CC BY
84УДК 621.039
DO110.46920/2409-5516_2021_1155_34
Ядерная энергетика России в концепции энергетического суверенитета
Russian nuclear power within the concept of energy sovereignty
Евгений АДАМОВ
Научный руководитель проектного направления «Прорыв», научный руководитель «НИКИЭТ», д. т. н., профессор e-mail: aeo@proryv2020.ru
Евгений МУРАВЬЕВ
Главный научный сотрудник АО «Прорыв», д. т. н. e-mail: meb@proryv2020.ru
Evgeny ADAMOV
Academic Director of the «Proryv» Project, JSC «Proryv», Academic DirectorofJSC «NIKIET», Doctor of Engineering, Full Professor e-mail: aeo@proryv2020.ru
Evgeni MURAVIEV
Chief Scientist, JSC «Proryv», Doctor of Engineering e-mail: meb@proryv2020.ru
Аннотация. Предложена концепция энергетического суверенитета России, включая требование независимости от экспорта энергоресурсов. Рассмотрены потенциальные возможности развития ядерной энергетики страны на базе национальных ресурсов природного урана с учетом требования минимизации геополитических рисков. Отмечено, что ядерная энергетика может и должна стать локомотивом, вытягивающим страну на более высокий технологический уровень.
Ключевые слова: энергетический суверенитет, развитие ядерной энергетики, системное моделирование, экспортАЭС и ядерного топлива, ресурсыурана.
Abstract. A concept of Russian energy sovereignty is presented, suggesting a gradual shift towards acquiring independence from energy resources exports. The country's nuclear power development potential is considered based on national uranium resources, taking into account geopolitical risks minimization. It is suggested that nuclear power can and ought to become an engine for raising the country to a higher technological level.
Keywords: energy sovereignty, nuclear power development, system modeling, NPP and nuclear fuel export, uranium resources.
//
Единственной серьезной альтернативой как доминирующей углеродной энергетике, так и безуглеродным ВИЭ, может стать ядерная энергетика
Концепция энергетического суверенитета
Для России, обладающей богатейшими энергетическими ресурсами, концепция энергетического суверенитета имеет особое значение. Наиболее очевидной и общепризнанной основой такой концепции является независимость от импорта энергоресурсов (1). Это необходимое, но далеко не достаточное условие. Сохранение суверенитета при эффективном использовании имеющихся энергоресурсов требует достижения независимости от импорта ключевых энергетических и тесно связанных с ними информационных технологий (2). Еще одним необходимым условием является независимость от иностранных инвестиций в энергетическую базу страны (3).
Если первое из упомянутых условий дано нам от природы, то второе и третье требуют осознанных усилий, политической воли и, очевидно, достаточно продолжительного времени. В более широком плане, при достижении независимости от импорта не только энергетических, но и других современных технологий, можно будет обеспечить четвертое «замыкающее» условие полного энергетического суверенитета - независимость уже от экспорта энергоресурсов.
Ядерная энергетика -средство достижения энергетического суверенитета
Очевидно, что в качестве концептуальной основы достижения энергетического суверенитета следует ориентироваться на энерготехнологии, которые наименее уязвимы по отношению к серьезным глобальным вызовам текущего столетия. Речь идет, с одной стороны, о природных факторах, связанных с глобальными климатическими изменениями, вызывающих все более частые катастрофические ураганы, наводнения, засухи и, возможно, землетрясения. Эти факторы будут действовать постоянно независимо от дискуссий о том, являются они следствиями антропогенного воздействия на окружающую среду (в частности, выбросов С02) или нет. С другой стороны, в геополитическом плане все более очевидна несостоятельность глоба-
листского мироустройства с встраиванием национальных экономик в единую систему, управляемую, как выясняется, в интересах США, претендующих на роль мирового гегемона. Мир движется к образованию многополярной структуры, в которой Россия может и должна естественным образом стать одним из полюсов, поскольку для нее это единственно возможный, исторически сложившийся способ выживания. Полный энергетический суверенитет в таких условиях становится жизненной необходимостью.
