В этой главе рассматриваются несколько проектов атомных станций, над которыми в последнее время усиленно работают проектно-конструкторские организации Минатома России. Среди них проект плавучей АЭС на базе реакторных установок типа КЛТ-40С, проект АЭС с реактором нового поколения повышенной безопасности НП-640 (В-407), проект АЭС с многопетлевым кипящим энергетическим реактором МКЭР-800, проекты АЭС с тяжеловодными канально-корпусными реакторами ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности и проекты подземных АЭС. Проект плавучей АЭС в силу своей "экзотичности" рассмотрен более детально.

Плавучие атомные электростанции

Минатом России на протяжении 10-ти последних лет вынашивает идею создания на Севере и Дальнем Востоке России атомных станций малой мощности на базе ледокольных реакторов типа КЛТ-40С (далее АСММ с РУ КЛТ-40С). Сама идея использования атомной энергии в транспортных установках не является новой. В мире это было осуществлено: в Германии (грузовое атомное судно "Отто Ган") и в США (плавучая атомная станция МН-1А). Но любая идея, пусть даже самая хорошая, которая зреет столько времени, имеет тенденцию морально устаревать. И кроме этого, секретность всей истории эксплуатации ядерных энергетических транспортных установок ледокольного и военно-морского флотов и всего того, что с ними связано, не способствует доверию к этим проектам.

Официальная статистика по нарушениям в работе транспортных ядерных энергоустановок является "закрытой", а появляющиеся в открытой печати данные, подобные содержащимся в докладе организации "GREENPEACE" "Проблемы Тихоокеанского флота: радиоактивные отходы, утилизация атомных подводных лодок, аварийность АПЛ, безопасность ядерного топлива" автор Д.Хэндлэр и монографии С.П.Буканя "По следам подводных катастроф", к сожалению, не могут быть отнесены к разряду официальных источников.

Да и анализы тех аварий, официальные сведения о которых имеются, тоже не позволяют сделать однозначный вывод о том, что возможная эксплуатация судовых реакторных установок (РУ) на промышленных плавучих атомных электростанциях (ПАЭС) будет иметь только исключительно положительные стороны. Разработчики проекта АСММ с РУ КЛТ-40С практически все обоснования, будь то обоснование ядерной, радиационной или экологической безопасности, заменили ссылками на большой и положительный опыт эксплуатации таких установок на флоте. Однако по наличию опыта эксплуатации на флоте не всегда можно судить о соответствии проекта современным нормативным техническим документам и (или), например, о достаточной оптимизации тепловой схемы станции. Наиболее полную и объективную информацию о деятельности бывшего Минсудпрома Росии, а также Минатома России Минобороны России по созданию и эксплуатации судовых транспортных ядерных энергоустановок, содержат книга Л.Осипенко, Л.Жильцова и Н.Мормуля "Атомная подводная эпопея. Подвиги, неудачи, катастрофы", а также материалы норвежской экологической организации "BELLONA" ("Источники радиоактивного загрязнения в Мурманской и Архангельской области", версия 1,1994 г. и "Северный флот - потенциальный риск радиоактивного загрязнения региона", доклад 1, 1996 г.).

Проект плавучей АССМ появился в результате конверсии оборонных отраслей промышленности. Понимая, что за этим проектом стоят наши с Вами соотечественники, продолжающие трудиться на предприятиях Минатома России, думаем все же, что этим Министерством неправильно расставлены главные акценты в ведении работ подобного типа. Видится, что при нынешней ситуации в стране прежде всего целесообразно создать условия по максимальному использованию потенциала людей, работающих в "оборонных" ведомствах, в обеспечении ядерной и радиационной безопасности тех объектов, которые создавались ими, находятся сегодня в эксплуатации или в стадии вывода из эксплуатации и которые никто лучше их не знает, вместо того, чтобы привлекать их к разработке новых проектов. Ведь на Севере и Дальнем Востоке России и без АСММ сложилась и без того крайне неблагоприятная радиологическая обстановка, вызванная, в первую очередь, воздействием 182 ядерных энергетических установок, ныне эксплуатируемых, и 133 реакторов, отслуживших свой срок. Дополнительная нагрузка на природу этих регионов может обернуться для него серьезными последствиями.

