Россия		1	АМБ	102	26.04.1964	01.01.1983	1.65
		Белоярская	2	АМБ	146	01.12.1969	01.01.1990	2.51
			3	БН	560	01.04.1981		9
			1	ЭГП	11	11.01.1974		0.19
		Билибинская	2	ЭГП	11	01.12.1974		0.19
			3	ЭГП	11	01.12.1975		0.19
			4	ЭГП	11	01.12.1976		0.18

	Страна	Название АЭС	Номер	Тип	Мощность,	В эксплуа-	Закрыт	Выработка,
			блока	реактора	МВт (эл)	тации с		ГВт лет (эл)
		Калининская	1	ВВЭР	950	09.05.1984		11.82
			2	ВВЭР	950	01.12.1986		10.46
			1	ВВЭР	411	29.06.1973		7.95
		Кольская	2	ВВЭР	411	09.12.1974		7.64
			3	ВВЭР	411	24.03.1981		6.32
			4	ВВЭР	411	06.12.1984		5.37
			1	РБМК	925	19.12.1976		12.96
		Курская	2	РБМК	925	01.03.1979		13.4
			3	РБМК	925	17.10.1983		12.25
			4	РБМК	925	02.12.1985		12.26
	Россия		1	РБМК	925	23.12.1973		18.24
		Ленинградская	2	РБМК	925	08.01.1976		17.76
			3	РБМК	925	30.12.1979		14.82
			4	РБМК	925	01.02.1981		14.03
			1	ВВЭР	197	30.09.1964	16.02.1988	3.85
		Нововоронеж-	2	ВВЭР	336	14.04.1970	29.08.1990	5.7
			3	ВВЭР	385	01.12.1971		8.3
		ская
			4	ВВЭР	385	01.12.1972		8.98
			5	ВВЭР	950	01.09.1980		12.81
		Ростовская	1	ВВЭР	950	25.12.2001		-
			1	РБМК	925	09.12.1982		12.86
		Смоленская	2	РБМК	925	01.05.985		12.3
			3	РБМК	925	01.01.1990		9.03
			1	ВВЭР	950	01.12.1984		9.61
			2	ВВЭР	950	01.10.1985		9.94
		Запорожская	3	ВВЭР	950	01.12.1986		9.92
			4	ВВЭР	950	14.04.1988		9.98
			5	ВВЭР	950	01.09.1989		8.87
			6	ВВЭР	950	16.09.1996		5.02
			1	ВВЭР	381	01.12.1980		6.45
		Ровенская	2	ВВЭР	376	01.12.1981		6.36
	Украина		3	ВВЭР	950	01.12.1986		10.49
		Хмельницкая	1	ВВЭР	950	13.08.1988		9.66
			1	РБМК	725	01.09.1977	30.11.1996	11.1
		Чернобыльская	2	РБМК	925	01.12.1978	11.10.1991	8.67
			3	РБМК	925	01.12.1981	15.12.2000	11.19
			4	РБМК	925	01.12.1983	26.04.1986	1.4
		Южно-	1	ВВЭР	950	01.12.1982		12.1
			2	ВВЭР	950	01.01.1985		10.11
		Украинская
			3	ВВЭР	950	01.12.1989		8.9
	Литва	Игналинская	1	РБМК	1185	01.05.1984		11.63
			2	РБМК	1185	20.08.1987		10.09
	Армения	Армянская	1	ВВЭР	376	10.06.1979	25.02.1989	2.88
			2	ВВЭР	376	01.06.1980		3.97
	Казахстан	Мангышлакская	1	БН	52	16.07.1973	22.04.1999	0.21

Таблица 7.2. Атомные электростанции на территории других государств, построенные при поддержке СССР и России

	Страна	Название АЭС	Номер	Тип ре-	Мощность,	В эксплуа-	Закрыт	Выработка,
			блока	актора	МВт (эл)	тации с		ГВт лет (эл)
			1	ВВЭР	408	28.10.1974	31.12.2002	7
			2	ВВЭР	408	25.11.1975	31.12.2002	7.18
	Болгария	Козлодуй	3	ВВЭР	408	27.01.1981		5.96
			4	ВВЭР	408	30.06.1982		5.64
			5	ВВЭР	953	23.12.1988		6.61
			6	ВВЭР	953	30.12.1993		5.29
			1	ВВЭР	437	10.08.1983		7.24
	Венгрия	Пакш	2	ВВЭР	441	14.11.1984		6.77
			3	ВВЭР	433	01.12.1986		6.08
			4	ВВЭР	444	01.11.1987		5.92
		Рейнсберг	1	ВВЭР	62	11.10.1966	01.06.1990	1
			1	ВВЭР	408	12.071974	14.02.1990	4.05
	Германия		2	ВВЭР	408	14.04.1975	14.02.1990	4.17
		Грейфсвальд	3	ВВЭР	408	01.05.1978	28.02.1990	3.8
			4	ВВЭР	408	01.11.1979	22.07.1990	3.23
			5	ВВЭР	408	01.11.1989	24.11.1989	0
			1	ВВЭР	408	04.04.1980		6.89
		Богунице	2	ВВЭР	408	01.01.1981		6.85
	Словакия		3	ВВЭР	408	14.02.1985		5.75
			4	ВВЭР	408	18.12.1985		5.58
		Моховце	1	ВВЭР	388	13.10.1998		0.98
			2	ВВЭР	388	11.04.2000		0.88
	Финляндия	Ловииса	1	ВВЭР	488	09.05.1977		9.9
			2	ВВЭР	488	05.01.1981		8.79
			1	ВВЭР	412	03.05.1985		6.07
		Дукованы	2	ВВЭР	412	21.03.1986		5.82
	Чехия		3	ВВЭР	412	20.12.1986		5.54
			4	ВВЭР	412	19.01.1987		5.51
		Темелин	1	ВВЭР	912	10.06.2002		-

