CC BY
57УДК 621.039 (470+571) Е.О. Адамов, Д.С. Соловьёв1
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - ВЫЗОВЫ И РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМ
В статье анализируются проблемы развития современной ядерной энергетики (ЯЭ) и пути их решения на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с быстрыми реакторами (БР). Определены технические требования к ядерным энергосистемам для создания крупномасштабной ЯЭ. Рассмотрены цели и решаемые научно-технические задачи проекта «Прорыв» Государственной корпорации «Росатом», реализуемого в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 года». Представлена оценка требуемых технико-экономических показателей АЭС с БР, при которых возможно достигнуть конкурентных преимуществ над электростанциями с органическим топливом.
Ключевые слова: ядерная энергетика, быстрые реакторы, замкнутый топливный цикл, крупномасштабная ядерная энергетика, облученное ядерное топливо, безопасность, нераспространение, проект «Прорыв».
В 2000 г. Правительство РФ одобрило Стратегию развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Столь далекий по глубине планирования стратегический документ оказался первым среди ведущих стран мира, и только позднее ко многим пришло осознание, что для такой весьма инерционной техногенной сферы, как энергетика, нужны именно такие горизонты расстановки ключевых вех. На самом деле, для рождения новых проектов нужны десятилетия, их реализация занимает в лучшем случае также 10 лет, а работают объекты ядерной энергетики сегодня не менее 60 лет, с вполне вероятной перспективой продления ресурса. Безусловно, обновление стратегических планов также должно происходить регулярно с тем, чтобы учитывать как технологическое развитие, так и меняющуюся картину окружающего мира. К сожалению, Стратегия 2000 г. пока так и остается неактуализированной с момента своего появления. Тем более интересно посмотреть, в какой мере она оказалась основательной и не повторила ли судьбу своих, пусть и не столь на долгую перспективу, аналогов, давно потерявших актуальность.
Начнем с сырьевых прогнозов, значительную часть которых, связанных с запасами органических ресурсов, жизнь опровергла. Появились и новые традиционные для разработчиков за-
лежи органики, например, в Астраханской области или на Каспийском шельфе, а также, если не ограничиваться российской территорией, то, прежде всего сланцевые месторождения, известные как конкреции мирового океана достаточно давно, однако не имевшие приемлемых по экономике технологий для освоения. Сегодня добыча нефти и газа из сланцев превратила США из импортера органики в страну, претендующую на экспорт, прежде всего сжиженного газа.
Ничего похожего не произошло в мировой ядерной энергетике. Пережившая чернобыльскую трагедию, отрасль к 2010 г. вышла на новые стартовые позиции и спотовые цены основного сырья - из08 взлетели до почти 140 долл./фунт, а после фукусимской аварии в 2011 г. вновь ушли ниже 30 долл./фунт желтого кека. Запасов относительно дешевого уранового сырья (около 6 млн т в 2016 г.) при условии, что АЭС по-прежнему будут использовать только изотоп 235и и суммарная мощность останется на нынешнем уровне, хватит лишь до конца столетия. Однако основой для развития, как и предусмотрено в Стратегии, остается 238и, запасы которого в 150 раз больше, а при их исчерпании можно перейти к использованию торий-уранового цикла. Если запасы органики, даже пополняясь, сохраняют прогнозы исчерпания
1 Евгений Олегович Адамов - научный руководитель проектного направления «Прорыв» - Инновационно-технологического центра ГК «Росатом», научный руководитель АО «НИКИЭТ», д.т.н., профессор, e-mail: [email protected];
Дмитрий Сергеевич Соловьёв - ученый секретарь технического комитета Инновационно-технологического центра проекта «Прорыв» ГК «Росатом», e-mail: [email protected]
Рис. 1. Топливный потенциал развития ЯЭ на быстрых реакторах
в пределах нескольких сотен лет, то сырья для ядерной энергетики достаточно на несколько тысячелетий при ее крупномасштабном использовании, например, так как это и было предусмотрено Стратегией 2000 г. (рис. 1), которая показала возможность полного покрытия всех потребностей в приросте производства электроэнергии в мире за счет ЯЭ, однако уже на новой технологической платформе.
