     Осуществляемая Минатомом государственная политика России по ядерной энергетике определена Программой развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [1]. В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для строительства в следующем десятилетии.
     Необходимость выработки долговременной стратегии вызвана тем, что завершающий период её первого этапа связан со сложными и противоречивыми процессами: энергонасыщенные развитые страны Америки и Европы в условиях стабилизации топливного рынка сворачивают свои ядерные программы, а наиболее заинтересованные в увеличении производства энергии развивающиеся страны, особенно Азии, начинают с повторения не во всём удачного пути, пройденного в XX веке ядерными державами.
     Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальной своевременную подготовку новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя потребление органического топлива. Активные исследования новых возобновляемых источников энергии и управляемого термоядерного синтеза пока не позволяют рассматривать их в качестве реалистических конкурентоспособных способов крупномасштабного замещения традиционного топлива.
     Полувековое развитие атомной энергетики (АЭ) не привело пока к ядерной технологии, готовой в масштабах мировой энергетики конкурировать с традиционной энерготехнологией. Но исходя из большого практического опыта её первого этапа эта задача может быть решена.
     Атомная энергетика обладает важными принципиальными особенностями по сравнению с другими энерготехнологиями:

ядерное топливо имеет в миллионы раз большую концентрацию энергии и неисчерпаемые ресурсы;
отходы атомной энергетики имеют относительно малые объёмы и могут быть надёжно локализованы, а наиболее опасные из них можно “сжигать” в ядерных реакторах.

Это открывает принципиально новые возможности и перспективы:

в реализации такого топливного цикла, при котором из ограниченных природных запасов топливного сырья в течение тысячелетий можно получать необходимое количество энергии для удовлетворения энергопотребности человечества при любом прогнозируемом сценарии развития цивилизации;
в осуществлении такого замкнутого технологического цикла, при котором воздействие атомной энергетики на окружающую среду будет существенно меньше, чем воздействие других традиционных энерготехнологий;
в развитии энергетики для удалённых районов и для крупных транспортных средств;
в замещении ядерным топливом органического топлива, которое в отличие от первого может быть эффективно использовано для других целей: химический синтез, транспорт и т.д.

     Таким образом, атомная энергетика потенциально обладает всеми необходимыми качествами для постепенного замещения значительной части- энергетики на ископаемом органическом топливе и становления в качестве доминирующей энерготехнологии.
     Создание необходимых предпосылок и реализация принципиальных особенностей атомной энергетики составляют основное содержание стратегии её развития.
     Востребованность принципиальных особенностей атомной энергетики будет означать востребованность крупномасштабной атомной энергетики.
     Значение развития ядерной технологии и атомной энергетики для России определяется её национальными интересами:

ядерные технологии в рассматриваемый период остаются основой обороноспособности России;
атомная энергетика без ограничений со стороны дешевого и общедоступного топлива открывает новые возможности в развитии экономики России;
крупномасштабная атомная энергетика переносит центр тяжести в энергетическом производстве с топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоёмкие ядерные и сопутствующие неядерные технологии, а в экспорте - с топливного сырья на продукцию этих технологий, что даст новый импульс социальному и культурному развитию России;
развивающаяся атомная энергетика позволит избежать опасностей, связанных с исчерпанием органического топлива и международными конфликтами из-за его источников, что будет способствовать стабилизации международной обстановки;
вовлечение плутония из сокращаемых ядерных боеголовок и ядерного топлива (ЯТ) в сбалансированный по нему замкнутый топливный цикл быстрых реакторов будет способствовать режиму нераспространения; с переводом же в дальнейшем тепловых реакторов в торий-урановый цикл, построенный подобным образом, отпадёт нужда в технологиях обогащения урана и выделения Ри или ²³³U, что будет являться важной технологической предпосылкой к полному запрещению ядерного оружия и значительным фактором увеличения глобальной безопасности;
способствуя безопасному экономическому и социальному развитию и сохранению среды обитания, атомная энергетика будет давать весомый вклад в рост продолжительности и качества жизни граждан России.

Инициатива России по выработке долговременной ядерной стратегии вполне соответствует ее традиции и статусу в этой области, ее собственным интересам и глубоким интересам мирового сообщества. Разработка стратегии должна быть нацелена на решение долговременных топливно-энергетических проблем не только России, а мира и исходить из представлений о вероятном развитии мировой энергетики в рассматриваемый период и далее.
Будущее атомной энергетики России зависит от решения трёх главных задач:

поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;
постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками традиционных типов повышенной безопасности (энергоблоки третьего поколения) и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет умеренного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличения экспортного потенциала;
разработка и овладение в промышленных масштабах ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.

Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века утверждена решением коллегии Минатома 21 декабря 1999 г.

II. СТАНОВЛЕНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

2.1. Двухэтапное развитие атомной энергетики

На основе благоприятного опыта эксплуатации первых гражданских ядерно-энергетических установок сформировалось представление о развитии атомной энергетики в два этапа:

энергетика на тепловых реакторах и накопление в них плутония для запуска и параллельного освоения быстрых реакторов;
развитие на основе быстрых реакторов атомной энергетики большого масштаба, постепенно замещающей традиционную энергетику на ископаемом органическом топливе.

     Стратегической целью являлось овладение на основе ядерного бридинга неисчерпаемыми ресурсами дешёвого топлива - урана и, возможно, тория.
     Тактической целью было использование тепловых реакторов на ²³⁵U (освоенных для производства оружейных материалов - плутония и трития - и для атомных подводных лодок) с целью производства энергии и радиоизотопов для народного хозяйства и накопления энергетического плутония для быстрых реакторов.
     Тепловые реакторы на ²³⁵U используют менее 1% природного урана. Они могут давать вклад в мировую энергетику лишь ограниченное время.
     Считалось, что по мере накопления тепловыми реакторами плутония для запуска и освоения быстрых реакторов сможет быть развита атомная энергетика большого масштаба, постепенно замещающая традиционную, не имеющая в дальнейшем ограничений со стороны ресурсов дешёвого топлива, т.к. для реакторов с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы, полностью использующих природный уран или торий, приемлемы бедные месторождения последних с неисчерпаемыми ресурсами.
     Два обстоятельства оказали сильное влияние на становление атомной энергетики:

Высокие темпы роста традиционной энергетики в послевоенные десятилетия - в мире 5-7% в год, в СССР до 12% в год - требовали от АЭ еще более высоких темпов.
Успехи ядерных технологий в военной области и первых АЭС породили амбициозные намерения создать уже к концу века атомную энергетику масштаба тысяч гигаватт.

     Развитие мирной ядерной энергетики началось в 1954 г. с пуском в СССР первой атомной электростанции в г. Обнинске. Мощность первой АЭС была всего 5 МВт (эл.), но за ней последовало сооружение более мощных АЭС во всем мире.
     К 80-м годам в мире насчитывалось около 300 действующих ядерных реакторов общей установленной мощностью около 200 ГВт (эл.). Атомная энергетика производила около 10% общемирового количества электроэнергии. Таким образом, всего за четверть века мощность АЭ возросла от 5 до 200000 МВт. Трудно найти в истории пример подобного быстрого внедрения новой энергетической технологии в жизнь общества. Такие темпы во многом определялись государственными инвестициями в реакторную базу и топливный цикл, развивавшихся для военных целей.
     В 1999 г. в 33 странах 436 атомных энергоблока с суммарной электрической мощностью ~ 350 ГВт выработали - 2300 млрд. кВт·ч.
     Амбициозные программы развития уже в этом веке атомной энергетики крупных масштабов оказались и невостребованными, и неподготовленными технически:

крупные аварии на АЭС TMI и в Чернобыле указали на неприемлемый уровень безопасности АЭС первых поколений;
строительство быстрых реакторов ограничилось первыми опытными блоками из-за их большей по сравнению с тепловыми стоимостью, а вопросы топливообеспечения на длительную перспективу отошли на второй план;
не нашли приемлемого решения проблемы обращения с отдельными видами облучённого ЯТ и с РАО;
не было найдено надёжного решения проблемы нераспространения ядерного оружия.

