Андрианов Ядерные технологии история, состояние, перспективы 2012

из них были введены в эксплуатацию в 1970-х гг. на Курской и Ленинградской АЭС;

•4 канальных водо-графитовых реактора малой мощности в Восточной Сибири, сооруженные в 1970-х гг. для совместного производства электроэнергии и теплоснабжения региона АТЭЦ (модели ЭГП-6);

•1 реактор на быстрых нейтронах БН-600.

В России работает самая северная АТЭЦ в мире, Билибинская, с 4 реакторами малой мощности, покрывающая потребности района в электричестве и тепле с изменением нагрузки в течение суток (в 3–4 раза) и в течение года (по сезонам) – от коэффициента нагрузки 85% зимой до 15% летом.

Выдающимся результатом российских ядерщиков является разработка, создание и успешная эксплуатация отечественного промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-600 (1500 МВт(т))

– самой мощной работающей установкой такого рода в мире. Стратегической целью развития атомной отрасли в России явля-

ется обеспечение расширенного воспроизводства продукции атомной отрасли на основе развития ядерно-энергетического и научнотехнического комплексов, а также комплекса по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, повышения международной конкурентоспособности и совершенствования потенциала государственного управления.

Определены основные задачи на последующие годы в различных временных горизонтах, в том числе:

•с использованием современных промышленных и наукоемких технологий существенно оптимизировать эксплуатационные характеристики водо-водяного энергетического реактора;

•сформировать новую технологическую базу ядерной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах;

•выйти на практическое, прикладное освоение технологий управляемого термоядерного синтеза как основы энергетики будущего.

Развитие ядерной энергетики России. Первоначальное предло-

жение Росатома о быстром росте мощностей ядерной энергетики

61

было основано на экономической эффективности завершения строительства станций, «замороженных» после Чернобыльской аварии.

Воктябре 2006 г. Россия официально приняла программу развития ядерной энергетики в размере $55 млрд., $26 млрд. из которых до 2015 г. поступят из федерального бюджета.

Помимо завершения строительства «замороженных» энергоблоков, будут построены четыре стандартных реактора ВВЭР нового поколения: на Ленинградской АЭС-2 (два энергоблока для начала второй очереди) и Нововоронежской АЭС-2, пуск которых запланирован на 2012–2014 гг. Это приведет к программе начала строительства в России ежегодно как минимум 2000 МВт(э), начиная с 2010 г. (не включая экспортные станции). В 2009 г. в долгосрочную программу Росатома по строительству АЭС включена новая Калининградская АЭС (рис. 2.23).

Вновой Инновационной программе развития ядерной энергетики (2010 г.) на первое место выдвигается цель перехода к реакторам на быстрых нейтронах и к замкнутому топливному циклу, в отношении которых Росатом предлагает различные варианты. Основной вариант связан с разработкой быстрых реакторов, охлаждаемых натрием или свинцом-висмутом, с принятием соответствующих технических расчетов таких реакторов и технологий замкнутого топливного цикла не позднее 2014 г. К тому же времени должен быть разработан рабочий проект для сооружения многофункционального исследовательского реактора на быстрых нейтронах. Этот вариант разработан с целью привлечения сторонних финансовых средств помимо отчислений из федерального бюджета, и этот вариант поддерживается со стороны Росатома.

На второй стадии в течение 2015–2020 гг. планируется:

•строительство экспериментального демонстрационного быстрого реактора со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями, а также исследовательского реактора на быстрых нейтронах;

•строительство и ввод в эксплуатацию промышленного комплекса для изготовления топлива высокой плотности;

•завершение строительства экспериментального демонстрационного пирохимического комплекса для производства топлива;

•комплексное испытание технологий замкнутого топливного цикла.

62

Развитие реакторных технологий. Развитие реакторных тех-

нологий для будущей ядерной энергетики в России сосредоточено на следующих освоенных направлениях:

•серийное производство блоков типа АЭС-2006М на базе реакторов ВВЭР;

•АЭС с быстрыми реакторами типа БН;

•реакторы малой и средней мощности (в том числе на базе опыта разработки и эксплуатации более 400 реакторов для АПЛ).