Традиционная нефтегазоугольная энергетика не может в перспективе служить надежной базой энергетической, и в более широком плане - экономической безопасности страны. Усложнение условий добычи, включая освоение морского шельфа, ведет к увеличению рисков,связанных с природными катаклизмами. Вероятность введения жестких ограничений на выбросы С02 обусловливает экономические риски энергопроизводства путем сжигания горючих ископаемых, дополнительные и все
Ремонт графитовой кладки РБМК 2, Курская АЭС Источник: «Росатом»
Необходим целенаправленный переход на новую технологическую платформу для создания парка экономически привлекательных реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности
более очевидные риски для национальной экономики при сохранении необходимости экспорта энергоресурсов создаются из-за нестабильности мировых рынков и политических санкций.
Ветровая и солнечная энергетика, бурно развивавшаяся в последнее время, вряд ли может заменить традиционную. С одной стороны, накопленные данные по технологиям производства энергооборудования ставят под сомнение как возможности снижения выбросов С02, так и экономическую эффективность генерации электроэнергии при отмене широко применявшихся льгот и дотаций и учете ресурсных ограничений (земля, металлы и сплавы, редкоземельные элементы). С другой стороны, развертывание обширных энергополей ветровых установок (особенно морского базирования) и солнечных панелей было бы связано с высокими рисками воздействия аномальных природных явлений.
Единственной серьезной альтернативой как доминирующей углеродной энергетике на горючих ископаемых, так и безуглеродным ВИЗ, может стать лишь ядерная энергетика. Но речь должна идти не о существующей атомной промышленности с реакторами на тепловых нейтронах (РТН), которая, являясь по существу побочным продуктом разработок по созданию ядерного оружия, не решила на сегодня ряд таких серьезных проблем, как:
- неустранимый потенциал опасности доминирующих легководных реакторов, связанный с наличием значительной запасенной энергии перегретой воды под давлением, способной мобилизовать накопленную в активной зоне радиоактивность при тяжелых авариях. При
о
I-
<
Замена генератора, Балаковская АЭС
Источник: «Росатом»
ожидаемом увеличении ядерных генерирующих мощностей в разы соответствующий рост риска становится неприемлемым; продолжающееся накопление отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с радиоактивными продуктами деления и особо опасными долгожи-вущими изотопами плутония и минорных актинидов (МА); крайне неэффективное (менее 1 %) использование ресурсов природного урана;
продолжающееся удорожание энергоблоков из-за ужесточения требований ксистемам безопасности.
Создание масштабной атомной энергетики потребует сочетания крупных ядерных промышленных энергокомплексов, объединенных в трансрегиональные энергосети и локальных сетей, включающих ВИЭ
Приемлемой перспективой является ядерная энергетика на новой технологической платформе реакторов на быстрых нейтронах (РБН) естественной безопасности с замкнутым ядерным топливным циклом (ЯТЦ) [1]. Это может стать крупномасштабной базовой энергетической системой страны. Но реализация этой системы должна быть осуществлена в достаточно сжатые сроки.
Необходим целенаправленный переход в обозримой перспективе на новую технологическую платформу для создания парка экономически привлекательных реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности с высококипящим, инертным по отношению к воде и воздуху свинцовым теплоносителем, работающих в замкнутом цикле на собственном регенерированном топливе и способных в то же время утилизировать плутоний и минорные актиниды из накопленных запасов ядерных отходов. Последние в конечном итоге могут быть полностью заменены на более эффективные реакторы на быстрых нейтронах по завершении переходного этапа двух-компонентной структуры ядерной энергетики. Чем раньше это будет сделано, тем быстрее будут сняты ограничения на масштабы развития атомной промышленности, обусловленные требованиями безопасно-
О с
СЦ <
о
I-
<
В перспективе развития большой ядерной энергосистемы представляет интерес создание ядерных парогазовых установок на базе реакторов на быстрых нейтронах с комбинированным парогазовым циклом
сти, тем больше будут сэкономлены ресурсы природного урана для этого развития.
Если исключить будущие риски, связанные с необходимостью приобретения урана на мировых рынках, то, при условии рационального использования имеющихся национальных ресурсов, в России может быть создана самодостаточная (с прекращением добычи природного урана) ядерная энергетическая система, в 10-15 раз превышающая по мощности электрогенерации существующую сегодня. Для ее реализации приоритет в стратегическом плане должен отдаваться использованию всех ресурсов ядерного топлива внутри страны, тогда как экспортные услуги в сфере ядерного
топливного цикла следует предоставлять лишь на основе сырья, приобретаемого на мировых рынках либо поставляемого заказчиком.
