2030 год); во-вторых, преимущества использования ядерного топлива: практически неограниченные ресурсы ядерного топлива в перспективе с учетом возможностей замыкания топливного цикла.
Кэкономическим факторам в пользу развития атомной энергетики относятся обеспечение надежности энергоснабжения России; конкурентоспособность АЭС по сравнению с ТЭС; увеличение экспорта электроэнергии за счет АЭС.
Кэкологическим преимуществам атомной энергетики относится, прежде всего, отсутствие у АЭС выбросов продуктов сгорания, включая парниковые газы, с учетом международных рекомендаций по ограничению их эмиссий (для России на уровне 1990 года).
Атомные станции наряду с электростанциями РАО «ЕЭС России» являются производственной основой Единой энергетической системы (ЕЭС) России. Мощные и экономичные атомные электростанции играют важнейшую роль в составе ЕЭС России, выполняя системообразующие функции:
•определяют структуру высоковольтных ЛЭП европейской части России;
•обеспечивают параллельную работу энергоисточников, размещаясь в узловых точках высоковольтной сети;
•будучи расположены недалеко от границ европейской части России, фактически обеспечивают экспорт электроэнергии с оптового рынка по высоковольтным сетям в Фин-
ляндию, страны СНГ (Белоруссия, Украина) и Балтии.
Атомно-энергетический сектор ЕЭС России представляет на федеральном оптовом рынке энергии и мощности (ФОРЭМ) государственную форму собственности и поставляет на этот рынок следующую продукцию и услуги:
•электрическую энергию (мощность) от атомных электростанций;
•услуги по развитию и обеспечению безопасного функционирования АЭС.
Для выполнения этих задач основными приоритетами деятельности эксплуатирующих организаций АЭС являются безопасное производство электроэнергии, повышение конкурентоспособности АЭС и обеспечение развития атомной энергетики.
В соответствии с Основными направлениями энергетической политики Российской Федерации на период до 2010 года часть потребности страны в электроэнергии должна покрываться атомными станциями в масштабах, определяемых параметрами развития экономики и условиями формирования топливно-энергетического баланса страны и ее регионов при безусловном обеспечении экологической безопасности использования атомных источников энергии.
Надежная поставка электроэнергии в ЕЭС России невозможна без обеспечения на необходимом уровне безопасности действующих АЭС и максимально возможного доведения их технического состояния до требований современных норм и правил по безопасности. Выполнение этих условий является важнейшим аспектом деятельности эксплуатирующей организации АЭС – Российского государственного концерна «Росэнергоатом».
По принятому в мире показателю для оценки надежности работы АЭС – количеству остановов энергоблоков в пересчете на один энергоблок – Россия уступает только Японии и Германии.
Газоаэрозольные радиоактивные выбросы на АЭС России значительно ниже установленных в мире норм. Фактические значения жидких сбросов не превышают 40 процентов от величины допустимых сбросов. Радиоактивные выбросы и сбросы создают дозу для населения не более 2 процентов от дозы, обусловленной природным радиоактивным фоном.
5. НЕКОТОРЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ
5.1. Малая ядерная энергетика
Развитие ядерной энергетики в нашей стране имело самостоятельную линию малой ядерной энергетики. Внимание к ней определялось специфическими территориально-климатическими усло-
виями страны и в период интенсивного поиска применения атомной энергии сопровождалось изучением и созданием разнообразных установок.
На стадии технического поиска в период до 1960 года было выполнено около 20 проектов малых АЭС в различных модификациях: на железнодорожных платформах, плавучих средствах, гусеничном ходу и блочно-транспортабельных. Три проекта были реализованы. В 1961 году пущен в эксплуатацию демонстрационный полномасштабный прототип крупноблочной транспортируемой АЭС, размещенной на четырех самоходных гусеничных платформах (электрическая мощность 1,5 МВт при тепловой мощности 11 МВт).