Реактор на быстрых нейтронах БН-800, который строится в Белоярске, предназначен для использования МОХ-топлива как с реакторным, так и с «оружейным» плутонием. Его полная мощность составит 880 МВт(э), выгорание топлива от 70 до 100 ГВт·сут/т. Планируются следующие блоки БН-800, а БН-1200, который разрабатываются ОКБМ для ввода в эксплуатацию с 2020 г., является следующим шагом в направлении БН-1800. Срок службы БН1200 – 60 лет, выгорание – 120 ГВт·сут/т. Данное направление реакторостроения представляет собой технологическое преимущество для России и имеет существенный потенциал в плане экспорта или международного сотрудничества.

В2008 г. Росатом и корпорация «Русские машины» создали совместное предприятие для строительства прототипа реактора СВБР мощностью 100 МВт(э), который представляет собой модульный быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим свинцововисмутовым теплоносителем, разработанный ОКБ «Гидропресс» под научным руководством ГНЦ РФ ФЭИ. Заявлено, что при строительстве группами по 10–16 блоков этот реактор будет конкурировать с реакторами типа ВВЭР. «Гидропресс» называет его многофункциональным реактором.

После многих лет обсуждений Росатом утвердил проект строительства атомной электростанции на барже для подачи электроэнергии и тепла в изолированные прибрежные города. Два реактора КЛТ-40С, разработанные на основе тех, что используются в ледоколах, но с низкообогащенным топливом (менее 20 % U-235), будут производить 70 МВт(э) плюс 586 ГДж/ч тепла. Периодичность перегрузки топлива составляет 3–4 года. В конце 12-летнего периода эксплуатации вся станция будет возвращаться на завод на двухлетний капитальный ремонт и для передачи на хранение использованного топлива.

63

Планируется экспорт комбинированных энергетических и опреснительных энергоблоков в Китай, Индонезию, Малайзию, Алжир, Аргентину и др. страны, которые упоминаются как потенциальные покупатели, несмотря на то, что Россия, возможно, сохранит право собственности на установку с ответственностью за эксплуатацию и будет просто продавать производимую мощность.

В1970–80-х гг. ОКБМ выполнил значительный объем исследований в области высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). В 1990-х гг. он занял ведущую роль в международном проекте по созданию высокотемпературного реактора с газотурбинным блоком преобразования энергии (проект GT-MHR) на основе конструкции, предлагаемой компанией General Atomics (США).

Взаключение отметим, что долгосрочные интересы энергетической и национальной безопасности России требуют развития вклада ядерной энергии в производство электричества, водорода, промышленного и бытового тепла для устойчивого развития страны. Накопленные за 50 лет существования в стране ядерной энергетики огромный технологический опыт и научно-технический потенциал позволяют России при соответствующих условиях и инновационной политике выйти на «ядерную передовую» и стать одним из лидеров следующей ядерной эры на благо своего народа, а также ведущим поставщиком ядерных технологий, оборудования, знаний и опыта в развивающиеся страны. Для достижения этих целей необходимо решение следующих задач:

•обеспечения доли атомной электрогенерации на уровне 35– 50 % в 2050 г.;

•расширения сфер не электрического использования энергии ядра для производства искусственных топлив и водорода в объеме не менее 30 % современных потребностей;

•замыкания топливного цикла ядерной энергетики с целью

обеспечения расширения ресурсной базы за счет эффективного использования 238U и 232Th;

•создания системы обращения с радиоактивными отходами с целью обеспечения их надежной изоляции, а также технологий реабилитации территорий отраслевых предприятий, выведенных из эксплуатации;

64

•реализации возможности использования термоядерных АЭС

вбудущей ядерной энергетике.