Прогнозировавшийся рост мощностей ЯЭ не слишком отклонился от реальности: суммарная мощность АЭС в РФ составляет почти 28 ГВт (по прогнозу Стратегии 30 ГВт). Проекты энергоблоков третьего поколения доведены до коммерческой реализации (1-й блок второй очереди Нововоронежской АЭС уже работает, а первый блок второй очереди Ленинградской АЭС готовится к запуску в этом году). Выше всяких прогнозов оказался экспорт российских АЭС, топлива и профильных услуг: в портфеле ГК «Ро-сатом» сегодня на 10 лет заказов более чем на 130 млрд долларов. Напомним, что у «Росвооружения», второго главного источника несырьевого экспорта, портфель заказов составляет менее 50 млрд долларов. Построен и блок с реактором на быстрых нейтронах БН-800.
Приоритетным условием развития ЯЭ России Стратегия называла поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС. Для мировой ЯЭ, списавшей чернобыльскую аварию то ли на канальный тип реактора, то ли на недостаточный уровень
«культуры безопасности» в СССР, это также было главным условием развития, и она с этим не справилась. Причем фронт был прорван, казалось бы, в самом надежном, с точки зрения той же культуры безопасности, месте - в Японии. Канальных реакторов у Японии, в отличие от России, Англии или Канады, не было вовсе и аварии произошли на трех корпусных реакторах американской конструкции и нескольких хранилищах отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Масштаб катастрофы технически превышает чернобыльскую, где разрушенным оказался только один реактор. Однако глобальным последствием Фукусимы стал отказ от ЯЭ таких стран, как Германия, Швейцария, Бельгия, Нидерланды. Отказалась от своих планов Италия, готовившаяся начать развитие ЯЭ на собственной территории, после того как уже многие годы подпитывается электроэнергией, производимой на французских АЭС.
И вот здесь следует назвать главное отличие Стратегии 2000 от реальности. До 2010 г. планировалось завершить сооружение демонстрационного блока АЭС с естественной безопасностью (реактор на быстрых нейтронах и опытные производства его топливного цикла). Именно на таком реакторе детерминистически исключаются как аварии типа чернобыльской (разгон реактора на мгновенных нейтронах), так и с потерей охлаждения активной зоны, ее плавлением. Это произошло сначала на первом же энергетическом реакторе в США в 1954 г.
(первый реактор на быстрых нейтронах ЕВЯ-1), затем там же в 1979 г. (реактор PWR АЭС в Три-майле) и, наконец, на трех реакторах в Японии (BWR АЭС «Фукусима»).
В 2010 г. благодаря представленной С.В. Кириенко и утвержденной Правительством РФ Федеральной целевой программе по новой технологической платформе были возобновлены работы, бездумно прерванные на целое десятилетие в 2001 году. Часть проектов ФЦП в 2013 г. была объединена в проектном направлении «Прорыв», ориентированном на создание в едином демонстрационном комплексе энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, производство принципиально нового плотного топлива и комплекса по его переработке и удалению РАО. Каждый из этих объектов обладает своими особенностями и должен быть рассмотрен отдельно с тем, чтобы дать полное представление о новой технологической платформе, развитие которой неизбежно приведет к двухкомпонентности ЯЭ в текущем столетии.
Опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов (ЭБ на базе РУ БРЕСТ-300, модуль фа-брикации/рефабрикации топлива, модуль переработки топлива), обеспечивающих замыкание топливного цикла. Пристанционный вариант организации топливного цикла (ПЯТЦ) позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки в пределах одной площадки. В табл. 1 приведены основные параметры ОДЭК.
Следует отметить, что все разрабатываемые технологии (за исключением логистики) и оборудование могут быть использованы и при цен-
Основные хар;
трализованной организации топливного цикла (ЦЯТЦ) в том случае, если это обеспечивает оптимальную технико-экономическую эффективность при приемлемой логистике. Наиболее логичной представляется модульная организация соответствующих производств, позволяющая расширять и увеличивать производительность производств в соответствии с планами ввода энергетических объектов.
Пристанционный топливный цикл включает в себя два основных модуля - МФР и МП, имеющих общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На первом из них впервые в мире создается опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обедненного урана с использованием технологии карбо-термического синтеза.
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-0Д-300, а также предусматривает включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 (рис. 2) со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы «естественной безопасности» (основные характеристики - в табл. 2).