Таким образом, первая стратегия развития атомной энергетики - стратегия быстрого роста на быстрых реакторах не была осуществлена ни в одной стране.

2.2. Современное состояние атомной энергетики

     В России сегодня эксплуатируются 29 ядерных энергоблоков общей установленной электрической мощностью 21,2 ГВт. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водографитовыми реакторами и один энергоблок на быстрых нейтронах БН-6ОО. Россия имеет уникальный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - БН-350 и БН-600 (безаварийная работа в течение 20 лет).
     Продолжается эксплуатация в режиме энергообеспечения канальных уран-графитовых промышленных реакторов в г. Северске (Сибирская АЭС) и г. Железногорске.
     Кроме этого, на стадии высокой степени достройки находятся 5 энергоблоков: на Ростовской АЭС два блока с ВВЭР-1000, на Калининской АЭС ВВЭР-1000, на Балаковской АЭС ВВЭР-1000 и на Курской АЭС РБМК-1000.
     В 1999 г. АЭС России только за счёт увеличения КИУМ выработали на ~ 1б % больше электроэнергии, чем в 1998 г. - 120 млрд. кВт·ч.
     Несмотря на значительную роль, которую играет атомная энергетика, сегодня можно говорить об определённом её кризисе. Об этом свидетельствует наметившаяся перспектива падения её доли в мировом энергопроизводстве, сворачивание ядерных программ и разработок по быстрым реакторам в развитых странах Запада. Кроме того, АЭ подвергается критике, вплоть до требования ее полного закрытия. И хотя в подобной критике часто присутствует субъективизм, а то и полная необъективность, следует признать, что веские основания для критики имеются. Атомная энергетика, как и любая технология, требует совершенствования. Более того, имеются и особые основания для обостренного внимания к ней:

потенциальная опасность аварий с большим экологическим и экономическим ущербом (реальность этой опасности подтверждена рядом аварий);
накопление высокоактивных и долгоживущих отходов;
связь ядерной энергетики с опасностью распространения ядерного оружия и ряд других.

     Современные ядерные реакторы при существующем масштабе атомной энергетики являются достаточно безопасными установками. Несмотря на случавшиеся и случающиеся время от времени аварии и инциденты, нельзя забывать о том, что атомная энергетика наработала уже около 8000 реакторо-лет, из них -5000 без крупных аварий после апреля 1986 г. Это - серьезный успех ядерной технологии.
     Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате АЭС становятся все более и более сложными и, следовательно, - более и более дорогими. Можно сказать, что при господствующей в настоящее время философии безопасности атомная энергетика близка к её экономически “предельному” уровню:
          дальнейшее наращивание систем безопасности ведёт к неминуемой потере конкурентоспособности атомной энергетики.
     Анализ современного состояния атомной энергетики позволяет сделать следующие выводы:

Эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов её использования при условии постепенного замещения действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения.
Ресурсы природного рентабельно извлекаемого из недр урана ограничены. При доминирующей сегодня практике “сжигания” урана в тепловых реакторах эти ресурсы будут исчерпаны уже в следующем веке, как в России, так и в мире в целом. Переработка отработавшего топлива при рецикле Рu (МОХ-топливо) в тепловых реакторах может лишь ненамного продлить эти сроки, увеличивая затраты и снижая возможность последующего развития на быстрых реакторах.
Конкурентоспособность атомной энергетики под бременем растущих расходов на безопасность, обеспечиваемую наращиванием инженерных систем, имеет устойчивую тенденцию к снижению.

III. ПРОГНОЗЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

3.1. Долгосрочные прогнозы

     В настоящее время атомная энергетика сохраняет свои позиции как один из основных мировых источников энергии.
     На ядерную энергию приходится - 6% мирового топливно-энергетического баланса и - 17% производимой электроэнергии.
     Прогнозируется рост мощностей АЭС, прежде всего в странах Азии и Азиатско-тихоокеанского региона (Китай, Южная Корея, Индия, Япония), а также некоторых стран Восточной Европы (Чешская Республика, Словацкая Республика) и ряда стран, входящих в Содружество Независимых Государств (Россия, Украина, Казахстан). У целого ряда стран есть намерение вступить в “ядерный энергетический клуб” (Турция, Иран, Индонезия, Вьетнам). Однако по современным прогнозам МАГАТЭ, даже при осуществлении этих намерений общемировая доля ядерной электроэнергии в электропроизводстве в ближайшие 20-25 лет снизится до 12-15%.
     Долгосрочные прогнозы мировой атомной энергетики весьма противоречивы, что отражает и отношение к ней общества, и неблагоприятную для нее конъюнктуру, и настроения в самом ядерном сообществе после неудавшейся попытки решить все ее проблемы с ходу.

Возможные варианты развития атомной энергетики России представлены на рис. 1.
Рис. 1. Воспроизводство и развитие мощностей АЭС до 2030 г.

В прогнозах Мирового энергетического совета (МИРЭС) доля атомной энергетики к 2050 г. в мировом энергобалансе не превысит 10% (рис. 2)

Рис. 2. Выработка электроэнергии атомными электростанциями мира

     По результатам прогнозных оценок Института систем энергетики им. Л.А. Мелентьева (ИСЭМ) СО РАН общий вклад атомной энергетики в мировой энергетический баланс может возрасти к 2100 г. до 30%.
     Международное Энергетическое Агентство (IEA/OECD 1998) прогнозирует к 2020 г. снижение доли атомной энергетики в производстве электричества до -10% при сохранении общей установленной мощности атомных энергоблоков на сегодняшнем уровне.
     Министерство энергетики США (EIA/DOE 1999) в качестве наиболее вероятного сценария рассматривает снижение к 2020 г. установленной мощности атомных энергоблоков на 10% в мире и на 25% в развитых странах.

Прогнозы 1999 г. Института энергетических исследований РАН указывают на возможность роста производства электроэнергии АЭС России до 160 млрд. кВт·ч в 2010 г. и до 330 млрд. кВт·ч в 2020 г.

Ожидаемое к середине XXI века почти удвоение населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, и приобщение их к индустриальному развитию может привести к удвоению мировых потребностей в первичной и к утроению (до 6000 ГВт) в электрической энергии. Атомная энергетика, отвечающая требованиям крупномасштабной энергетики по безопасности и экономике, могла бы взять на себя существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии [~4000 ГВт (эл.)]. Развитие к середине века мировой атомной энергетики такого масштаба явилось бы радикальным средством стабилизации потребления обычных топлив и предотвращения следующих кризисных явлений:

истощения дешёвых ресурсов углеводородных топлив и возникновение конфликтов вокруг их источников, дестабилизации мирового топливного цикла;

достижения опасных пределов выбросов продуктов химического горения.