Эти соображения диктуют необходимость пересмотра популярной сегодня концепции активного строительства российских АЭС за рубежом в пользу стратегической цели обеспечения энергетического суверенитета с созданием самодостаточной крупномасштабной национальной ядерной энергетики и снижением геополитических рисков. Экспорт ядерных энерготехнологий должен осуществляться не в ущерб сохранению всех видов национальных ресурсов, необходимых для достижения этой цели, а доходы от экспорта, в случае наличия в поставляемых объектах и продуктах импортных составляющих, должны в приоритетном порядке направляться на развитие соответствующих отечественных производств. По этомуже принципу, в более широком плане государственного межотраслевого регулирования,доходы от традиционного экспорта энергоресурсов должны в первую очередь направляться на развитие технологий и промышленной базы страны, устраняющих его безусловную необходимость.
В части ядерного топливного цикла Россия сегодня обладает технологиями, прак-
Ремонт графитовой кладки РБМК, Курская АЭС
Источник: «Росатом»
о
сц <
тически не зависящими от зарубежных поставщиков. Такое положение должно быть обеспечено и в отношении всех звеньев энергопроизводства, включая технологическое оборудование, энергетическое машиностроение, автоматизированные системы управления и информационные технологии в целом. Ядерная энергетика может и должна стать локомотивом, вытягивающим страну на более высокий технологический уровень - уровень самодостаточности в рамках широкой государственной межотраслевой программы. Здесь следует подчеркнуть, что самодостаточность не означает самоизоляции, подразумевающей разрыв связей рассматриваемой системы с внешним миром. Последние должны, конечно, сохраняться, но с соблюдением упомянутых выше условий суверенитета.
Создание крупномасштабной ядерной энергетики естественным образом потребует комплексного развития национальных систем энергоснабжения. Наиболее целесообразным представляется сочетание крупных ядерных промышленных энергокомплексов, объединенных в трансрегиональные базовые энергосети, и локальных сетей с распределенными источниками энергии, включая ВИЗ. Как известно, ядерные объекты по определению проектируются с учетом требований высокой защищенности от неблагоприятных внешних воздействий, как природных (землетрясения, наводнения, ураганы и т. п.), так и антропогенных (террористические акты, внешняя агрессия). В составе крупных промышленных энергокомплексов физическая защищенность может быть дополнительно усилена с использованием новых технологий в области обороны. Вместе с этим должна быть обеспечена и высокая защищенность магистральных базовых энергосетей с переходом от традиционных ЛЭП на сверхпроводящие кабели (еще одно направление развития отечественных высоких технологий).
По мере увеличения вклада ядерной энергосистемы в общее энергопроизводство неизбежно будет возрастать необходимость регулирования мощностей АЭС, отдаваемых в сеть. Однако снижение выработки электроэнергии для капиталоемких ядерных энергоблоков экономически заведомо невыгодно. Провалы потребляемой мощности в локальных сетях могут смягчаться путем увеличения использования электроэнергии в целях особо важного для
России теплоснабжения, которое может быть сделано высокоэффективным при широком внедрении тепловых насосов. Проблема может также частично решаться путем переброски мощности по межрегиональной сети, но наряду с этим важной новой функцией ядерных энергокомплексов должно стать производство дополнительных хранимых продуктов (водород, пресная вода и т. п.), получаемых за счет
Калининская АЭС Источник: «Росатом»
выработки избыточной электроэнергии в периоды пониженной сетевой нагрузки. В силу тех же природных и геополитических причин, а также с учетом требований по приемлемой экономической эффективности, для небольших локальных энергетических сетей районного и городского масштаба, функционирующих сегодня вне зоны централизованного энергоснабжения, наиболее оптимальным вариантом является использование малых атомных энергетических источников. Помимо удовлетворения существующей потребности жилищно-коммунального хозяйства в тепловой и электрической энергии, а также стабилизации на социально-приемлемом уровне отпускных тарифов, малая атомная энергетика способна стать драйвером роста добывающих и перерабатывающих предприятий, нейтрализуя локальный энергодефицит. Эффективное использование таких дополнительных продуктов также должно быть предусмотрено в рамках упо-
мянутои государственной межотраслевой программы.