2.4.История развития, текущее состояние

иперспективы развития ядерной энергетики в Азии

Лидеры развивающихся стран мира – Индия и Китай – связывают свое развитие, свою энергетическую безопасность с ядерной энергетикой, с использованием ядерных технологий. В основе этого лежит понимание, что в условиях ограниченности и жестокой конкуренции на рынке органического топлива это является практически единственной возможностью роста национального потребления за счет роста производства электроэнергии.

2.4.1. Ядерная энергетика Китая

Текущее состояние и перспективы развития ядерной энергетики Китая. Великая азиатская страна Китай сталкивается в своем интенсивном развитии национальной экономики с проблемами ограниченности доступных энергетических ресурсов. Китай как ядерная держава, в отличие от Индии, заблокированной эмбарго на ядерное сотрудничество, может использовать кооперацию с зарубежными фирмами на использование самой современной технологии западных стран и России. В свою очередь, Китай постепенно осваивает новые высокие технологии, и сам оказывает помощь развивающимся странам в строительстве новых АЭС. Например, заключая контракты с западными фирмами и Россией на строительство в Китае АЭС с водо-водяными блоками мощностью 1000 МВт(э), Китай своими силами строит в Пакистане АЭС Часма мощностью 300 МВт(э) (рис. 2.24) [22, 23].

Имеющийся в КНР парк ядерных энергетических реакторов скромен по своим объёмам: в стране эксплуатируются 12 энергоблоков атомных станций общей установленной мощностью 9624 МВт. В абсолютных значениях это сопоставимо с показателями таких государств, как Украина, Бельгия, Швейцария, а в относительных, с учётом доли атомной энергетики в энергобалансе и численности населения, Китай и вовсе безнадёжный аутсайдер.

65

Тем не менее, руководством КНР ставится задача достижения лидирующих позиций Китая на ядерно-энергетическом рынке [24].

Атомные станции Китая построены с использованием различных реакторных технологий: французских (энергоблоки № 1 и № 2 АЭС Дайя Вань, энергоблоки № 1 и № 2 АЭС Лин Ао), канадских (энергоблоки № 1 и № 2 третьей очереди АЭС Циньшань), российских (энергоблоки № 1 и № 2 АЭС Тяньвань) и собственных (энергоблок № 1 первой очереди, энергоблоки № 1 и № 2 второй очереди АЭС Циньшань, энергоблок № 1 второй очереди АЭС Лин Ао). «Первенец» китайской ядерной энергетики – энергоблок № 1 первой очереди АЭС Циньшань был пущен в 1991 г. и введён в промышленную эксплуатацию в 1994 г. Работы по ядерноэнергетической программе в КНР начались только в 1970-х гг., а первая атомная станция появилась менее двух десятилетий назад, в тот момент, когда мировая ядерная энергетика находилась в глубоком застое, вызванном аварией в Чернобыле.

Быстро растущая китайская экономика требует огромных объемов энергетических ресурсов (~1,0–1,5 % прироста энергетики на 1 % прироста экономики), увеличивая потребление нефти, например, до 35 % в год. Осознается, что запасы нефти и газа и их добыча в будущем будут сокращаться год от года, гидроресурсы – ограничены, а дальнейшее наращивание потребления угля ограничено из-за экологических и транспортных проблем. Только ядерная энергетика может наращивать производство электроэнергии в требуемом объеме: надежно, безопасно и экономически приемлемо.

На сегодняшний день в Китае в стадии возведения 23 энергоблока АЭС – больше, чем где-либо в мире (рис. 2.25). При этом правительство постоянно пересматривает в сторону увеличения планы ввода ядерных мощностей к 2020 г. Сначала говорилось о 40 ГВт общей установленной мощности и ещё 18 ГВт на этапе сооружения.

В марте 2008 г. была поставлена задача нарастить долю ядерной генерации к 2020 г. как минимум до 5 %, а это уже 50 ГВт. В июне того же года появились прогнозы о 60 ГВт. Наконец, в июле 2009 г. сообщалось, что Госсовет КНР рассматривает вариант повысить общую установленную мощности АЭС к 2020 г. до 86 ГВт.