Другим важным аспектом развития районов Севера и Дальнего Востока, как впрочем и любого другого региона России, где планируется использование РУ типа КЛТ-40С, должно стать создание устойчивой и стабильной обстановки в регионе. А этого можно достичь, только обеспечив нормальное человеческое существование его населению. И, возможно, для этого потребуется не дальнейшее увеличение в этих регионах количества ядерных энергетических объектов (порядок принятия решения о размещении и сооружении ядерных установок определено в Постановлении Правительства России от 14.03.97 г. №306 см. приложение 2), а всесторонне обоснованная консервация и последующая ликвидация уже содеянного Минатомом России, Минсудпромом России и Минобороны России. В концепции энергетической политики в новых экономических условиях, одобренной Постановлением Правительства РФ от 09.06.92 г. за № 389, рассматриваются пути преодоления кризиса топливно-энергетического комплекса Дальнего Востока и Восточной Сибири.

Значительная часть работы по прогнозу развития энергетики, включая атомную, на период до 2010 г., была выполнена еще в 1993 г. группами экспертов Минтопэнерго России и Минатома России с участием отраслевых и академических институтов [19]. Учитывая выводы экспертов, был утвержден общий кадастр перспективного энергообеспечения регионов России, исходя из которого по заданию Минэкономики РФ целым рядом специализированных организаций были разработаны альтернативные проекты электростанций, в том числе и атомных. При этом выяснилось, что в регионах, лишенных энергосетей и автономных энергоисточников необходимой мощности с приемлемыми технико-экономическими показателями и перспективных с точки зрения хозяйственного освоения, значительный интерес могут представлять так называемые АЭС малой мощности [12]. Применение атомных реакторов малой мощности (100 - 180 МВт тепловых), более 30 лет используемых в судовых и корабельных атомных энергетических установках, для энергообеспечения труднодоступных отдаленных районов России долгое время оставалось вне поля зрения специалистов и широкой общественности. Приоритеты в области энергетики в прошлом принадлежали развитию Единой Энергосистемы СССР на основе создания крупных генерирующих мощностей (850 - 1500 МВт тепловых в блоке) и строительства гигантских энергокомплексов. Вместе с тем зона децентрализованного энергоснабжения занимает порядка двух третей территории России и характерна тем, что именно на этой территории проживают группы населения, малочисленные народы Севера, уровень жизни которых в значительной степени зависит от энергообеспечения поселков и соответствующих производств. С другой стороны, эта зона обладает значительными запасами полезных ископаемых, добыча которых сдерживается или сворачивается из-за отсутствия или большой стоимости инфраструктуры, прежде всего энергетики и транспорта. Очевидно, что для этой обширной территории, которая отличается низкой средней плотностью населения, решить проблему развития энергетики путем крупного сетевого строительства практически невозможно. Минатом России утверждает, что в России имеется более 50-ти регионов, где уже существует, или возникнет в ближайшее время потребность в атомных станциях малой мощности, и где их применение могло бы рассматриваться, как целесообразное. По заказу Минатома России в период 1991-1994 гг. был проведен конкурс на лучший проект АСММ, организованный АО "Малая энергетика" под эгидой Ядерного общества Российской Федерации. В результате конкурса первые места в соответствующих мощностных группах реакторных установок, были присуждены проектам с реакторными установками типа "Елена", "Рута", АБВ-6, "Ангстрем", КЛТ-40С и АТЭЦ-80.

Ниже приведены краткие технические данные некоторых из этих установок:

1.ядерная термоэлектрическая установка "Елена" тепловой мощностью 4 МВт с водо-водяным реактором с естественной циркуляцией теплоносителя и прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую. Установка предназначена для обеспечения электроэнергией и теплом небольших промышленных поселков (численностью до 2000 чел.) без централизованных систем энергоснабжения в отдаленных районах. Проект основан на подходе создания необслуживаемой станции, работающей в режиме саморегулирования на номинальной мощности в течение всей кампании в 25 лет;

2.реакторная установка "РУТА" тепловой мощностью 20 МВт с реактором бассейного типа предназначена для использования в составе атомной станции теплоснабжения (АСТ) для теплоснабжения населенных пунктов численностью 14-15 тыс.чел. Разработка реакторной установки "Рута" основывается на опыте разработок и эксплуатации реакторов бассейного типа различного назначения. На данный момент выпущен технико-экономический доклад по возможному сооружению АСТ в г.Апатиты Мурманской области. Кроме этого, генеральный конструктор данной установки НИКИЭТ планирует использовать этот проект для нужд теплофикации жилого сектора в г.Москве;