В перспективе развития большой ядерной энергосистемы представляет интерес еще одно направление межотраслевой кооперации - создание ядерных парогазовых установок на базе реакторов на быстрых нейтронах с комбинированным парогазовым циклом, использующих природный газ в качестве дополнительного источника тепловой энергии. В паровом цикле ядерных энергоблоков температура пара перед турбиной и, соответственно, КПД преобразования тепловой энергии в электрическую ограничены допустимой максимальной температурой теплоносителя первого контура. В реакторах на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем ожидается получение КПД не ниже 40 % (что само по себе значительно лучше, чем 33-35 % в традиционных водо-водяных реакторов). В комбинированном цикле природный газ может быть использован для дополнительного пароперегревателя перед турбиной либо путем прямого сжигания в камере сгорания, либо после приведения в действие газовой турбины, работающей в тандеме с основной паровой. Такая система будет иметь общий КПД не ниже 50 % - на уровне современных парогенераторных установок, но при расходе природного газа в 4 раза меньше, чем в обычной установке равной тепловой мощности. Подсоединение ядерных промышленных энергокомплексов к сети газораспределения позволит в дальнейшем использовать эту инфраструктуру для транспортировки вырабатываемого ими водорода. Малая инерционность газовой составляющей энергооборудования облегчит при необходимости маневрирование мощностью.
Б комбинированном цикле газ может использоваться либо путем прямого сжигания, либо после запуска газовой турбины в тандеме с паровой. Такая система будет иметь общий КПД 50%
Модель реакторной установки БРЕСТ-ОД-ЗОО Источник: проект «Прорыв»
Анализ возможностей ядерной энергетики России с переходом на новую техноплатформу
Возможность перехода ядерной энергетики России на новую технологическую платформу до конца века иллюстрируется результатами сценарного исследования, выполненного на системных моделях АО «Прорыв» [2]. В качестве референтного использован аналог варианта 5 базового сценария из Стратегии-2018 [3] с формированием двухкомпонентной структуры ядерной энергетики и ростом установленных мощностей АЭС к 2100 году до 91 ГВт(э).
Референтный сценарий 1 построен с учетом положений Энергетической стратегии РФ до 2035 г. [4], объемы ввода водо-водяных энергетических реакторов до 2030-2035 гг. и выводы старых блоков ВВЭР и РБМК соответствуют генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2035 г. [5], а также пусков первых блоков реакторов на быстрых нейтронах нового поколения, заложенных в Страте-гию-2018. Общий рост установленных мощностей АЭС экстраполирован до 2130 г. Ожидается, что к концу 2030-х годов будет достигнуто необходимое подтверждение технико-экономических показателей и получен опыт эксплуатации новых реакторов на быстрых нейтронах в составе промышленных энергокомплексов с пристанционным ядерным топливным циклом, что позволит перейти к их расширенному развертыванию с прекращением ввода ВВЭР после 2040 г.
Кольская АЭС
Источник: «Росатом»
При реализации масштаба развития, принятого в Стратегии-2018, интегральная потребностьдвухкомпонентной ядерной энергосистемы России в природном уране к концу века не превысит ~240 кт, что оставляет достаточно широкое окно возможностей для дополнительного роста. В рамках концепции энергетического суверенитета России важно оценить потенциальные возможности развития национальной ядерной энергетики при полном использовании известных собственных ресурсов природного урана. Такая оценка выполнена в сценариях 2 иЗ, отличающихся задаваемым уровнем экспорта мощностей АЭС с ВВЭР: умеренным, с выходом зарубежного парка ВВЭР на 36 ГВт(э) и максимальным, с выходом на 67 ГВт(э), что сопоставимо с декларируемым «портфелем заказов» ГК «Росатом» [6]. Дополнительно рассмотрен сценарий 4 с максимальным экспортом ВВЭР при одновременном увеличении выработки электроэнергии в России до уровня сценария 2 за счет бридинга плутония на референтном парке реакторов на быстрых нейтронах. Ввод экспортных ВВЭР во всех случаях прекращается после 2050 г. Структура собственных генерирующих мощностей России сохраняется, как в референтном сценарии 1, с выходом, согласно Стратегии-2018, на 91 ГВт(э) и полной заменой ВВЭР на реакторы на быстрых нейтронах к концу века.