3.2. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики

     Мировые ресурсы урана в наиболее богатых месторождениях с концентрацией металла в рудах >=0,1% в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные - несколько более 5 млн. т, потенциальные - 10 млн. т.
     За время жизни ( ~50 лет) тепловой реактор (ЛВР) мощностью 1 ГВт (эл.) потребляет ~ 10⁴ природного U, поэтому 10⁷ т U позволяют ввести 1000 блоков АЭС с такими реакторами, из которых ~ 350 ГВт (эл.) работают сейчас, а 650 ГВт (эл.) могут быть введены в следующем веке. В результате в первой половине XXI века мощности мировой АЭ на тепловых реакторах с учётом вывода из эксплуатации отработанных блоков могут вырасти вдвое, но ее вклад в производство энергии будет постепенно падать, а во второй половине века сойдет на нет.
     Ежегодная потребность современной атомной энергетики России в природном уране составляет 2800-3300 т, а с учетом экспортных поставок ядерного топлива ~ 6000-7700 т. При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащённого урана) срок функционирования отечественной атомной энергетики на тепловых реакторах, если оставаться на уровне мощности - 20 ГВт (эл.), составляет ~ 80-90 лет. Замыкание топливного цикла тепловых реакторов с вовлечением энергетического плутония и регенерированного урана продлит этот срок на 10-20 лет в зависимости от способа изготовления регенерированного топлива.
     Имеющиеся мировые и российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.
     В быстром реакторе при коэффициенте воспроизводства равном единице или выше можно сжигать уран практически полностью. Увеличение энергетического выхода от ядерного топлива в 200 раз, по сравнению с тепловым реактором, позволяет обеспечить 4000 ГВт (эл.) на быстрых реакторах дешевым ураном в течение 2,5 тыс. лет при малой топливной (сырьевой) составляющей затрат, а энергетику в 10000 ГВт (эл.) примерно на 1 тыс. лет. Для быстрых реакторов приемлем и уран из бедных месторождений, ресурсы которого в сотни или даже тысячи раз больше ресурсов дешёвого урана.
     Быстрые реакторы умеренной энергонапряжённости с коэффициентом воспроизводства около единицы позволяют развить атомную энергетику большого масштаба без ограничений по топливным ресурсам.

3.3. Варианты структуры атомной энергетики

     Развитие атомной энергетики в два этапа предполагает длительное сосуществование тепловых реакторов на ²³⁵U, пока есть дешёвый уран, и быстрых реакторов, которые вводятся на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов и практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.
     В двухкомпонентной структуре целесообразен постепенный переход тепловых реакторов на выгодный для них Th-U цикл с производством ²³³U для начальной загрузки и подпитки из Th-бланкетов быстрых реакторов. Двухкомпонентная структура атомной энергетики будущего имеет под собой веские основания, но важный для неё вопрос о пропорциях между быстрыми и тепловыми реакторами требует адекватного решения.
     В предстоящие полвека, пока есть дешевый уран для тепловых реакторов, этот вопрос не имеет принципиального значения. Плутоний, получаемый в тепловых реакторах, целесообразно использовать для запуска быстрых реакторов, не требуя от них высоких коэффициентов воспроизводства и коротких времён удвоения плутония. Проблема топливообеспечения тепловых реакторов и участия в нём быстрых реакторов может возникнуть лишь за пределами рассматриваемого здесь периода, и при её решении нужно учитывать следующие обстоятельства:

Производство электроэнергии растет наиболее быстро и составит в XXI веке около или более половины в мировом топливно-энергетическом балансе (табл.1) и поэтому остается главной сферой применения атомной энергетики, что снова выдвигает на первый план быстрые реакторы.
В отличие от органической энергетики, где на топливо приходится ~60% издержек производства электроэнергии, затраты на ядерное топливо относительно малы (~20%), а основная часть издержек в АЭ - сооружение и обслуживание - уменьшается с увеличением мощности реакторов и АЭС, что делает производство электроэнергии на крупных АЭС доминирующим направлением атомной энергетики.
Проблема коротких времён удвоения плутония и связанные с ней соображения о нежелательности участия быстрых реакторов в регулировании нагрузки в энергосистемах сегодня и в обозримом будущем не актуальны.
Последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости даже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут ниже, чем в современных АЭС с ЛВР.
Требования высокого коэффициента воспроизводства и коротких времён удвоения плутония препятствуют реализации потенциала быстрых реакторов по экономичности и безопасности.

Таблица 1 [3]
Общее потребление первичных энергоносителей, доля первичных энергоносителей, используемых для производства электроэнергии и доля АЭС в потреблении первичных энергоносителей в регионах мира в 1997 г. и прогноз до 2020 г.

		1997г.			2000г.			2010г.			2020 г.
Регион	Общее потребление ЭДж	Для производства электроэнергии, %	Доля АЭС, %	Общее потребление, ЭДж	Для производства электроэнергии, %	Доля АЭС, %	Общее потребление, ЭДж	Для производства электроэнергии, %	Доля АЭС, %	Общее потребление, ЭДж	Для производства электроэнергии %	Доля АЭС, %
Северная Америка	108,7	35,9	6,3	113 117	36 36	5,8 5,7	123 139	36 36	4,8 4,7	131 157	38 39	3,1 5,3
Латинская Америка	28,7	29,6	0,7	31 32	30 31	0,6 0,6	39 47	33 34	0,6 0,7	48 64	36 36	0,4 1,0
Западная Европа	62,6	41,3	12,9	64 66	42 42	13 12	68 76	44 47	12 11	72 86	45 52	8,6 11,0
Восточная Европа и страны б	54,1	30,7	4,5	54 55	31 31	5,1 5,2	61 67	32 33	4,8 5,4	75 90	34 34	3,0 5,2
СССР Россия	31	31	4,1	30,4 30,4	32 32	4,6 4,6	32 34,5	32,4 32,4	5,5 5,8	33,3 41	36,3 33	6 7,5
Африка	17,2	21,5	0,7	19 19	22 22	0,7 0,7	25 28	23 23	0,5 0,5	33 42	26 25	0,4 0,8
Средний Восток и Южная Азия	35,6	25,7	0,2	40 42	26 26	0,2 0,3	59 71	29 29	0,4 0,5	88 122	32 32	0,5 0,7
Юго-восточная Азия и Океания	19,6	24,3	-	21 22	25 25	- -	30 34	28 28	- 0,1	43 53	30 30	- 1,0
Дальний Восток	80,5	33,3	5,2	88 91	34 34	4,9 4,8	118 134	38 38	5,8 6,4	159 198	42 42	5,1 6,5
Всего в мире нижняя оценка	406,9	33,0	5,4	430 445	33 33	5,1 5,0	524 597	35 35	4,6 4,7	648 812	37 38	3,3 4,7

Итак, при любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов. Двухкомпонентную схему с покрытием дефицита топлива для тепловых реакторов за счёт избыточного производства в быстрых реакторах следует рассматривать лишь как отдалённую перспективу. В рассматриваемый период тепловые реакторы будут работать на ²³⁵U, но для следующих этапов следует начать подготовку их к переводу в торий-урановый цикл с производством недостающего ²³³U в ториевых бланкетах быстрых реакторов. При накоплении в них ²³³U с концентрацией в тории, необходимой для тепловых реакторов изготовление торий-уранового топлива не потребует извлечения чистого ²³³U.
Структура атомной энергетики России в рассматриваемый период будет в значительной степени определяться масштабами её востребованности. При умеренном росте установленной мощности АЭС атомная энергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной, с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В случае интенсивного развития атомной энергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы, т.к. топливная база тепловых реакторов в России не может обеспечить устойчивого роста установленной мощности (1-2 ГВт/год) и при таком варианте она будет исчерпана уже в первой половине XXI века.

IV. СТРАТЕГИЯ БЕЗОПАСНОГО РОСТА

4.1. Основные принципы стратегии

Воспроизводство ЯТ

Воспроизводство делящихся материалов - одна из основных предпосылок развивающейся атомной энергетики. Эта функция в рассматриваемый период будет реализовываться быстрыми реакторами.
Задачи атомной энергетики большого масштаба решаются быстрыми реакторами с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы. В складывающихся в энергетике условиях нет необходимости в больших коэффициентах воспроизводства, высокой энергонапряжённости и коротких временах удвоения плутония. Достаточны коэффициент воспроизводства около единицы и умеренная энергонапряженность, так что при разработке быстрых реакторов можно сосредоточиться в основном на решении проблем экономичности и безопасности.