В 1963 году в НИИАР была создана для перспективного использования в Антарктиде и районах Крайнего Севера энергетическая установка электрической мощностью 750 кВт с реактором, в котором теплоносителем и замедлителем служит высококипящая органическая жидкость. Установка АРБУС состояла из отдельных блоков, которые могли быть быстро доставлены в необходимое место, смонтированы и пущены в эксплуатацию. При освоении установки были опробованы различные теплоносители, выбран оптимальный вариант, отработана технология очистки активной зоны от продуктов коксования теплоносителя. В ходе строительства и эксплуатации установки проверялась ее работа в различных режимах, вырабатывались требования к эксплуатации подобных установок, проводилось обучение персонала, отрабатывались меры безопасности.
По схеме стационарной атомной теплоэлектроцентрали была создана Билибинская АТЭЦ с четырьмя блоками электрической мощностью по 12 МВт. Технологическая схема Билибинской АТЭЦ была упрощена (без перегрева пара и с естественной циркуляцией теплоносителя), что позволило обеспечить надежное энергоснабжение изолированной энергосистемы.
Проводившиеся в последние годы многочисленные технико-экономические исследования, разработки новых конструктивных разновидностей ядерных реакторов для малой энергетики не продвинули распространение ядерных энергоисточников в этот, казалось бы, очевидный сектор потребителей. Анализируя причины торможения, был сделан вывод, что они находятся в области организации инфраструктуры, эксплуатации и обслуживания, ответственности и владения ядерными установками, требующими высокой квалификации и формирующими особые требования безопасности, а не в области принципиальных научно-технических и конструкторских решений.
Значение малой ядерной энергетики для России очевидно, если напомнить: наша энергетическая система с линиями электропередачи охватывает лишь 15% территории страны. За ее пределами остается масса поселков и городов, которые живут на привозном топливе.
Хотя проектов малой ядерной энергетики существует немало, число действующих объектов в России пока ограничено Билибинской АЭС, спроектированной в ФЭИ. Ее четыре блока давно дают и тепло, и электроэнергию.
Реактор для малой АЭС должен быть достаточно компактным, позволяющим доставить его на место эксплуатации с помощью обычных транспортных средств: по железной дороге, автомобилем, водным путем. Для этого его можно разработать состоящим из небольших блоков, которые будут изготавливаться в заводских условиях, а на месте их соберут воедино и запустят реактор. Такие реакторы можно располагать в штольнях, в вырубках скал.
Важным направлением развития малой атомной энергетики являются плавучие АЭС. Проектом атомной теплоэлектростанции (АТЭС) малой мощности на базе плавучего энерго-
блока (ПЭБ) с двумя реакторными установками КЛТ-40С вплотную занялись с 1994 года. К тому времени проект плавучей АЭС был наиболее проработан, а используемая в нем реакторная установка являлась усовершенствованной модификацией реактора, широко используемого в отечественном ледокольном флоте.
Помимо ПЭБа, в состав АТЭС малой мощности входят гидротехнические сооружения для установки ПЭБа у берега и береговые сооружения и устройства, обеспечивающие распределение и передачу электрической и тепловой энергии потребителям. При суммарной тепловой мощности реакторов 300 МВт энергоблок способен выдавать 70 МВт электрической мощности. Атомная теплоэлектростанция имеет два назначения: она способна обеспечить не только электричеством, но и теплом город с населением 15000–20000 человек. Для этого достаточно предусмотреть теплотрассу и специальный пирс со стандартной системой коммуникаций.
Технико-экономические проработки, сделанные для четырех российских регионов: Чукотки, Приморского и Хабаровского краев и Магаданской области, показали, что наиболее перспективной площадкой для размещения первой АТЭС малой мощности мог быть город Певек.
Преимущества плавучей АТЭС перед стационарной, стоящей на берегу, очевидны. Поскольку перспективным регионом использования плавучей АЭС являются территории за Полярным кругом, то строительство стационарной АТЭС в условиях вечной мерзлоты, отсутствия дорог и энергии обойдется намного дороже. Осадка судна-носителя составляет 5,6 м, что дает возможность его прохождения в реки и водоемы с глубиной фарватера свыше 9 м.