3.блочно-модульная атомная теплоэлектростанция (АТЭЦ) "Ангстрем" повышенной безопасности с реакторной установкой электрической мощностью 6 МВт, количеством отпускаемого тепла 12 Гкал/ч и жидкометаллическим теплоносителем (свинец-висмут), состоящая из модулей полной заводской готовности, предназначена для снабжения потребителей электроэнергией и теплом;

4.атомная теплоэлектроцентраль АТЭЦ-80 с интегральным водо-водяным реактором, единичной тепловой мощностью энергоблока - 150 МВт. Проект реакторной установки АТЭЦ-80 базируется на опыте разработки и сооружения РУ для АСТ, а также для ледоколов. Для энергоблоков АТЭЦ-80 характерно блочно-транспортабельное исполнение;

5.реактор АТУ-2 электрической мощностью 26 МВт при отпуске тепла 58 Гкал/ч предназначен для работы в составе АТЭЦ. В конструкции АТУ-2 применены технические решения, использованные при проектировании и эксплуатации Обнинской АЭС, 1-го и 2-го энергоблоков Белоярской АЭС, энергоблоков первой очереди Билибинской АТЭЦ.

6.Из перечисленных разработок проектов ядерных энергоисточников наиболее продвинутыми являются проекты АСММ на базе плавучего энергоблока с двумя реакторными установками типа КЛТ-40С и проект ядерной паропроизводящей установки с реактором АБВ-6 реактором водо-водяного типа с естественной циркуляцией теплоносителя единичной тепловой мощностью 38 МВт (проект АТЭЦ "Волнолом").

Наземные и плавучие АЭС малой мощности на базе унифицированных реакторных установок (РУ) типа АБВ предназначены для снабжения электроэнергией, паром, пресной водой, отопления промышленных предприятий и жилых поселков в отдаленных районах с суровыми климатическими условиями (Арктика, Крайний Север, Дальний Восток и др.). Целью проектирования являлось создание экономичного и экологически чистого энергоисточника, удовлетворяющего требованиям повышенной безопасности и не имеющего ограничений по размещению. Проектирование производилось в соответствии с отечественными нормативными документами ОПБ-88, ПБЯ РУ АС-89 и др., рекомендациями МАГАТЭ (серия NUSS, INSAG-3, INSAG-6), опытом проектирования усовершенствованных АЭС. Для стационарных АЭС с РУ АБВ разработаны варианты станций в наземном и подземном исполнении.

Наиболее перспективным представляется использование плавучих АЭС на базе РУ АБВ. К числу их основных достоинств относятся:

1.возможность быстрой организации строительства на специальных судостроительных заводах, производственные мощности которых высвобождены в результате конверсии;

2. доставка станций к месту эксплуатации в полностью готовом виде с проведением комплекса испытаний на заводах-изготовителях;

3.минимальные сроки и объемы работ по возведению береговых сооружений, обеспечивающих эксплуатацию станции;

4.возможность задействования при эксплуатации ПАЭС существующей инфраструктуры атомного флота;

5.упрощение защиты от сейсмических воздействий;

6.более простая по сравнению со стационарными АЭС процедура снятия с эксплуатации.

Повышенная безопасность АЭС определяется присущей РУ АБВ самозащищенностью, наличием глубокого эшелонирования защитных систем, использованием самосрабатывающих устройств, наличием технических средств и значительных резервов времени для корректирующих действий персонала. На пути возможного распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду имеется последовательный ряд локализирующих систем и барьеров. Основное внимание при разработке проекта было направлено на обеспечение высоких показателей безопасности и надежности установки, хороших технико-экономических и эксплуатационных характеристик. В проекте применены отработанные конструктивные решения и технологии как стационарных - АСТ-500, так и транспортных установок - в первую очередь установок КЛТ-40С, работоспособность которых подтверждена многолетним опытом эксплуатации. При разработке РУ с целью уменьшения числа ее систем, обеспечения рационального соотношения активных и пассивных систем безопасности, в максимальной степени стремились учесть такие характерные особенности установки, как небольшая абсолютная мощность и теплонапряженность активной зоны, большая теплоаккумулирующая способность контуров и т.д. Принятые в установке схемно-конструктивные решения позволяют свести к минимуму радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации. Конструктивные решения установок АБВ согласованы с имеющимися в России производственными и технологическими возможностями, что позволяет поставить заказчику весь комплекс оборудования атомной энергетической установки с гарантией высокого качества исполнения и сроков поставки.