Естественная безопасность

Принцип “естественной безопасности” является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения. Этот принцип включает в себя:

исключение тяжёлых реакторных аварий и аварий на предприятиях ядерного топливного цикла;
малоотходную переработку ЯТ с радиационно-эквивалентным захоронением РАО;
технологическую поддержку режима нераспространения.

     Лучшая защита от опасности - это отказ от опасных технических решений.
     Детерминистическое исключение тяжёлых аварий не следует отождествлять с недостижимой абсолютной безопасностью. Детерминистически должно быть исключено лишь катастрофическое развитие наиболее тяжелых аварий, тогда как к “обычным” авариям применяется обычный вероятностный подход, требующий знания вероятностей на уровне 10^-3- 10^-4, известных из опыта.
     По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, а следовательно, и экономичности, далеко, не полностью реализованный в их первом поколении.
     Исследования последних лет указывают на возможность создания в ограниченные сроки ядерной технологии, приближающейся к идеалу “внутренне присущей естественной безопасности”, не уходя слишком далеко от технических решений и материалов, уже освоенных в мирной и военной ядерной технике. Показано, в частности, что переход к плотному теплопроводному топливу и к химически пассивному, высококипящему, мало активируемому нейтронами тяжёлому теплоносителю позволяет детерминистически исключить аварии разгона на мгновенных нейтронах, аварии с потерей теплоносителя (LOCA), пожары и водородные взрывы при любых ошибках персонала и отказах оборудования и выбросы радиоактивности, требующие эвакуации населения, даже при повреждении основных внешних барьеров (контейнмент, корпус реактора).
     Тепловые реакторы умеренной мощности разных типов также обладают пока не полностью реализованными резервами внутренне присущей безопасности. К их числу относятся использование профилированных выгорающих поглотителей для компенсации реактивности на выгорание, снижение уровня энергонапряженности, использование высокотемпературного дисперсионного микротоплива без металлических оболочек, наконец, жидкосолевые реакторы с коэффициентом воспроизводства около единицы и низким давлением.
     От концепции “чистое топливо - грязные отходы” к концепции “грязное топливо - чистые отходы”.
     Безопасность захоронения радиоактивных отходов на десятки тысяч лет вызывает вполне обоснованные сомнения, связанные с надёжностью столь долговременных прогнозов. При обеспечении баланса между радиационной и биологической опасностью захораниваемых радиоактивных отходов и урана, извлекаемого из недр (радиационно-эквивалентное захоронение РАО с их временным региональным концентрированном), можно избежать существенных нарушений природного уровня радиационной и биологической опасности и сделать убедительными доказательства безопасности обращения с РАО.
     Избыток нейтронов и их энергетический спектр, в котором делятся все актиноиды, позволяет осуществить в быстрых реакторах эффективное “сжигание” наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла, обеспечив радиационный баланс между захораниваемыми радиоактивными отходами и добываемым из земли ураном, не требуя специальных реакторов-сжигателей вплоть до завершающей стадии развития АЭ.
     Режим нераспространения - это технологические барьеры плюс политический контроль.
     Исключение уранового бланкета в быстрых реакторах и постепенный отказ от технологий обогащения урана для атомной энергетики создают необходимые предпосылки для технологической поддержки режима нераспространения.
     Технология переработки топлива должна исключать возможность выделения чистого плутония. Кроме того, должна быть обеспечена возможность контроля национальными средствами (например, с искусственных спутников Земли) за конфигурацией зданий и сооружений, предназначенных для переработки ядерного топлива.
     Разумеется, проблема нераспространения не может быть решена одними техническими мерами, поскольку независимо от развития новой ядерной технологии остаются возможности нелегального получения и использования для оружейных материалов хорошо развитых технологий изотопного разделения урана и выделения плутония из облучённого топлива, в т.ч. ядерного топлива легководных реакторов. Полное решение проблемы требует сочетания технологических и политических мер.

Конкурентоспособность

     От стереотипа “чем дороже, тем безопаснее” к норме “чем безопаснее, тем дешевле”.
     Формирование технологий, реализующих воспроизводство ЯТ и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики.
     Высокая стоимость первых быстрых реакторов оказалась главной причиной того, что они не получили распространения в энергетике. Требования к АЭС следующего поколения состоит в снижении их стоимости по сравнению с современными АЭС с легководными реакторами, чтобы обеспечить экономическую конкурентоспособность для многих стран и районов. Стоимость АЭС с быстрыми реакторами должна быть снижена существенно, что возможно только на основе некоего общего принципа, затрагивающего все основные оборудование, системы и сооружения. Таким принципом является принцип естественной безопасности. Его последовательное проведение, начиная с исходных технических решений, создаёт предпосылки к упрощению конструкций, требований к основному и вспомогательному оборудованию, сооружениям АЭС и к персоналу, к отказу от дополнительных систем безопасности и к удешевлению АЭС.
     В российских условиях значительным резервом удешевления АЭС является совершенствование нормативной базы их проектирования, а также отказ от дорогостоящих и неоправданно громоздких зданий, сооружений и инфраструктуры.
     Атомную энергетику следует ориентировать на достижение экономической конкурентоспособности в большинстве регионов уже при умеренных ценах на топливо и энергию, прогнозируемых на ближайшие десятилетия, а не только в неопределённом будущем, когда дешевые ресурсы топлив будут исчерпаны, а выбросы парниковых газов будут квотироваться или штрафоваться.
     В последнее время при рассмотрении экономики различных топливных циклов обращается все большее внимание не только непосредственно на технологическую стоимость производства энергии, но также и на полную стоимость возмещения всех ущербов (экстерналий), которые сопровождают производство и распределение энергии. Поэтому рыночное равновесие развивающихся энергетических технологий следует рассматривать с учетом экстерналий, присущих каждой из этих технологий. На сегодня строго обоснованные оценки экстерналий практически отсутствуют.
     Европейская комиссия (ЕС) в 1991г. инициировала проект “ExternE” по разработке методологии расчёта “внешней стоимости” электроэнергии, т.е. денежного выражения ущерба здоровью населения, связанного с химическим и физическим загрязнением биосферы, за который сегодня энергопроизводитель не несёт финансовой ответственности. Наиболее проблематичной является оценка вклада энергетики во “внешнюю стоимость” глобального потепления. Оценки, полученные в рамках этого исследования показывают, что учёт экстерналий может привести к увеличению стоимости “угольного электричества” на 25-100% и более, при этом стоимость “ядерного электричества” практически не изменяется [4]. Усреднённые по западноевропейским странам “внешние стоимости” различных энерготехнологий при “внешней стоимости” выброса углерода 200 дол./т оцениваются следующими величинами: 6,4 цент/кВт·ч - для угольных ТЭС, 2,8 цент/кВт·ч - для газовых ТЭС, 0,1 цент/кВт·ч - для АЭС (без переработки ЯТ) (в ценах 1998 г.).
     Другие исследования (IEA, 1998) прогнозируют, что при “внешней стоимости” выброса углерода 30 дол./т “угольное электричества” может подорожать на ~ 20%, а при 200 дол./т “газовое электричество” - на 40% [4].
     Приведённые прогнозы носят предварительный характер. Необходимы специальные национальные исследования и разработка на их основе своего рода экологического кодекса. Только после этого можно делать выводы о влиянии экстерналий на конкурентоспособность традиционной энергетики.