ПЭБ рассчитан на любую аварию, даже на затопление с перевертыванием корабля. Для его физической защиты предусмотрен охранный периметр, проходящий как по берегу, так и под водой. Проект плавучей АЭС соответствует всем современным требованиям безопасности, как российским, так и международным.
Плавучий вариант энергоустановки полностью решает проблему ядерной безопасности для сейсмически активных районов. Проведенные испытания на сейсмичность показали, что для ПЭБа не страшно землетрясение силой девять баллов. Поскольку ПЭБ относится к суднам ледокольного класса, то ему не опасны льды и торосы, если таковые окажутся в зоне расположения.
Срок службы плавучего энергоблока составляет 40 лет, но через каждые 12 лет ПЭБ должен возвращаться на завод для прохождения капитального ремонта, выгрузки отработанного ядерного топлива, находящегося на борту в специальном хранилище.
Интерес к плавучей АЭС проявила республика Индонезия: имея территорию, состоящую из тысячи островов, связать ее в единую энергосистему невозможно. Интерес к этому виду ядерной энергетики проявила и КНР. Работа с зарубежными заказчиками тормозится одним фактором: они требуют наличия функционирующего демонстрационного образца, то есть действующей АТЭС.
Перспективным является использование ПЭБа в качестве энергоисточника для опреснения морской воды. Данный тип установки после пятилетних исследований по проблеме опреснения морской воды с помощью ядерных установок был рекомендован МАГАТЭ.
Работы по созданию опреснительных комплексов с применением ПЭБ привлекают внимание зарубежных компаний. Большой интерес к этой проблеме появился в последние годы у ведущих энергомашиностроительных компаний США и Южной Кореи.
Реализация проекта в районе Певека имеет большое значение для оптимального решения энергообеспечения региона, включая дальнейшую судьбу Билибинской АЭС. Вариант ее расширения блоками повышенной мощности того же типа потерял перспективу, и в первую очередь вследствие неопределенности будущего экономического развития района. Нельзя считать, и что опыт Билибинской АЭС подтвердил экономическую целесообразность создания в изолированном северном районе атомной станции по модели стационарной установки со строительством на месте.
Центральная задача развития малой ядерной энергетики – демонстрация достоинств и приемлемости для потребителя любого варианта автономного ядерного энергоисточника.
5.2. Атомные станции теплоснабжения
Первоначальный период развития ядерной энергетики характеризовался разнообразием направлений. В результате этого был создан мощный научно-технический потенциал отрасли. Спектр создававшихся реакторов был широк. Некоторые объекты начинали сооружаться, но не были реализованы, другие реакторные системы остались в единичных опытных или опытно-промышленных экземплярах. В некоторых случаях возникли специфические конструктивные направления, прекратившие, однако, дальнейшее развитие.
В единственном экземпляре работает корпусной легководный реактор ВК-50 с естественной циркуляцией кипящего теплоносителя, введенный в эксплуатацию в 1965 году. Это направление не заняло места в большой ядерной энергетике, где доминировали ВВЭР и РБМК, однако научнотехнический опыт и технологические решения ВК-50 были использованы при создании РБМК, а позже послужили отправной точкой при разработке установок для централизованного теплоснабжения ACT. Эта установка была создана в НИИАР для изучения вопросов, связанных с работой кипящего реактора с непосредственной подачей насыщенного пара из реактора на турбину АЭС. Проектная мощность установки составляла 140 МВт, но в результате выявления резервов и модернизации она была увеличена до 250 МВт.