Сверх этого, начиная с 2045 г., предполагается ввод дополнительных «экстра» мощностей реакторов на быстрых нейтро-
нах, которые могут рассматриваться и как экспортируемые, и как создаваемые на территории России в рамках программы (пока гипотетической) максимального развития национальной ядерной энергетики. Для ввода этих «экстра» мощностей могут быть использованы все остающиеся топливные ресурсы: плутоний из ядерных отходов собственных российских и экспортных реакторов на тепловых нейтронах и природный уран либо с низким обогащением (~5,7 %) в виде добавки к пусковому уран-плутониевому топливу, дающей экономию плутония, либо со средним обогащением ~13 % для чисто уранового топлива первых загрузок. Доли этих двух продуктов обогатительного производства в общесистемном ядерном топливном цикле оптимизируются с учетом условий как полного использования ресурса плутония, так и реализации ограничения по национальным ресурсам природного
Помимо поставок тепла и электричества для ЖКХ, малая атомная энергетика способна стать драйвером роста добывающих и перерабатывающих предприятий, нейтрализуя локальный энергодефицит
о с
СЦ <
о
I-
<
урана на уровне 730-800 кт [7]. Наряду с этим для парка реакторов на быстрых нейтронах на территории России возможна работа в режиме бридинга плутония путем использования бланкетов в виде торцевых и боковых зон воспроизводства с загрузкой отвального урана. Ключевые исходные положения для рассматриваемых сценариев показаны в таблице 1.
На рис. 1 представлена динамика потребления природного урана с детализацией
Билибинская АЭС Источник: «Росатом»
по конечным потребителям в сценариях 2 иЗс различными масштабами экспорта ВВЭР. Видно, что ресурс природного урана для развития «экстра» мощностей реакторов на быстрых нейтронах в сценарии 3 не используется, поскольку при максимальном экспорте ВВЭР (с соответствующим топливообеспечением) ограничение по интегральному потреблению урана приближается уже к концу века.
Различия в использовании топливных ресурсов в сравниваемых сценариях обусловливают динамику ввода «экстра» мощностей таких реакторов с выходом в каждом случае на свой стационарный уровень при достижении ограничения по национальным ресурсам урана. Принято, что этот выход (с учетом вывода энергоблоков с истекающим сроком службы 60 лет) реализуется на горизонте 2130 г., который был принят ранее в сценарии 1 (с запасом по отношению к целевому 2100 г.). На самом деле развертывание «экстра» мощностей может быть растянуто по времени и до середины следующего века, и далее, при этом важно лишь, что представленные топливные балансы не изменятся.
Динамика роста установленных мощностей АЭС в сравниваемых сценариях показана на рис. 2. При умеренном экспорте ВВЭР (рис. 2а) можно развить «экстра» мощности реакторов на быстрых нейтронах к горизонту событий 2130 г. до 300 ГВт(э). Вместе с мощностями по референтному сценарию 1 это дает потенциал мощности ядерной энергосистемы 409 ГВт(э). Максимальный экспорт ВВЭР в сценарии 3 (рис. 26) приводит к снижению достижимых «экстра» мощностей быстрых реакторов почти втрое - до!08 ГВт(э), а мощности ЯЭС в целом до 217 ГВт(э).