Суммарная энерговыработка атомных электростанций, находящихся на территории бывшего Советского Союза, составила 443 ГВт лет, а атомных электростанций, построенных на территории других государств при помощи СССР и России, – 149 ГВт лет.

Проектирование и строительство новых АЭС в последние годы ХХ века происходило на основании Энергетической стратегии, одобренной Правительством России в 1994 году и в которой предусматривалось обеспечение замены выбывающих мощностей за счет строительства энергоблоков следующего поколения с повышенной безопасностью.

Впланах работ по пуску новых энергоблоков на срок до 2005 года предусматривались работы по пуску первого блока Ростовской АЭС (реализовано в 2001 году), третьего блока Калининской АЭС, пятого блока Курской АЭС.

Вусловиях неопределенности программы ввода новых мощностей в России важное значение приобретала задача продления сроков эксплуатации действующих блоков АЭС.

Развитие атомной энергетики страны было обеспечено в прошлые годы добычей урана и производством обогащенного уранового топлива. С этой целью были построены цехи и расширены производства тепловыделяющих элементов на Машиностроительном заводе в г. Электросталь и за-

воде химконцентратов в Новосибирске. В качестве топлива для энергетических реакторов было предусмотрено использовать также энергетический плутоний. Для этого на комбинате «Маяк» в Челябинске-40 строился «комплекс 300» для изготовления МОХ-топлива. Его производительность планировалась равной 30 тоннам топлива в год, что было достаточно для начала промышленного внедрения. Это топливо предполагалось использовать в реакторе БН-800 Белоярской АЭС.

Начиная с 50-х годов сформировалась научная и опытно-промышленная база по развитию работ, связанных с вовлечением плутония в ядерную энергетику. На опытных установках ПО «Маяк» было изготовлено ядерное топливо для исследовательских реакторов БР-5, ИБР-2, ИБР-30, БОР-60. В опытном реакторе БОР-60 активная зона использует топливо с энергетическим плутонием.

Работ по использованию плутония в легководных реакторах до последнего времени в России не велось. Действующие установки «Пакет» и «Гранат» на комбинате «Маяк» предназначались для работ с низкофоновым оружейным плутонием для изготовления ТВЭЛов для быстрых реакторов с небольшим объемом около тонны топлива в год.

Всвязи с задачами утилизации излишков оружейного плутония и использования выделенного при переработке ОЯТ энергетического плутония эти работы становятся высокоприоритетными.

Повышение безопасности действующих атомных станций всех поколений в ближайшие годы обеспечивается путем реконструкции автоматизированных систем управления производственными процессами, разработкой стратегии действий при запроектных авариях, усилением внимания к диагностике исправности оборудования, внедрением дополнительных систем безопасности.

Производственный потенциал предприятий Минатома позволяет развивать ядерную энергетику России, оказывать услуги странам ближнего и дальнего зарубежья по развитию национальных ядерных энергетических программ.

4.2Место атомной энергетики в топливно-энергетическом балансе

Вструктуре топливно-энергетического баланса (ТЭБ) и электроэнергетики мира преобладают, соответственно, нефть и уголь. В мировом ТЭБ газ занимает третье место после угля, а в структуре электроэнергетики газ находится на предпоследнем месте, опережая только нефть и уступая остальным видам энергоносителей, включая атомную энергетику.

Таблица 7.3. Структура топливно-энергетического баланса и электроэнергетики по видам энергоносителей (данные 1998 года)

		Энергоноситель		Мир		Россия
			ТЭБ, %	Электроэнергетика, %	ТЭБ, %	Электроэнергетика, %
		Нефть	40	9	31	7
		Уголь	25	37	12	20
		Газ	22	16	50	40
		Гидроэнергия	7	20	4	19
		Атомная энергия	6	17	3	13
		Всего	100	100	100	100

Примечание. В значения для гидроэнергии включены другие возобновляемые источники энергии.

В России сложилась уникальная ситуация: газ доминирует как в ТЭБ, так и в электроэнергетике. Атомная энергетика России занимает сравнительно скромное место в производстве электроэнергии по сравнению со среднемировыми показателями.

Факторы, определяющие долгосрочные перспективы развития атомной энергетики России, делятся на три группы: стратегические, экономические и экологические.

К стратегическим факторам в пользу развития атомной энергетики относятся, во-первых, необходимость диверсификации производства электроэнергии по видам энергоносителей, учитывая отсутствие альтернативы атомной энергетики на момент окончания «газовой паузы» (примерно