Создание атомных станций теплоснабжения стало специфическим этапом в ядерной энергетике. Его содержанием стала разработка качественно новых подходов в обеспечении безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для теплоснабжения круп-
ных жилых агломераций. В конце 80-х годов сооружение двух таких станций было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных настроений остановила их строительство. Парадоксальность ситуации состоит в том, что использованные в этих проектах свойства самозащищенности реактора и пассивные системы и средства безопасности составляют сегодня основу безопасности новых поколений станций следующего столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки. Общая концепция ACT была разработана в 1975–1978 годах, и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 год.
Опыт создания ACT был использован при разработке интегрального варианта ВВЭР для АЭС средней мощности – ВПБР-600. При этом была использована логика сооружения второго (страхующего) корпуса применительно к параметрам энергетического реактора. Такое «прямое» распространение логики безопасности ACT, работающей при низких параметрах теплоносителя, пока осталось нереализованным.
5.3.Разработка ЯЭУ для космических аппаратов
Вначале 1952 года в Лаборатории № 2 начались исследования проекта создания самолета с ядерным двигателем. Исследования, которыми руководили И.В. Курчатов, А.П. Александров и А.Н. Туполев, показали принципиальную осуществимость подобного проекта. Самолет с ядерным двигателем на основе реакторной установки мог обладать неограниченной дальностью и временем полета.
Естественным развитием этих работ явилось рассмотрение вопросов создания ядерного ракетного двигателя. У истоков этого проекта в СССР стояли И.В. Курчатов, М.В. Келдыш и С.П. Королев. В этом случае исключительно важное значение имело достижение максимальных уровней разогрева активной зоны реактора, что требовало создания ТВЭЛов, работающих при температурах, близких к 3000 градусов. Для экспериментальных исследований в этих целях был создан импульсный графитовый реактор (ИГР-1), работавший с 1960 года на Семипалатинском полигоне.
Вэкспериментах на этом реакторе были выполнены испытания различных видов ТВЭЛов, которые обеспечили нагрев теплоносителя (водород) до 3100оК. Эти работы были продолжены на следующем реакторе ИВГ-1, которые подтвердили принципиальную возможность создания ядерного ракетного двигателя. Этот уникальный реактор был разработан НИКИЭТ, ТВЭЛы и ТВС для него были созданы в НПО «Луч», а научное руководство при разработке и эксплуатации реактора осуществлял РНЦ «Курчатовский институт». Этот реактор использовался для изучения проблемы ядерного ракетного двигателя в период с 1975 по 1985 год. Отметим, что в США проводились аналогичные работы в рамках проектов Pluto и NERVA. Актуальность работ определялась тем, что пилотируемые полеты к другим планетам Солнечной системы, прежде всего к Марсу, были практически невозможны при использовании ракетных двигателей на основе химических составов.
После начала полетов в околоземное космическое пространство возникла задача энергообеспечения космических аппаратов различных типов. Одним из основных направлений этого развития были батареи на солнечной энергии, другим направлением – ядерные источники энергии. В этом плане проводились различные исследования и реализовывались различные проекты. К ним, в частности, относилась разработка компактных ядерных реакторов с термоэлектрическими полупроводниковыми преобразователями, реакторов-преобразователей с термоэмиссионными элементами, объединение ядерных реакторов с электрореактивными двигателями и создание на этой основе ядерных электрореактивных двигателей. Эти исследования проводились в различных институтах МСМ, прежде всего, в РНЦ «Курчатовский институт», ГНЦ «ФЭИ», НПО «Луч» и НИКИЭТ.
Разработка реакторных ядерно-энергетических установок для космических аппаратов проводилась в условиях жестких габаритно-массовых ограничений и особых требований к режимам эксплуатации. Особенностью установок была возможность осуществления теплоотвода в космос только за счет потока излучения. Существенными факторами были высокие требования по надежности, действия перегрузок при выводе установок на орбиту и отсутствии действия гравитации на орбите, а также условия ядерной и радиационной безопасности, в том числе в условиях возможных аварий при космических пусках.