В терминах выработки электроэнергии выбор сценария 2 (рис. За) означает возможность обеспечить к 2130 г. ожидаемое собственное производство России целиком за счет ядерной генерации, тогда как максимальный экспорт ВВЭР по сценарию 3 (рис. 36) ограничит ее достижимый вклад на уровне 55 %. Разница по показателю интегральной выработки электроэнергии в этих сценариях составляет 4,7 ТВт-лет. Если исходить из предположения, что в сценарии 3 эту разницу в выработке компенсируют парогенераторные установки, то потребуется сжечь дополнительно
о
СЦ <
Таблица 1. Ключевые исходные положения рассматриваемых сценариев
№ Масштаб экспорта ВВЭР Источник Ри Ограничение по ресурсу и
1 Нет Склад+ОЯТ РТН России Нет
2 Умеренный Склад + ОЯТ РТН России + ОЯТ экспортных ВВЭР 730-800 кт
3 Максимальный Склад + ОЯТ РТН России + ОЯТ экспортных ВВЭР 730-800 кт
4 Максимальный Склад + ОЯТ РТН России + ОЯТ экспортных ВВЭР + бридинг на референтном парке РБН 730-800 кт
кт/год 14,0
кт
12,0
1200
10,0
8,0
6,0
4,0
2,0
0,0
1000
800
600
400
200
2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2П0 2120 2130
Год
а) умеренный экспорт ВВЭР (сценарий 2)
кт/год 14,0
кт
1400
12,0
10,0
8,0
6,0
4,0
2,0
0,0
1200
1000
800
600
400
200
2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2110 2120 2130
Год
6) макс, экспорт ВВЭР (сценарий 3)
■ для РТН России, кт/год;
■ для РБН России, кт/год;
■ для ВВЭР на экспорт, кт/год;
■ для РБН «экстра», кт/год; интеграл с 2020 г. для России, кт;
■ интеграл с 2020 г., вкл. «экстра», кт;
■ национальныезапасы, кт
Рис. 1
Текущее и интегральное потребление природного урана
ГВт
450
400 350 250 200 150 100 50
2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2110 2120 2130
Год
а) умеренный экспорт ВВЭР (сценарий 2)
ГВт
450
2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2110 2120 2130
Год
6) макс, экспорт ВВЭР (сценарий 3)
■ РБМК;
■ ВВЭР России;
■ РБН России (реф.);
■ всего по России (реф.);
■ ВВЭР экспорт;
■ РБН «экстра»
Рис. 2. Установленные мощности АЭС
120% 110% 100% 90% 80% 70% 60% 50% 40% 30% 20% 10% 0%
ТВТ'Ч/год 3600 3300 3000 2700 2400 2100 1800 1500 1200 900 600 300
0 —
2010
2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2П0 2120 2130
Год
а) умеренный экспорт ВВЭР (сценарий 2)
ТВТ'Ч/год 3600 3300 3000 2700 2400 2100 1800 1500 1200
0 -
2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 2П0 2120 2130
Год
6) макс, экспорт ВВЭР (сценарий 3)
120% 110% 100% 90% 80% 70% 60% 50% 40% 30% 20% 10% 0%
- предполагаемое полное производство в России;
- АЭС России;
- доля АЭС России;
- АЭС России + «экстра»;
- доля АЭС России + «экстра»
3. Производство электроэнергии
1. Реф. НТП
2. Реф. НТП + Ум.эксп.ВВЭР + РНБ «экстра»
3. Реф. НТП + Макс.эксп.ВВЭР + РНБ «экстра»
3. Реф. НТПбрид + Макс.эксп.ВВЭР+РНБ «экстра»
92,7
96,1
96,7
О 10 20 30
Рис. 4. Приведенная общесистемная стоимость электроэнергии (ЭЬСОЕ, норма дисконтирования с1 = 0)
40 50 60 КОП./КВТ'Ч
70 80 90 100
~7,3 трлн кубометров природного газа, что в 15 раз превышает его сегодняшнее годовое потребление в России и должно сопровождаться выбросом 17 млрд т С02 (половина сегодняшних общемировых выбросов за год).
Следует отметить, что ядерная генерация в России при максимальном экспорте ВВЭР может быть, в принципе, повышена до уровня сценария 2 за счет бридинга плутония. Но для этого потребовалось бы, как показывает исследование соответствующего сценария, увеличение топливопотре-бления реакторов на быстрых нейтронах и потоков продуктов через переделы ядерного топливного цикла в 1,8 раза, сопровождаемое ростом на 40 % накапливаемых объемов BAO для захоронения. Увеличение потоков продуктов через переделы топливных циклов реакторов на быстрых нейтронах при использовании бридинга означает по существу снижение средней глубины выгорания топливных загрузок, несмотря на достижение максимально допустимого выгорания топлива в активной зоне, что негативно влияет на технико-экономические показатели топливного цикла.
Для оценки сравниваемых сценариев по экономической эффективности можно использовать показатель приведенной общесистемной стоимости электроэнергии (или тариф безубыточности) - SLCOE на рассматриваемом интервале времени, учитывающий полные затраты на генерацию электроэнергии, на все переделы топливного цикла и на обращение с отходами, а также интегральную выработку электро-
энергии. При этом, имея в виду большую и ктомуже условно принятую протяженность временного интервала, наиболее адекватным представляется сравнение в терминах абсолютных затрат, то есть с нулевой нормой дисконта.