4.2. Условия реализации стратегии

Безопасность действующих АЭС

     Обеспечение безопасности действующих АЭС - основное условие функционирования атомной энергетики. Работающие блоки введены в эксплуатацию в период с 1971 по 1993 г. Блоки одной мощности, построенные в разное время, сооружались по разным проектам и в различной степени удовлетворяют современным правилам и нормам безопасности. В этом плане действующие энергоблоки можно разделить на два поколения:
          - энергоблоки первого поколения - энергоблоков суммарной мощностью 5762 МВт (энергоблоки 3 и 4 Нововоронежской, 1 и 2 Кольской, 1 и 2 Ленинградской, 1 и 2 Курской АЭС, 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ). Все они разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики;
          - энергоблоки второго поколения - 16 энергоблоков суммарной мощностью 15480 МВт (энергоблоки 1, 2 и 3 Балаковской, 1 и 2 Калининской, 3 и 4 Кольской, 3 и 4 Курской, 3 и 4 Ленинградской, 5 Нововоронежской, 1, 2 и 3 Смоленской, 3 Белоярской АЭС) спроектированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04-74, а энергоблок 4 Балаковской АЭС мощностью 1000 МВт модифицирован с учётом требований ОПБ-88.
     Как и АЭС соответствующих лет постройки в других странах, энергоблоки первого поколения по ряду показателей не соответствуют современным отечественным и зарубежным требованиям.
     Энергоблоки второго поколения в основном соответствуют требованиям безопасности, существовавшим в 80-е гг. Однако для приближения ряда энергоблоков к уровню безопасности, регламентируемому ОПБ-88, требуется проведение реконструкции.
     Как отечественными специалистами, так и экспертами МАГАТЭ был проведен обширный анализ проектных решений и эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 первого и второго поколений. В результате была выработана концепция поэтапной модернизации первого и второго блоков Кольской АЭС и третьего и четвёртого блоков Нововоронежской АЭС без вывода блоков из эксплуатации на продолжительное время. Дополнительно рассматривается возможность замены топлива на низкотемпературное с принципиально меньшим выходом радиоактивности в аварийных ситуациях. Разработано оборудование и впервые в мире проведен отжиг всех корпусов реакторов первого поколения ВВЭР-440.
     На основе анализа требований современных нормативов и реализованных проектных решений разработаны Концепция повышения безопасности действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000.
     Снятие с эксплуатации энергоблоков АЭС является отдельной сложной комплексной задачей, охватывающей широкий круг вопросов, начиная от прекращения эксплуатации энергоблока до ликвидации этого энергоблока (или всей АЭС). Для осуществления этих мероприятий на действующих АЭС создается фонд снятия с эксплуатации в объёме 1,3% расчётной товарной продукции. Достаточность этого фонда должна быть подтверждена дополнительным анализом.
     Программа развития атомной энергетики на ближайшее десятилетие должна быть ориентирована на сооружение в первую очередь современных энергоблоков третьего поколения, замещающих устаревшие энергоблоки.
     Концепция энергоблоков третьего поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР, БН и РБМК и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчётных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до величин меньших, чем ориентиры ОПБ-88/97, в основном за счёт:

выполнения основных функций безопасности разнопринципными системами (активными и пассивными);
наличия в составе систем безопасности элементов и устройств прямого действия;
оптимального совмещения системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;
оснащения АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и запроектных авариях.

Улучшение технико-экономических показателей в энергоблоках третьего поколения предусматривается за счёт:

повышения эффективности использования топлива;
снижения удельных капитальных затрат на строительство;
увеличения проектного срока службы АЭС до 40-50 лет;
уменьшения объемов основных зданий;
упрощения схемных решений и более рациональных компоновочных решений.

Итак, к числу первостепенных задач, от решения которых зависит будущее атомной энергетики, относятся:

безопасная эксплуатация действующих энергоблоков;
безопасное и экономически целесообразное продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших регламентный ресурс;
постепенное замещение действующих энергоблоков на установи третьего поколения.

Топливная база тепловых реакторов

     По “Красной книге” ОЭРС и МАГАТЭ “Уран. Ресурсы, производств и потребности” суммарные запасы природного урана в России при стоимости добычи до 80 дол. за 1 кг оцениваются на уровне 240 тыс. (RAR+EAR-I, II), причем запасы, оцененные с высокой степенью достоверности, составляют около 150 тыс. тонн (RAR). Кроме указанны выше 3-х категорий запасов урана в упомянутой “Красной книге” при ведена еще одна категория SR с общим количеством урановых ресурсов равным 1 млн. т, включая 550 тыс. т со стоимостью добычи до 130 дол. за 1 кг (табл. 2).
     Таким образом, как уже отмечалось, достоверно разведанные российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.
     Другим возможным способом увеличения ресурсной базы атомной энергетики является повторное использование ядерного горючего, а имен но, выделенного из отработавшего уран-плутониевого топлива, в реакторах на тепловых нейтронах. Оценки показывают, что замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность АЭ на ~ 13%, а замыкание по урану и плутонию вместе - на ~ 17%. При этом в обоих случаях срок функционирования АЭ на тепловых реакторах остается практически таким же, как и при незамкнутом топливном цикле.
     Таким образом, рециклирование плутония в тепловых реакторах как средство увеличения их ресурсной базы нецелесообразно. Для этой цел” в переходный период до серийного ввода быстрых реакторов новой поколения следует рассмотреть целесообразность разведки и освоение новых месторождений урана или поиск внутренних ресурсов ядерной топливного цикла по экономии урана, например за счет переработка отвалов обогатительного производства, использования регенерированного и оружейного урана и т. д.
     Сегодня резервы урана и атомной промышленности России могут обеспечить 4-кратное увеличение мощности АЭС.
     Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надёжности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции технологии изготовления твэлов и ТВС, а также изучение взаимосвязи эксплуатационных характеристик реакторных установок с работоспособностью твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырёхгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной
Таблица 2 Запасы Российской Федерации по урановым ресурсам в залежах

Категория залежей урана по классификации МАГАТЭ	Стоимость добычи 1 кг урана, дол.
Категория залежей урана по классификации МАГАТЭ	<40	<80	<130
RAR	66100	145000	Нет данных
EAR-I	17200	36500	Нет данных
EAR -II	0	56300	104500
SR	Нет данных	Нет данных	550000

Примечание 1. В категории SR указано дополнительно 450000 т без определения стоимости добычи.
Примечание 2. Категории залежей урана по классификации МАГАТЭ:

RAR (Reasonably Assured Resources) - запасы урана оцениваются по характеристикам образцов и по параметрам пластов залегания урана. Высокая степень надежности оценок.
EAR-I (Estimated Additional Resources - Category I) - дополнительные запасы урана, оцениваемые по имеющимся или по похожим образцам. Менее надежная степень оценки, чем RAR.
EAR-II (Estimated Additional Resources - Category II) - дополнительные предполагаемые запасы, оцененные главным образом по тенденциям и характеристикам подобных хорошо известных залеганий. Еще меньшая степень надежности Оценок, чем EAR-1.
SR (Speculative Resources) - в дополнении к предыдущей категории EAR-II предполагается, что эти запасы урана существуют главным образом на базе косвенных свидетельств и геологических экстраполяции.

     Проводятся работы по обеспечению 4- и 5-годичной кампании в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 соответственно, что требует повышения эксплуатационной надёжности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на мировом уровне 2-3·10^-5.
Перспектива улучшения топливных показателей реакторов РБМК связана прежде всего с применением выгорающих поглотителей, позволяющих снизить мощность свежих ТВС и поднять обогащение топлива. При этом также повышается безопасность реактора.
     Основным направлением, позволяющим существенно улучшить безопасность и экономику реакторов на быстрых нейтронах, является переход к нитридному топливу, отказ от урановых бланкетов и повышение выгорания топлива.
     Важнейшими задачами в области производства твэлов и ТВС являются:

переход к нитридному топливу в быстрых реакторах;
улучшение технологии производства порошка диоксида урана, минимизация доспекания топливных таблеток;
совершенствование технологии производства циркониевых сплавов (содержание гафния не более 0,01 %);
разработка и организация промышленного производства твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители;
разработка твэлов, обеспечивающих надёжную и безопасную работу реакторов в маневренных режимах;

Обращение с облученным ЯТ и РАО

Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должны обеспечиваться более полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутоний и др.), минимизация образования РАО от переработки ЯТ и приближение к радиационной эквивалентности захораниваемых отходов и извлеченного природного топлива. Ключевым звеном при реализации указанной стратегии является обращение с облучённым ЯТ и образующимися РАО.