Вконце 60-х годов были проведены орбитальные испытания космической ядерной энергетической установки с термоэлектрическим преобразованием энергии с электрической мощностью 3
кВт. Основой установки был реактор на быстрых нейтронах с массой около одной тонны. С 1975 года ядерно-энергетическая установка этого типа серийно производилась на НПО «Красная Звезда» для спутников «Космос».
НПО «Красная Звезда» было организовано в 1972 году на базе двух предприятий: КБ «Красная Звезда» Минавиапрома и ОКБ «Заря» МСМ.
ГП «Красная звезда» создавалось как головной разработчик ядерных энергетических установок (ЯЭУ) космического назначения. Достижением предприятия явились установки «Бук» и «Топаз».
Важным направлением развития ядерно-энергетических установок стало создание космической установки «Топаз» на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя. Это была новая сложная задача, решение которой позволило объединить функции ядерного реактора и генератора электрической энергии в рамках одной технологической системы. Концепция этой космической энергетической системы была выработана в ГНЦ «ФЭИ», где также проводилась отработка основных научно-технических вопросов создания и работы установки. В этих целях в ГНЦ «ФЭИ» был, в частности, создан специальный экспериментальный комплекс, который позволил изучить работу установки в условиях, моделирующих условия в космосе. Первое применение космической энергетической установки этого типа было осуществлено на спутнике Космос в 1987 году. При массе установки несколько более тонны она обеспечивала для потребления электрическую мощность в 6 кВт.
Важным направлением работ было создание источников тепла и электроэнергии на основе изотопных ядерно-энергетических установок. Эти работы были начаты в 1962 году. Их достоинством является относительная простота и возможность использования в космических полетах различной сложности и длительности. Для создания подобных установок потребовалось создание специальных тепловыделяющих материалов, генераторов тепла и электроэнергии на их основе. Разработка изотопных энергетических источников для космических целей была начата в ОКБ «Заря», а в качестве первого радиоактивного источника энергии рассматривался Ро-210. В 1965 году два изотопных электрогенератора на основе полония успешно работали на спутнике Космос. В 1970 году они использовались для энергообеспечения самоходного аппарата «Луноход-1».
Внастоящее время ведется отработка и создание космических ядерных энергетических установок следующего поколения. Ранее созданные установки – «Бук» и «Топаз» – имели уровень мощности 3–10 кВт и ресурс работы от 3 месяцев до одного года. Создан практический задел по созданию установок мощностью до 100 кВт и с ресурсом работы от 5 до 10 лет. Получены конкретные результаты по отработке основного элемента генерирующего канала, который обеспечивает производство электроэнергии, а также отдельных узлов реактора.
Применение ядерных энергоустановок в космосе в соответствии с принятой идеологией предусматривает их использование только в тех сферах, где нет возможности решить задачу с помощью других источников энергии. Главным источником энергии в космосе на околоземных орбитах сегодня являются солнечные элементы, мощность которых за последнее время значительно выросла. Если еще несколько лет назад разработчики ЯЭУ ориентировались на уровень мощности 20 кВт, то сегодня такой уровень планируется обеспечивать солнечными источниками энергии. Радиоизотопные источники питания, конечно, также используются, но они из-за малой мощности имеют достаточно специфическую область применения.
Вто же время для полетов в дальний космос использование ЯЭУ практически не имеет альтернативы. Для таких масштабных проектов, как, например, экспедиция на Марс, преимущество использования ядерной энергетики не вызывает сомнений. Причем ЯЭУ может служить не только источником энергии для жизнеобеспечения экипажа и питания аппаратуры, но и средством, обеспечивающим движение, в том числе с помощью ядерного ракетного двигателя. В соответствии с современными представлениями это может быть транспортно-энергетический модуль, обеспечивающий вывод аппарата на орбиту или возможность смены орбиты. Такая двухрежимная установка с уровнем мощности около 100 кВт обеспечит вывод космического корабля на рабочую орбиту, а на орбите обеспечит энергопитание на более низком уровне мощности.