Ниже приведены основные эксплуатационные и технические характеристики энергоблока с РУ АБВ:

1. тепловая мощность реактора, 38 МВт; Примечание: конструкция реактора позволяет повысить тепловую мощность до 60 МВт, что дает возможность при минимальных конструктивных изменениях увеличить мощность энергоблока до 12 МВт (эл) или 42 Гкал/ч тепла (с соответствующим снижением электрической мощности).

2. параметры первого контура: давление, МПа 15,4;

3. температура на выходе из активной зоны, гр.С 330;

4. кампания активной зоны, час до 22000;

5. средняя продолжительность работы до перезарядки, лет 5;

6. параметры пара: давление пара, МПа 3,14; температура, гр.С 290;

7. установленная мощность, МВт (эл.) 6;

8. с одновременным отпуском тепла до, Гкал/ч 12;

9. температура сетевой воды, С&grad: прямой 120; обратной 70;

10. период непрерывной работы, 8000 ч;

11. срок службы, лет: до среднего ремонта 10; полный 30-50

Основные характеристики стационарных АЭС:

1.количество энергоблоков 2;

Примечание: при необходимости количество энергоблоков в составе станции может быть увеличено.

2.площадь, занимаемая АЭС, га 7;

3.численность персонала, чел 109;

4.сейсмостойкость, МРЗ по шкале MSK-64, баллов 8

Основные технические характеристики ПАЭС:

1.количество энергоблоков 2;

2.длина наибольшая, м 96,8;

3.ширина, м 21,6;

4.высота борта, м 10,3;

5.осадка, м 5 (4,5 при транспортировке);

6.водоизмещение, т 8700;

7.численность персонала, чел 54.

Краткое описание стационарного и плавучего варианта

Для стационарных АЭС с РУ АБВ разработаны несколько вариантов архитектурно - строительных решений, отличающихся исполнением главного корпуса, включающего реакторное отделение и машинный зал:

1.наземное размещение реакторного отделения и машинного зала. Здание реакторного отделения выполняется из монолитного железобетона, обеспечивающего защиту РУ при внешних воздействиях, здание машинного зала - каркасного типа из сборных железобетонных или металлических конструкций;

2.заглубленное размещение реакторного отделения и наземное размещение машинного зала. Здания реакторного отделения и машинного зала - каркасного типа из сборных железобетонных или металлических конструкций. Защита реакторного отделения при внешних воздействиях обеспечивается за счет слоя грунта над его зданием;

3.заглубленное размещение реакторного отделения и наземное размещение машинного зала;

Помещение реакторного отделения выполнено в виде цилиндрической оболочки диаметром 20 м и длиной 91 м из стальных тюбингов. Машинный зал - здание каркасного типа из сборных железобетонных или металлических конструкций. Защита при внешних воздействиях обеспечивается также, как и во втором варианте. Для стационарных атомных станций, размещаемых в удаленных районах, определяющим фактором продолжительности и стоимости возведения АЭС являются строительные и монтажные работы. Для их снижения при сооружении предлагается применение комплектно-блочного метода строительства, предусматривающего поставку оборудования и строительных конструкций с заводов-изготовителей на площадку в виде крупных блоков - блок-боксов транспортного габарита и негабаритных суперблоков функционального назначения. Такой метод строительства позволяет сократить, по сравнению с традиционным, на 18-20 % стоимость строительства, 30-50% численность работающих на строительной площадке, 15-40 % сроки строительства. Для обеспечения данного метода строительства оборудование собственно РУ АВБ скомпоновано либо в виде боксов, которые могут быть доставлены на площадку любым, в том числе железнодорожным, видом транспорта (масса наибольшего блока - парогенерирующего агрегата, включающего основное оборудование РУ - реактор с оборудованием и трубопроводами I контура, бак металловодной защиты и др., составляет 200 т), либо в виде единого функционального законченного модуля. Масса модуля 600 т, габариты - длина 13 м, диаметр - 8,5 м. Прочный корпус модуля выполняет функцию защитной оболочки. К месту строительства от завода-изготовителя до строительной площадки модуль может доставляться специальным автомобильным или водным транспортом.

Плавучая АЭС (ПАЭС) представляет собой несамоходное судно, на котором размещено два энергоблока с РУ АБВ. Кроме основных (атомных) энергоблоков на ПАЭС предусмотрены два резервных дизельгенератора мощностью по 2,8 МВт для обеспечения замещения основного энергоблока на период перегрузки или ремонта. Запас топлива для дизельгенераторов рассчитан на 45 суток. Строительство ПАЭС возможно либо в естественно защищенных акваториях (фиорд, залив, лагуна), либо с использованием защитных гидротехнических конструкций. Все кораблестроительные элементы ПАЭС, ее прочностные характеристики, устойчивость и непотопляемость соответствуют Правилам Морского Регистра России. Конструкции ПАЭС могут использоваться также в составе опреснительных комплексов, включающих кроме ПАЭС другое несамоходное судно - опреснитель морской воды методом обратного осмоса. Размещение ПЭАС и судна-опреснителя позволяют разместить их трюме доковых судов типа "Борис Полевой" и "Трансшельф" и др. Возможна доставка комплекса буксировкой, для чего он оснащен всем необходимым оборудованием.