     Объем облучённого ЯТ в мире и в нашей стране весьма значителен. В мире к 2000г. накоплено ~ 250 тыс. т облученного ЯТ, а в России ~ 14 тыс. т, а его суммарная радиоактивность - 5 млрд. Ки.
     Выгружаемое из ЯЭУ топливо в основном находится на хранении, т.к. перерабатывается в относительно небольших масштабах. Проблема хранения облучённого ЯТ все более обостряется: с учетом увеличения его выгрузки из выводимых из эксплуатации энергетических, транспортных (особенно АПЛ) и исследовательских ядерных установок можно ожидать заполнения действующих хранилищ облучённого ЯТ к 2007 г. Следует учитывать также, что используемая технология хранения топлива в водной среде в течение нескольких десятков лет не в полной мере отвечает требованиям обеспечения безопасности, а опытно-промышленный завод по переработке топлива на ПО “Маяк”, действующий с 1977 г., требует технической реконструкции.
     Переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно отложить до начала серийного строительства быстрых реакторов нового поколения.

Это позволит также воздержаться от дальнейшего накопления Рu на складах, что целесообразно по соображениям укрепления режима нераспространения.

Утилизация оружейного плутония

     С сокращением ядерных вооружений появилась проблема оружейного плутония. Российская Федерация и Соединенные Штаты Америки взяли на себя обязательства “поэтапно изъять из своих ядерных оружейных программ около 50 метрических тонн плутония и переработать его так, чтобы никогда нельзя было использовать этот плутоний в ядерном оружии”.
     В то же время в существующих сегодня в России условиях: наличии достаточных ресурсов сравнительно дешевого урана, отсутствии заводов по производству топлива с плутонием (МОХ-топлива) и лицензированных под это топливо ядерных реакторов потребуются дополнительные существенные затраты, чтобы начать вовлекать плутоний в ядерный топливный цикл.
     Принципиальных проблем по использованию смешанного уран-плутониевого топлива в ядерных реакторах различных типов на сегодняшний день не существует. Это подтверждается многолетним опытом работы ядерных реакторов Западной Европы и установок по производству МОХ-топлива.
     Россия имеет определенный опыт по обращению с плутонием в мирной деятельности. На заводе ПО “Маяк” и в ГНЦ РФ-НИИАР действуют опытные установки по изготовлению экспериментальных тепловые деляющих сборок для быстрых реакторов с использованием таблеточной и вибротехнологии производства МОХ-топлива соответственно.
     Для целей сжигания МОХ-топлива из плутония оружейного происхождения могут использоваться на коммерческой основе энергетические реакторы за рубежом.
     Утилизация избыточного оружейного плутония в быстрых реакторах технически возможна и наиболее экономически эффективна.
     Утилизацию оружейного плутония следует рассматривать в качестве первого этапа создания технологии будущего замкнутого ядерного топливного цикла.
     Основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ЯТ, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики. Утилизацию же ограниченного количества оружейного плутония в тепловых реакторах, если этого потребуют политические соглашения, целесообразно проводить при финансовом и технологическом содействии мирового сообщества.

Технологически и экономически оправданная утилизация оружейного плутония может быть реализована после сооружения БН-800, БРЕСТ-1200.

Конкурентоспособность действующих АЭС

Для сохранения конкурентоспособности действующих АЭС необходимо решение следующих первоочередных задач:

эффективной эксплуатации действующих энергоблоков, в том числе доведения КИУМ до проектного ~ 75-82%;
снижения эксплуатационной составляющей стоимости электроэнергии;
продления срока эксплуатации энергоблоков, выработавши проектно обоснованный ресурс.

     Среди показателей эффективности эксплуатации АЭС особое значение имеют коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) и штатный коэффициент.
     На АЭС России в 1999 г. обеспечена выработка электроэнергии 120 млрд кВт·ч. При этом КИУМ составил 64,5%.
     При нормализации финансово-экономического положения и достижения среднегодового КИУМ до 75% АЭС могли бы дополнительно вырабатывать более 20 млрд. кВт·ч электроэнергии, что позволило бы экономить около 6,6 млн. т у.т. дополнительно (сейчас экономия АЭС органического топлива составляет более 40 млн. т у.т./год при к. п. д. ТЭС ~ 0,36 или ~ 36 млрд. м³ природного газа). В настоящее время среднегодовой КИУМ на АЭС в Западной Европе и США достиг 85-90%.
     Штатный коэффициент АЭС России в 1998 г. составил 1,6 чел./МВт (эл.). Для зарубежных АЭС штатный коэффициент в среднем составляет 0,25 чел./МВт. Однако в период ремонтных компаний для зарубежных АЭС численность привлекаемого персонала достигает 1,5 тыс. чел. и штатный коэффициент увеличивается до 1,5 чел./МВт (на срок 2- 3 месяца в год).
     В СССР штатный коэффициент также был всегда завышенным и составлял ~ 1-1,2 чел./МВт. Значительный рост персонала наблюдается также за годы реформ в органической энергетике (РАО ЕЭС), несмотря на значительное падение производства электроэнергии.
     Снижение штатного коэффициента - значительный резерв повышения эффективности работы АЭС России.
     Будучи очень капиталоемкими, АЭС неминуемо должна обладать длительным сроком службы. Установленный в проектной документации 30-летний срок отражает лишь состояние расчётной базы его обоснования, а не фактический физический износ. Совершенствование этой базы позволяет научно обоснованно пересматривать установленные ранее нормативы и составляет тот фундамент, на котором осуществляются работы по управлению сроком службы и снятием с эксплуатации.
     Управление сроком службы есть продление срока службы объекта до срока, определяемого физическим или моральным износом. Поскольку срок морального износа в энергетике велик (для отработанной технологии, каковой являются современные АЭС второго и третьего поколений с тепловыми реакторами, этот срок может существенно превышать 30 лет), то управление сроком службы вполне может позволить продлить срок службы на 10 и более лет. Для АЭС следующих поколений следует так управлять проектным сроком службы, чтобы сроки физического и морального износов оказывались достаточно близкими и проблема продления проектного срока службы просто не возникала.

За рубежом началась практика продления срока службы АЭС, построенных в 70-80 гг., на 15-20 лет.

Увеличение экспортного потенциала

Для увеличения экспортного потенциала ядерных технологий России необходимо решение следующих задач:

развития экспорта АЭС и ядерного топлива (в т.ч. услуг с ОЯТ);
сооружения референтных блоков третьего поколения и наращивание на этой основе экспорта АЭС;
экспорта электроэнергии АЭС.

     Наиболее перспективными направлениями экспорта электроэнергии, вырабатываемой АЭС, в настоящее время являются Северо-Западная и Центральная Европа, Турция, а также Дальневосточный регион.
     Россия имеет значительный научно-технический и природный потенциал, позволяющий обеспечить осуществление таких сложных технологий, как контролируемое долговременное хранение облучённого ЯТ и высокотехнологичная глубокая его переработка, в том числе и зарубежных АЭС.
     Накопленный мировой опыт показал высокую экономичность оказания услуг зарубежным АЭС по обращению с ЯТ, особенно при их комплексном предоставлении: и по длительному хранению, и по переработке с возвратом выделенных радиоактивных отходов владельцу перерабатываемого топлива.