В мае 2007 г. Государственный комитет по развитию и реформе объявил, что к 2030 г. парк атомных станций КНР составит

66

160 ГВт. В апреле текущего года в прогнозах Китайской ассоциации атомной энергии фигурировала цифра в 200 ГВт на тот же период. К 2050 г. установленную мощность АЭС планируется довести до 400 ГВт.

Технологический вектор также задан предельно чётко: Китай должен увеличить степень автономности в проектировании реакторных установок, производстве оборудования, строительстве и эксплуатации АЭС за счёт внедрения, адаптации и усовершенствования зарубежных аналогов. Официальной информации о предпочтительных конструкциях реакторов будущих атомных станций нет, но в текущих планах преобладают два типа: китайский проект

CPR-1000 и AP-1000 разработки Westinghouse Electric. Американ-

ский реактор должен стать трамплином к освоению Китаем технологий Generation III. Сейчас, помимо четырёх строящихся энергоблоков с AP-1000 на АЭС Хайян и АЭС Саньмень, запланированы ещё как минимум восемь реакторов этого типа на четырёх площадках, но уже с передачей технологии и локализацией производства. Без передачи технологии два реактора EPR строятся в провинции Гуандун [25].

В 2008 г. Шанхайский научно-исследовательский и проектный институт атомной техники и Westinghouse Electric договорились о совместной разработке реактора большой мощности на базе проекта AP-1000. В апреле 2009 г. соглашение о доработке дизайна под-

писано между CNNC и State Nuclear Power Technology Corp. В де-

кабре была создана компания State Nuclear Demonstration Co., перед которой поставлена задача построить и ввести в эксплуатацию к 2017 г. опытный энергоблок с реактором CAP-1400 на площадке в Шидаовань. Затем на его основе может быть спроектирована модель CAP-1700. Все права интеллектуальной собственности будут принадлежать Китаю. В феврале 2006 г. Госсовет КНР объявил, что это одно из двух приоритетных направлений в ближайшие 15 лет, успех реализации которого зависит от сотрудничества с зарубежными странами в области освоения передовых ядерноэнергетических технологий и создания отечественного реактора PWR большой мощности третьего поколения.

Топливный цикл. Китай заявил, что намерен стать независимым не только в отношении мощности атомных электростанций,

67

но и в производстве топлива для АЭС. Однако страна все еще зависит от зарубежных поставщиков на всех этапах ядерного топливного цикла, от добычи урана до изготовления и переработки (рис. 2.26) [26].

Внутренняя добыча урана в настоящее время обеспечивает около половины потребностей Китая в ядерном топливе. Разведка и планы на новые месторождения значительно увеличились с 2000 г., но государственные предприятия также заключили международные соглашения на приобретение урановых ресурсов.

Установка по конверсии UF6 вблизи Ланьчжоу (производительностью 1500 т U/год) находится в эксплуатации с 1963 г. Два главных завода по обогащению урана (общей мощностью 1000 т ЕРР/год) были построены в рамках соглашений с Россией в 1990-х гг., и в рамках соглашения 2008 г. Россия будет помогать в наращивании мощностей, а также поставлять низкообогащенный уран для удовлетворения будущих потребностей.

На заводе в г. Ибинь (провинция Сычуань) производится топливо для АЭС Циньшань с 1984 г., и в настоящее время производительность составляет 200 т ТМ/год. В рамках договора с компанией Framatome ANP на передачу Китаю технологии по изготовлению топлива завод был модернизирован с целью обеспечения топливом всех китайских реакторов PWR. На заводе Baotou изготавливается топливо для реакторов типа CANDU, объём производства составляет 200 т ТМ/год.

Все отработанное топливо в настоящее время хранится на атомных электростанциях. В Ланьчжоу строится опытный завод по переработке топлива производительностью 100 кг ТМ/день, который планируется ввести в эксплуатацию в ближайшем будущем. В стадии строительства в топливном комплексе «Ланьчжоу» также находится централизованное хранилище для мокрого хранения производительностью 550 т ТМ/год.