Основой высокой надежности РУ является использование в ее конструкции технических решений, прошедших длительную проверку в условиях эксплуатации большого числа транспортных установок, суммарная наработка которых составляет около 5000 реакторолет. РУ выполнена по двухконтурной схеме с использованием корпусного реактора интегрального типа со всережимной естественной циркуляцией теплоносителя по I контуру. Интегральное исполнение реактора, использование естественной циркуляции теплоносителя по I контуру позволяет существенно сократить разветвленность I контура, упростить энергоснабжение и управление установкой, уменьшить энергопотребление на собственные нужды. Применение интерметаллидного топлива среднего обогащения позволяет обеспечить длительную компанию (22000 ч) без перегрузки ядерного топлива и возможность работы в режиме следования нагрузке - большие скорости разогрева и расхолаживания, минимальные времена ввода установки в действие и выхода на требуемый уровень мощности, высокую скорость изменения уровня мощности. Эти характеристики имеют большое значение при работе атомной станции в качестве автономного энергоисточника. Надежность ТВЭЛа активной зоны проверена в натуральных условиях при эксплуатации атомных ледоколов до выгорания, на 30% превышающего проектные значения. Применены прямоточные парогенераторы специальной конструкции. В качестве конструкционного материала теплообменной поверхности парогенератора использованы коррозионно-стойкие титановые сплавы. Конструкция парогенераторов отработана в процессе эксплуатации транспортных установок, где они работают с обеспечением требуемых характеристик.

Поскольку прототипами оборудования энергоблоков с РУ АБВ является оборудование транспортных реакторных установок, изготавливаемое крупносерийно, ее производство может производится по сложившейся кооперации на тех же предприятиях:

Вопросы обеспечения безопасности проекта

Решающими факторами в обеспечении безопасности РУ АБВ и АЭС в целом являются:

1.Развитие свойств внутренней самозащищенности, которая определяется применением интегральной конструкции реактора со всережимной естественной циркуляцией теплоносителя I контура, свойствами саморегулирования и самоограничения мощности реактора за счет отрицательных коэффициентов реактивности (мощностного, парового, температурного по топливу и теплоносителю) во всем диапазоне изменения параметров реактора, большой теплоаккумулирующей способностью контуров установки, инерционностью процессов, отсутствием в реакторе патрубков большого диаметра, большим располагаемым временем для выполнения персоналом корректирующих действий;

2.Глубокое эшелонирование средств и cистем локализации, резервирование оборудования и систем безопасности, различные принципы действия систем безопасности. Рабочие органы системы управления и защиты (СУЗ) - электромеханического типа обеспечивают введение поглощающих элементов в активную зону как за счет электродвижения, так и пассивно под действием собственного веса при обесточивании исполнительных механизмов. Исполнительные механизмы СУЗ оснащены также устройством ручного опускания. Кроме этого предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя. Средства аварийного теплоотвода от реактора включают: два активных канала через паротурбинную установку, два пассивных канала теплоотвода и один канал системы очистки и расхолаживания. Один канал пассивной системы аварийного теплоотвода обеспечивает расхолаживание РУ в течении 4 часов, после чего РУ находится в безопасном состоянии неограниченное время за счет отвода тепла в окружающую среду. Система охлаждения активной зоны в авариях при разгерметизации I контура включает двухканальную систему подпитки и аварийной проливки и систему рециркуляции. Исключение распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду обеспечивается наличием последовательного ряда независимых физических барьеров - матричного топлива, оболочки ТВЭЛа, герметичного I контура, герметичной защитной оболочки с барботером и системой понижения давления, защитного ограждения. Наличие барьеров безопасности и локализующих систем практически полностью исключает выброс активности за пределы станции в проектных авариях, а при запроектных авариях с постулированным плавлением активной зоны он значительно ниже нормативов. Поэтому с точки зрения радиационной безопасности АЭС с РУ АБВ не имеют ограничений по размещению.