Участие России в мировом рынке обращения с ЯТ в объеме до 20 тыс. т ЯТ зарубежных АЭС (-10% рынка) позволит в течение ближайших 25 лет направить до 7,2 млрд. дол. США на выполнение социально-экономических и экологических программ.

4.3. Атомная энергетика и энергетическая безопасность

4.3.1. Новая энергетическая политика

Особенности современного состояния российской энергетики можно охарактеризовать двумя взаимосвязанными положениями:

время дешёвых энергоресурсов в стране закончилось,
“газовая пауза” в электроэнергетике завершилась.

Эти выводы следуют из анализа сложившейся ситуации в нефтегазовом комплексе России:

В настоящее время добыча нефти стабилизировалась на уровне около 300 млн т/год. Снижение нефтедобычи связано с объективным процессом качественного ухудшения сырьевой базы отрасли. Степень выработки рентабельных запасов на разрабатываемых месторождениях страны достигла 53%, в том числе в главном нефтедобывающем регионе - Западной Сибири - 43%. Основные нефтегазовые провинции вышли на поздние стадии разработки с падающей добычей. Начальный ресурсный потенциал “новых” нефтегазоносных провинций в несколько раз меньше, чем “старых”. Время открытия гигантских месторождений, за счёт которых обеспечивались приросты запасов, а издержки разведки и добычи снижались, прошло. Сегодня открываются в основном мелкие и средние месторождения, расположенные вдали от существующей производственной инфраструктуры. Доля трудноизвлекаемых запасов достигла ~ 60% и продолжает расти. Приросты разведанных запасов в последние годы не компенсируют текущую добычу нефти.
Базовые газовые месторождения Западной Сибири, обеспечившие в 1999 г. 72% добычи газа в России, преждевременно вышли на стадии с падающей добычей и выработаны более чем наполовину: Медвежье - на 78%, Уренгойское - на 67%, Ямбургское - на 46%. К 2020 г. добыча газа на этих месторождениях не превысит 83 млрд. м³, что составляет лишь 14% нынешней добычи в России [5]. Вследствие превышения отборов газа над приростом разведанных запасов величина последних снижается. Для поддержания лишь сегодняшних объёмов добычи на период до 2020 г. необходимо, как минимум, трёхкратное увеличение инвестиций для освоения Штокмановского и Ямальского газовых месторождений.
Прогнозируется следующая динамика роста цен на газ в России:

     к 2005 г. цена добычи ~ 10 дол./тыс. м³, отпускная цена ~ 30 дол./тыс. м³;
     к 2010 г. отпускная цена увеличиться до ~ 40-48 дол./тыс. м³ при годовой добыче ~ 600 млрд. м³ и до ~ 47-56 дол./тыс. м³ при добыче ~ 750 млрд. м³;
     к 2020 г. отпускная цена возрастёт до ~ 54-60 дол./тыс. м³ (при цене добычи ~ 18-30 дол./тыс. м³) в случае, если будут задействованы запасы Ямала и добыча застабилизируется на ~ 600 млрд. м³, и до ~ 60- 70 дол./тыс. м³ при добыче ~ 750 млрд. м³ [6].
     Сложившаяся ситуация усугубляется тем, что сегодня энергетика России находится в инвестиционном и структурном кризисе.
     Инвестиционный кризис: объем годовых инвестиций в ТЭК за годы реформ снизился почти в 4 раза, что создало реальную угрозу энергетической безопасности России из-за неудовлетворительного состояния основных фондов ТЭК. К 2010 г. в Европейской части исчерпание расчётного или физического ресурса достигнут 50 ГВт электрогенерирующих мощностей. Только в газовой отрасли необходимые инвестиции до 2020 г. оцениваются в 90-100 млрд. дол., в то время как в настоящее время здесь ежегодно осваивается лишь около 3 млрд. дол. капитальных вложений [б].
     Структурный кризис: доля газа в топливно-энергетическом балансе превысила пределы допустимого уровня энергетической безопасности. При общей доле газовой составляющей в электроэнергетике (ТЭС) -65%, в Европейской части она достигает 73% и более. Газ участвует, и очень активно, в регулировании графика нагрузок, но по масштабам расхода газа, его “львиная доля” сжигается в базисной части графика нагрузок на станциях с паросиловым циклом, что неоправданно дорого, расточительно и неэффективно, особенно при совместном использовании мазута в качестве резерва топлива. В Европейской части России на ТЭС конденсационного типа сжигается около 30 млрд м³ в год.
     Если учесть, что, платёжеспособный внутренний спрос на газ при ценах, обеспечивающих самофинансирование газовой отрасли, в прогнозируемый период практически не достижим, то очевидно, что для оздоровления российской экономики, которую идеология “газовой паузы” завела в “газовую ловушку”, необходима интенсивная дегазификация электроэнергетики на основе атомной энергетики, самофинансирование которой вполне достижимо даже при сегодняшней низкой покупательной способности внутреннего рынка. Разница между затратами на замещение старых газовых ТЭС новыми АЭС и новыми ТЭС может быть частично скомпенсирована за счёт увеличения экспортной выручки от продажи замещаемого таким образом газа.
     Вышеприведённый анализ указывает на необходимость разработки новой энергетической политики России, основывающейся на следующих основных принципах энергетической безопасности:

1. Принцип независимости от исчерпаемого ресурса:

2. Принцип постепенного роста доли возобновляемых источников энергии в топливно-энергетическом балансе страны:

3. Принцип экологической приемлемости энергетики:

4. Принцип экономии органического сырья:

5. Принцип систематического уменьшения доли сырья в экспорте топливных ресурсов:

6. Принцип самофинансирования простого воспроизводства:

7. Принцип экспортного финансирования замещения газа:

8. Принцип госрегулирования рыночного реформирования энергетики:

9. Принцип соответствия законодательной базы России её стратегическим интересам:

4.3.2. Варианты роста атомной энергетики

Если ориентироваться на новую энергетическую политику, то возможны следующие минимальный и максимальный вариант роста атомной энергетики до 2020 г:

Варианты роста атомной энергетики
Показатели	Минимальный вариант	Максимальный вариант
КИУМ	До 75-82 %	До 80-85%
Продление назначенного срока службы действующих атомных энергоблоков, лет	До 40, что даст до 2020 г. дополнительно более 950 млрд. кВт·ч электроэнергии	До 40-50, что позволит выработать дополнительно более 2700 млрд. кВт·ч электроэнергии
Вывод до 2020 г. 6,76 ГВт атомных энергоблоков г	Билибинская АЭС -1-4 бл.; Кольская АЭС -1,2 бл.; Курская АЭС - 1, 2 бл.; Ленинградская АЭС -1-3 бл.; Нововоронежская АЭС - 3, 4 бл.	Билибинская АЭС -1-4 бл.; Кольская АЭС -1, 2 бл.; Курская АЭС -1, 2 бл.; Ленинградская АЭС -1-3 бл.; Нововоронежская АЭС - 3, 4 бл.
Доведение мощностей АЭС, ГВт
в 2005.	До 24,2 с энерговыработкой ~ 160 млрд кВт·ч	До 25,2 с энерговыработкой ~ 172 млрд кВт·ч
в 2010 г.	До 31,2 с энерговыработкой ~ 205 млрд кВт·ч	До 32,0 с энерговыработкой ~ 224 млрд кВт·ч
в 2020 г.	До 35,8 с энерговыработкой ~ 235 млрд кВт·ч	До 50,0 с энерговыработкой ~ 372 млрд кВт·ч
в том числе: до 2010 г:
рост установленной мощности АЭС	На 10 ГВт	На 10,8 ГВт
достройка 5 ГВт атомных энергоблоков	Ростовская АЭС - 1, 2 бл.; Курская АЭС - 5 бл.; Калининская АЭС - 3 бл.; Балаковская АЭС - 5 бл.	Ростовская АЭС - 1, 2 бл.; Курская АЭС-5 бл.; Калининская АЭС - 3 бл.; Балаковская АЭС - 5 бл.;
новое строительство 5-6 ГВт атомных энергоблоков	Калининская АЭС - 4 бл.; Курская АЭС - 6 бл.; Балаковская АЭС - 6 бл.; Нововоронежская АЭС - 6 бп.; Башкирская АЭС -1 бл.;	Калининская АЭС - 4 бл.; Курская АЭС - 6 бл.; Балаковская АЭС - 6 бл.; Нововоронежская АЭС - 6 бл.; Башкирская АЭС -1 бл.; Южно-Уральская АЭС -1 бл.
до 2020 г:
Замещение 6, 8 ГВт атомных энергоблоков	Белоярская АЭС - 4 бл.; Ленинградская АЭС-2 -1-3 бл.; Курская АЭС-2 -1-2 бл.; Нововоронежская АЭС - 7 бл.	Белоярская АЭС - 4 бл.; Ленинградская АЭС-2 -1-3 бл.; Курская АЭС-2 - 1-2 бл.; Нововоронежская АЭС - 7 бл.
рост установленной мощности АЭС. ГВт	На 4, 6: Южно-Уральская АЭС -1-2 бл.; Башкирская АЭС - 2 бл.; Смоленская АЭС -4 бл.; Ленинградская АЭС-2 - 4 бл.	На 18,0: Южно-Уральская АЭС - 2 бл.; Башкирская АЭС - 2-4 бл.; Смоленская АЭС - 4 бл.; Смоленская АЭС-2 -1, 2 бл.; Ленинградская АЭС-2-4 бл.; Курская АЭС-2 - 3, 4 бл.; Архангельская АТЭЦ - 1 бл.; Северо-Кавказская АЭС -1-4 бл.; Дальневосточная АЭС -1, 2 бл.; Приморская АЭС -1, 2 бл.; Кольская АЭС-2 -1 бл.
Основные задачи
	Продление назначенного срока службы ядерных энергоблоков на 10 лет и строительство новых АЭС с целью умеренного замещения газа и нефти в электроэнергетике.		Продление назначенного срока службы ядерных энергоблоков на 10-20 лет и строительство новых АЭС с целью умеренного замещения газа и нефти в электроэнергетике.

В пользу таких вариантов развития атомной энергетики говорят следующие обстоятельства:

резервы урана и промышленной инфраструктуры атомной энергетики достаточны для 4 кратного увеличения существующих мощностей АЭС;
тенденция к сокращению (до 10 млрд. м³ в год до 2002 г.) использования природного газа в теплоэнергетике, которого сегодня в Европейской части России сжигается более 30 млрд. м³ ежегодно;
цена ядерного топлива на внутреннем рынке ниже мировой в ~ 3 раза, а газа в ~ 6 раз; если исходить из самофинансирования только топливных отраслей, оставляя цены остальных издержек на прежнем уровне, то при переходе на мировые цены на топливо, цена электроэнергии АЭС возрастёт в ~ 1,5 раза, а газовой ТЭС в ~4 раза с соответствующим увеличением топливных составляющих с ~ 20 до ~ 40% и с ~ 60 до ~ 90%;
к 2010 г. в Европейской части России 12 ГВт КЭС исчерпают свой физический ресурс и могут быть замещены АЭС;
имеются строительные заделы для АЭС суммарной мощностью 10 ГВт, достройка которых потребует удельных капитальных вложений около 680 дол ./кВт;
в Европейской части России ТЭС на угле имеют большие капитальные затраты, чем АЭС, кроме того для новых угольных ТЭС потребуются существенные дополнительные затраты на строительство шахт и танспортировку угля по железной дороге;
при удельных инвестициях ниже 950 дол./кВт строительство АЭС в Европейской части России выгоднее, чем строительство ТЭС с ЛГУ с учётом инвестиций в добычу, транспортировку и строительство подземных хранилищ газа;
есть готовый проект АЭС с отечественным оборудованием, для реализации которого достаточно удельных вложений около 900 дол./кВт;

В пользу максимального варианта роста атомной энергетики говорит то стратегически важное обстоятельство, что для Европейской части России из “газовой ловушки” есть только один “ядерный выход”.

V. ЭТАПЫ СТРАТЕГИИ

В крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место различные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов.
До 2010 г.

1. Рост установленной мощности атомной энергетики до 30 ~ 32 ГВт и поддержание её в безопасном состоянии:

безопасная и эффективная эксплуатация действующих энергоблоков, в том числе доведение КИУМ до ~ 75-82%;
снижение эксплуатационной составляющей стоимости электроэнергии;
продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших проектный ресурс;
завершение строительства и ввод в действие энергоблоков высокой и средней готовности;
доведение проектов энергоблоков третьего поколения до коммерческой реализации;
сооружение референтных блоков третьего поколения на имеющихся площадках;
завершение реконструкции завода РТ-1, расширение ХОЯТ на РТ-2, реализация первой очереди сухого хранения облученного ЯТ РБМК на АЭС и ИСК;
разработка комплекса по утилизации и захоронению РАО.

экспорт электроэнергии;
экспорт АЭС с реакторами третьего поколения;
экспорт ядерного топлива;
экспорт услуг по хранению и переработке ЯТ.

5. Сооружение АЭС с БН-800, переход на нитридное топливо и КВА @ 1.

7. Разработка и сооружение демонстрационного блока АЭС с естественной безопасностью (быстрый реактор и опытные производства его топливного цикла).

До 2030 г.

1. Вывод из эксплуатации и утилизация энергоблоков первого и второго поколений и замещение их установками третьего поколения.
2. Формирование технологической базы для перехода к крупномасштабной атомной энергетике:

развитие радиохимического производства по переработке топлива;
опытная эксплуатация демонстрационного блока АЭС с быстрым реактором и опытными производствами топливного цикла с естественной безопасностью;
разработка и сооружение головного промышленного образца быстрого реактора с естественной безопасностью и его опытная эксплуатация;
разработка и сооружение при головном блоке АЭС цехов по замыканию ядерного топливного цикла с радиационноэквивалентным захоронением РАО и с технологической поддержкой режима нераспространения;
разработка теплового реактора в Th-U цикле с естественной безопасностью жидкосолевого реактора с КВ» 1;
опытная эксплуатация прототипного блока ГТ-МГР и производства топлива для него(в рамках международного проекта);

сооружение объектов малой энергетики, включая стационарные и плавучие энергетические и опреснительные станции.

До 2050 г.

1. Создание инфраструктуры крупномасштабной атомной энергетики, ориентированной на покрытие возрастающих потребностей в производстве и экспорте электроэнергии.
2. Сооружение демонстрационного блока АЭС с тепловым реактором в Th-U цикле и его опытная эксплуатация.

Список литературы

Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.
Белая книга ядерной энергетики /Под общ. ред. проф. Е.О. Адамова: Первое издание. М:ГУП НИКИЭТ, 1998.
“Энергетика: цифры и факты”: По материалам МАГАТЭ “Energy, electricity and nuclear power...” IAEA, Vienna, 1998 (M.: ЦНИИатом-информ, 1999, № 1).
Nuclear Technology Review 2000: GOV/INF/2000/XXX/ Vienna: IAEA, 2000.
Nucl. Europe World-scan. 1998. N 11-12. P. 57-58.
Энергетическая стратегия России до 2020 г.: Проект. Минтопэнерго России, 2000.

Главная Типы реакторов Архив Публикации Ссылки Форум