Развитие инновационных ядерных технологий. Помимо лег-

ководных реакторов Китай также уверенно продвигается по пути разработки и адаптации технологий реакторов на быстрых нейтронах, высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, а также формирования полного ядерного топливного цикла.

68

В соответствии со стратегией развития ядерной энергетики Китая, решающую роль в будущем (после 2030 г.) будет играть развитие реакторов на быстрых нейтронах и замкнутого ЯТЦ (с разделением и трансмутацией). Развитие быстрых реакторов с натриевым теплоносителем будет идти в три этапа:

•китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR) мощностью 65 МВт(т)/20 МВт(э) (российский проект);

•китайский быстрый реактор – прототип (CРFR) мощностью

1500 МВт(т)/600 МВт(э);

•китайский демонстрационный быстрый реактор CDFR: 3750–2500 МВт(т)/1500–1000 МВт(э) – приоритетный проект Китайской национальной программы (табл. 2.4).

Таблица 2.4

Технические характеристики китайских проектов реакторов на быстрых нейтронах

В соответствии с этой стратегией, в последнее время достигнута договоренность по строительству в Китае двух российских быстрых реакторов типа БН-800. Развитие реакторов на быстрых нейтронах было подготовлено успешным российско-китайским сотрудничеством с 1990 г.

Развитие замкнутого ЯТЦ в Китае сконцентрировано на двух задачах:

•эффективная утилизация природных урановых ресурсов и нарабатываемого плутония и минорных актинидов;

•максимальное сокращение объемов высокоактивных отходов

для геологического захоронения.

69

2.4.2.Ядерная программа Индии

Внастоящее время ядерная энергетика Индии – скромная по своим масштабам – сегодня это 2,7 ГВт(э) из 139 ГВт(э) всей электроэнергетики страны. Однако доля атомной энергетики должна вырасти до масштабов 275 ГВт(э) (достигнув вклада в элктроэнергетику более 20 %) за последующие 50 лет [27].

Индия является одним из крупнейших государств мира (площадь территории 3287 тыс. км2, население 1200 млн. чел.). Она быстро развивает широкий спектр ядерных технологий.

Индия стала независимым государством 15 августа 1947 г., однако еще в 1944 г. доктор Х.Дж. Бхабха выступил с инициативой о начале в Индии работ по ядерной энергетике, и в декабре 1945 г. был открыт Институтфундаментальных исследований им. Тата.

Независимая Республика Индия практически с первых дней своего образования взяла курс на развитие ядерной промышленности.

Вапреле 1948 г. был принят Акт об атомной энергии. В августе

1948 г. была создана Комиссия по атомной энергии, а в июле 1949 г. появилось подразделение по изысканию минеральных ресурсов – Отделение атомных минералов, переименованное в 1998 г. в Директорат атомных минералов по разведке и исследованиям месторождений. Создание в первую очередь именно такого подразделения в некоторой степени объясняется тем, что Индия обладает не очень большими запасами урана (до 92 тыс. т), при этом запасы тория являются одними из крупнейших в мире (до 590 тыс. т).

В августе 1956 г. в Тромбее был запущен первый в Азии исследовательский реактор APSARA. Другой исследовательский реактор CIRUS тепловой мощностью 40 МВт был введен в эксплуатацию в июле 1960 г., а первая АЭС в Индии – Tarapur-1 – в октябре 1969 г. имела установленную электрическую мощность 160 МВт (рис. 2.27).

Этапы развития атомной энергетики в Индии. Развитие ядерной энергетики Индии предполагается осуществить в три этапа. На первом этапе должны быть сооружены АЭС с тяжеловодными реакторами, использующими уран естественного обогащения, и производящими, наряду с электроэнергией, плутоний для второго этапа. На втором этапе намереваются построить плутониевые реак- торы-размножители на быстрых нейтронах, которые кроме электроэнергии будут производить из урана и тория плутоний и 233U. Третий

70