3.Применение самосрабатывающих устройств и систем безопасности, не требующих для своего функционирования внешних источников энергии, а также вмешательства персонала.

4.В авариях, связанных с несанкционированным введением реактивности и прекращением теплоотвода, при полном отказе управляющих систем и невмешательстве оператора установка переводится в режим расхолаживания устройствами, которые срабатывают при достижении давления аварийных значений от непосредственного воздействия среды. Это обуславливает высокую устойчивость РУ к ошибкам персонала. При любых аварийных ситуациях реактор будет заглушен и переведен в безопасное состояние без вмешательства персонала.

5.Наличие технических средств и достаточных резервов времени для управления авариями средствами оператора сводят к минимуму возможность его ошибочных действий в аварийных ситуациях. В реактивностных авариях даже в случае постулированного зависания всех рабочих органов (РО) СУЗ при отработке сигнала аварийной защиты повреждение активной зоны исключается. В теплоотводных авариях с потерей активных средств теплоотвода (при введенных РО СУЗ) обеспечивается перевод РУ в безопасное состояние за счет пассивного рассеяния тепла в окружающую среду. В авариях с разгерметизацией полным отказом средств проливки имеется запас времени не менее 6 часов при разгерметизации любого трубопровода I контура. Принятые в установке схемно-конструктивные решения позволяют свести к минимуму радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации.

Состояние проекта

Работы по проекту РУ АБВ применительно к ПАЭС мощностью 2х6 МВт (эл.) и отпуском тепла до 2х12 Гкал/ч доведены до высокой степени готовности - выполнен технический проект станции, практически завершены опытно-конструкторские работы в обоснование принятых решений. Разработанный в рамках технического проекта "Вероятностный анализ безопасности РУ АБВ ПАЭС "Волнолом-3" прошел экспертизу Научно-технического Центра Госатомнадзора РФ. В 1993 г. было принято решение о сооружении головной ПАЭС на АО "Балтийский завод", но работы были приостановлены в начальной стадии в связи с отсутствием финансирования. По стационарным АЭС с РУ АБВ с мощностью 6 МВт (эл.) на один энергоблок и отпуском тепла до 12 Гкал/ч были проведены технико-экономические исследования по двухблочным станциям применительно к различным площадкам. Проведены работы по обоснованию возможности увеличения кампании активной зоны до 38000 час. Были выполнены проработки по мелкосидящей (осадка 2,5 м) ПАЭС с двумя энергоблоками мощностью до 12 МВт (эл.) или 42 Гкал/ч тепла (с соответствующим снижением электрической мощности). Увеличение с мощности энергоблока обеспечено за счет увеличения тепловой мощности реактора до 60 МВт практически без изменения конструкции РУ АБВ. Работы по созданию ПАЭС "Волнолом" включены в Государственную программу "Топливо и энергия" в подпрограмму "Электроэнергетика Дальнего Востока" (протокол совещания у первого Заместителя Министра экономики России от 28.06.95 г.).

Технико-экономические показатели

Срок сооружения наземной стационарной АЭС установленной мощностью 2х6 МВт (эл.) и 2х12 Гкал/ч оценивается в 5-6 лет. Ориентировочная стоимость АТЭЦ (проектные работы, выполнение опытно-конструкторских работ, изготовление и поставка оборудования, сырья и материалов, сооружение станции) составляет 175 млн.USD. Удельные приведенные затраты (при коэффициенте средней загрузки станции при производстве электроэнергии - 0,7, при производстве тепла - 0,5):

Срок строительства головной ПАЭС установленной мощностью 2х6 МВт (эл) и 2х12 Гкал/ч тепла оценивается в 3-4 года. Последующий серийный выпуск может составлять 2-3 и более станций в год. Ориентировочная стоимость создания (завершение проектных работ, изготовление и поставка оборудования, сырья и материалов) головного образца станции составляет 85 млн.USD, а серийного - 75 млн.USD. Удельные приведенные затраты для среднесерийной ПАЭС (при коэффициете средней загрузки станции при производстве электроэнергии - 0,7, при производстве тепла - 0,5):

АЭС с реактором повышенной безопасности НП-640 (В-407)