Результаты расчета SLCOE на системной модели показаны на рис. 4 для референтного сценария 1 (без учета экспорта) и рассмотренных выше сценариев 2 и 3 с различными масштабами экспорта ВВЭР, а также для дополнительного сценария 4 с максимальным экспортом ВВЭР при одновременном увеличении выработки электроэнергии в России до уровня сценария 2 за счет бридинга плутония на референтном парке реакторов на быстрых нейтронах.
Стоимость киловатт-часа при кардинальном увеличении масштаба ядерной энергетической системы в сценариях 2-4 возрастает примерно на 4-6 % относительно уровня референтного сценария 1, что объясняется удорожанием урана при максимальном использовании его ресурсов. Это можно считать вполне приемлемым, учитывая несомненные выгоды от экономии традиционных энергоресурсов нефти и газа. Сценарии 3 и 4 с максимальным экспортом ВВЭР не дают преимущества по стоимости киловатт-часа по сравнению со сценарием 2, где реализуется максимальный масштаб мощности ядерной системы России (рис. 2а) и выработка электроэнергии (рис. За) при значительно меньших затратах топливных ресурсов на экспорт.
Заключение
Предлагаемая концепция энергетического суверенитета, включая устранение необходимости экспорта энергоресурсов, ориентирована на приоритетное использование всех ресурсов ядерного топлива внутри страны с предоставлением экспортных услуг в сфере ядерного топливного цикла лишь на основе сырья, приобретаемого на мировых рынках либо поставляемого заказчиком.
При условии рационального использования имеющихся национальных ресурсов, в России может быть создана самодостаточная (с прекращением добычи природного урана) ядерная энергетическая система, в 10-15 раз превышающая по мощности электрогенерации существующую сегодня.
Ядерная энергетика России может быть переведена до конца века на новую технологическую платформу, базирующуюся на реакторах на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом, через промежуточный этап формирования двухкомпо-нентной структуры с РТН и РБН. При этом собственные потребности двухкомпонент-ной ядерной энергетики России в природном уране на уровне 200 кт, соответствующие масштабу развития согласно Стратегии-2018, оставляют достаточно широкое окно возможностей для дополнительного развития на базе известных национальных ресурсов (730-800 кт).
Проведенное сценарное исследование показывает потенциальную возможность 100 %-го обеспечения собственного производства электроэнергии в России за счет ядерной генерации на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Это позволит радикально изменить общий топливный баланс страны путем сокращения сжигания горючих ископаемых с соответствующим снижением
выбросов С02, реализовать крупномасштабное производство ценных дополнительных продуктов - водорода и пресной воды, на новой технологической основе решить проблемы теплоснабжения, коренным образом улучшить экологическую обстановку.
Россия сегодня обладает ядерными технологиями, практически независящими от зарубежных поставщиков. Такое положение должно быть обеспечено и в отношении
Установка парогенерирующего блока (ПГБ) ядерной энергетической установки КЛТ-40С Источник: «Росатом»
всех звеньев энергопроизводства, включая технологическое оборудование, энергетическое машиностроение, автоматизированные системы управления и информационные технологии в целом. Атомная энергетика может и должна стать локомотивом, вытягивающим страну на более высокий технологический уровень.
Использованные источники
7. Министерство РФ по атомной энергии. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. М.: Минатом России, 2000.
2. Муравьев Е.В. Системные исследования в обоснование стратегииразвитияЯЭ. М.:АО«НИКИЭТ»,2019. 412с.
3. Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективы на период до 2100 года. М.: ГК «Росатом», 2018.
4. Энергетическая стратегия Российской Федерации на период до 2035 года, утвержденная распоряжением Правительства РФ от 9 июня 2020 г. № 1523-р.
5. Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2035 года, утвержденная распоряжением Правительства РФ от 9 июня 2017 г. № 1209-р.
6. Uranium 2018: Resources, Production and Demand. OECD 2018, NEA No. 7413.
7. URL: https://rosatom.ru/about/
8. Стратегия развития атомной энергетики России в 20202050 гг. и прогноз на период до 2100 г. (Проект). М.: ГК «Росатом», 2017.