В рамках Государственной программы "Экологически чистая энергетика" разработан проект АЭС нового поколения средней мощности с реактором типа ВВЭР электрической мощностью 640 МВт (с реакторной установкой В-407). Проект АЭС нового поколения соответствует современным мировым и отечественным нормативным требованиям по безопасности, что обеспечивает его конкурентноспособность по технико-экономическим показателям с лучшими мировыми аналогами. АЭС с ВВЭР-640 выполнена на стадии проекта, включающего в себя помимо технических и экономических разработок "Предварительный отчет по обоснованию безопасности" и "Вероятностный анализ безопасности", позволяющие проводить полномасштабную процедуру аттестации и лицензирования этого проекта. В настоящее время для площадок Кольской АЭС-2 и НПЦ АЭ в г. Сосновый Бор получены разрешения (лицензии) Госатомнадзора России на строительство АЭС. Помимо процедуры лицензирования в отечественных надзорных органах, для подтверждения соответствия принятых решений мировым критериям и требованиям безопасности, проект был подвергнут детальной экспертизе ведущей экспертной фирмой Германии в области атомной энергетики - GRS (Gesellschaft fur Reaktorsicherhelt mbH), которая дала положительную оценку представленной работе. Положительная оценка проекту была дана и Международным жюри в составе специалистов Франции, Германии, Швеции и Канады на 1-ом Санкт-Петербургском Международном конкурсе на лучшее предложение по строительству безопасных энергетических блоков, где данный проект был отмечен как "рекомендуемый усовершенствованный". Положительные оценки проекта как в России, так и за границей, привлекают к нему внимание известных западных фирм, предлагающих свое сотрудничество в рамках данного проекта. Такое сотрудничество, в частности по вопросам обоснования надежности защитной оболочки, разработки и поставки средств АСУ ТП, обоснования "тяжелых" аварий и другим разделам проекта, в настоящее время осуществляется с фирмой "Siemens". Преимущества упомянутого проекта позволили Минатому России принять решение о выборе его из базовых проектов развития атомной энергетики России на период до 2015 года (Решение Коллегии Минатома РФ №3/3 от 24.06.92 и №4 от 06.04.93 и приказ Министра №276 от 20.04.93) в качестве основного. В настоящее время федеральными и местными органами власти приняты решения о строительстве на территории России 8 энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 (1 энергоблок - в составе НПЦ АЭ в г. Сосновый Бор, 3 энергоблока - на Кольской АЭС-2 и 4 энергоблока на Дальневосточной АЭС).

Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800

Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800), разрабатываемый НИКИЭТ и Московским отделением института"Атомэнергопроект". Проект АЭС с реактором МКЭР-800 был представлен на международный конкурс на лучшее предложение по строительству безопасных, экологически чистых энергетических блоков электростанций, состоявшийся 18-22 мая 1992 г. в г.Санкт-Петербурге. В жюри конкурса входили представители России и западных стран. Остановимся подробнее на конструкционных особенностях, заложенных в проект МКЭР-800:

У авторов проекта МКЭР-800 не вызывает серьезных сомнений, что в ближайшем будущем в органах Федерального надзора будет получена лицензия на сооружение этих установок. Однако материалы проекта не были вынесены заинтересованными организациями для широкого обсуждения. Так что открытая информация по МКЭР-800 весьма незначительная. Вот только некоторые вопросы для возможного обсуждения:

Что произойдет с реакторной установкой при аварии (с течью или полной разгерметизацей) размещенного в верхней части контеймента кольцевого бассейна-барботера (ББ)

По имеющейся информации при эксплуатации ББ на действующих энергоблоках с РБМК-1000 так и не удалось достигнуть проектной величины утечки порядка - 40 л/ч.

На основании каких мероприятий может быть достигнута величина продолжительности проектного срока эксплуатации основного оборудования в 50 лет.

Какими мероприятиями может быть достигнут отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности во всем диапазоне режимов работы реактора.

Тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности

В течение ряда лет в Московском институте теоретической и экспериментальной физики (ИТЭФ) разрабатываются тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности. Реактор ТР-1000 является ЯЭУ с природным металлическим ураном, тяжелой водой в качестве замедлителя и углекислым газом в качестве теплоносителя. Реактор МТР-500 является ЯЭУ со слабообогащенным (1,3 %) двуоксидом урана и тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя. По своей конструкции ТР-1000 - канально-корпусной реактор, прототипом которого является реактор КС-150, эксплуатировавшийся в бывшей Чехословакии в течение 5 лет. Эксплуатация этой АЭС закончилась в 1975 году тяжелейшей аварией, после чего дальнейшая работа станции признана нецелесообразной. Реактор МТР-500, как предполагается, будет использован главным образом как источник тепловой энергии для атомных станций теплоснабжения (АСТ).

Подземные АЭС

Размещение АЭС под землей технически осуществимо, о чем свидетельствует строительство и эксплуатация нескольких подземных АЭС за рубежом. Отечественный интерес к этим техническим решениям подтвержден разработкой более 25 проектов. Горный институт Кольского филиала АН РФ рассмотрел возможность сооружения подземной АЭС с реактором ВВЭР-1000 в скальных массивах в выработке диаметром 59 м и высотой 90 м (машинный зал находится на поверхности). Были проанализированы устойчивость скальных пород к возникновению различных аварийных ситуаций, порядок организации строительства, условия вывода из эксплуатации и технико-экономические показатели. С учетом стоимости вывода из эксплуатации после выработки установленного ресурса оказалось, что подземная АЭС на 2-5% дешевле наземной АЭС аналогичной мощности при стоимости выемки скальной породы 125 руб. за 1 м3 (здесь и далее указаны цены на 1-ую половину 1992 г.), фактически существующей на Кольском п-ове. При стоимости выемки породы равной - 410 руб./м3 (конец 1992г) - подземная АЭС на 22% дороже наземной. По зарубежным данным, удорожание составляет для подземной АЭС от 11 до 40 %, а в случае размещения в котловане - 15%. По исследованиям Минатома России, удорожание при подземном размещении АЭС может составить до 100 % стоимости АЭС. При этом в сравнении с вариантом размещения реактора в защитной оболочке нового качества по безопасности подземное размещение не дает, а в ряде случаев возможно даже снижение безопасности.

Проект быстрого реактора "БРЕСТ-300"

В последнее время Минатомом России усиленно проталкивается проект быстрого реактора "БРЕСТ" с топливом UN-PuN и со свинцовым охлаждением. Стремление руководства атомной отрасли России внедрить проект "БРЕСТ" понятна, как понятно и их стремление как можно быстрее через самый верх внедрить свои намерения. Причем такие увлечения уже проходила атомная энергетика экс-СССР. Академик А.П.Александров с самих высоких трибун декларировал безопасность реакторов типа РБМК, заявляя, что "…их можно строить на Красной площади…". Потом его уверенность без достаточной экспериментальной проверки обернулась Чернобыльской катастрофой. К настоящему времени в России выполнен 1-й этап технического проекта демонстрационного блока АЭС "БРЕСТ-300" с топливным циклом, завершение которого вместе с основными расчетными и опытными обоснованиями намечено на 2002 г. Планируется сооружение блока на площадке Белоярской АЭС в пределах 2010 г. Затраты на разработку программы НИОКР и сооружения "БРЕСТ-300" с опытным производством топливного цикла оценены для случая выполнения этой работы Россией около 1 млрд. долл. На основе опыта "БРЕСТ-300" в пределах 2030 г. намечены разработка и сооружение головной АЭС этого типа. Утверждается, что "БРЕСТ" способен решить все проблемы крупномасштабной ядерной энергетики:
Эти намерения не только не доказаны научными и техническими работами, но и спорны по ряду основных положений. Ниже приведен только малый перечень наиболее "узких мест" использования свинцовой технологии на быстрых реакторах:
И последнее, и самое главное. Декларируемое разработчиками реактора "БРЕСТ" крайне ущербное для обеспечение ядерной и радиационной безопасности АЭС "свойств внутренней самозащищенности реакторной установки" позволили разработчикам проекта существенно сократить площадь территории санитарно-защитной зоны и, соответственно, сократить финансовые и материально - технические затраты на мероприятия по защите населения в случае возникновения запроектной аварии на этом реакторе. Вместе с тем, проектирование АЭС, опирающихся на "свойства внутренней самозащищенности реакторной установки", сводится к созданию более опасных АЭС, по сравнению с тем, если бы в этих проектах не содержалось некоторых послаблений при наличии указанных "свойств…" Соответственно в процессе технического проектирования "БРЕСТ" требуется определить меры и масштабы территорий для защиты населения в случае возникновения тяжелых аварий в априори без учета указанных выше свойств активной зоны ядерного реактора. Данное обстоятельство существенно увеличит стоимость атомной станции с данным типом реакторной установки. Самое пагубное на нынешнем этапе существования атомной энергетики России волевым путем объявить какое-то технологическое решение лучшим и главным, бросить на него все силы и средства, отставив все остальные направления без внимания и главным образом без финансирования.

• Плавучие АЭС

• АЭС с реактором повышенной безопасности НП-640 (В-407)

• Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800

• Тяжеловодные канально - корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности

• Подземные АЭС

• Проект быстрого реактора «БРЕСТ-300»