Основными особенностями РУ БРЕСТ-ОД-300 являются:
- отсутствие запаса реактивности, достаточного для реализации тяжелой реак-тивностной аварии;
Таблица 1
теристики ОДЭК
Установленная электрическая мощность, брутто 300 МВт
Вид топлива Смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП)
Проектный срок службы (в режиме НИОКР) 30 лет*
Проектный срок службы технологического оборудования топливного цикла, не менее 30 лет
Производительность производства фабрикации и рефа-брикации топлива 14 т/год
Производительность производства переработки отработавшего ядерного топлива 5 т/год
Примечание: * - перевод в энергетический режим использования может быть рассмотрен дополнительно.
Рис. 2. РУ БРЕСТ-ОД-300
Таблица 2
Основные характеристики РУ БРЕСТ-ОД-300
Тепловая мощность, МВт 700
Число ТВС в активной зоне 169
Топливо СНУП
Загрузка топлива, т 20,6
Коэффициент воспроизводства активной зоны (КВА) 1,05
Количество петель 4
Теплоноситель первого контура свинец
Максимальное давление теплоносителя в первом контуре, МПа 1,17
Температура теплоносителя на входе/выходе из активной зоны, °С 420 /535
Средняя температура рабочего тела на входе/выходе из ПГ, °С 340 / 505
Давление на выходе из парогенератора, МПа 17
Паропроизводительность, т/ч 1500
интегральная компоновка первого контура (нет выхода теплоносителя за пределы корпуса) для исключения потери теплоносителя;
применение малоактивируемого теплоносителя с высокой температурой кипения, не вступающего в бурное взаимодействие с водой и воздухом в случае разгерметизации контура;
- осуществление полного воспроизводства топлива непосредственно в активной зоне, сжигание долгоживущих актинидов;
- упрощение систем безопасности благодаря физическим свойствам применяемых материалов и конструктивным решениям.
Для реакторов на быстрых нейтронах оптимальным является плотное топливо, среди фундаментальных свойств которого три играют
Таблица 3
Сравнение основных параметров различных видов топлива
Характеристика иРи02 ЧЛА UPuN и Ри N 0.8 0.2 и-Ри^г и-19Ри-^г
Теоретическая плотность, г/см3 11,04 14,32 15,73
Рекомендованная эффективная плотность топлива, % т.п. (г/см3) ~85 80 ~75
(9,3) (11,5) (11,8)
Теплопроводность, Вт/м^К, 1000 К 2,6 15,8 25
Температура плавления, К 3023 3070 1400
Предельная допустимая температура топлива, °С Более 2000 Не более 1800* Не более 800
Примечание: * - недостаточно данных, требуются дополнительные исследования.
существенную роль с точки зрения влияния на базовые характеристики активных зон и безопасность: плотность, теплопроводность и удельное количество рассеивающих нейтроны легких элементов (кислород, углерод и азот). Более высокая плотность топлива и меньшее количество легких элементов способствует росту коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора (КВА) и интегрального КВ по РУ. Особые уникальные свойства обретают активные зоны с так называемым «равновесным топливом», в котором выгорание делящегося вещества полностью компенсируется его воспроизводством. Сравнение характеристик различных видов плотного топлива приведено в табл. 3.
Несмотря на то что металл имеет максимальную теоретическую плотность, нитридное топливо (ИМ и ИРиК) практически не уступает по плотности легированному металлическому топливу, в котором Zr и увеличенная пористость,
необходимая для снижения распухания и увеличения ползучести, снижают его плотность.
Для того чтобы оценить и понять влияние параметров топлива на характеристики активных зон, рассмотрены возможные компоновки реактора типа БН-1200 на МОКС-топливе, СНУП-топливе, металлическом смешанном топливе с натриевым подслоем и проведены соответствующие нейтронно-физические расчеты, см. табл. 4.
Существенно более низкая допустимая температура оболочки твэла с металлическим топливом (не более 620 °С) не позволяет достигнуть параметров паросилового цикла, принятого для реактора БН-1200 и соответствующих величин его КПД.
Исходя из проведенного анализа был сделан вывод о предпочтительности выбора нитридно-го топлива, которое позволяет достичь принципиально новых качеств активной зоны с КВА~1,
Таблица 4
Сравнение основных параметров БН-1200 с различными видами топлива
Параметр иРи02 UPuN и-Ри^г
Коэффициент воспроизводства активной зоны (КВА) 0,85 1,04 1,046
Изменение реактивности за микрокампанию
(330 эфф. сут), % Ак/к -1,91 -0,38 +0,75
Максимальное выгорание топлива, % т.а. (без учета проводимых НИОКР) ~ 10 ~ 8 ~10
снизить запас реактивности до минимальных величин и при этом сохранить в допустимых пределах другие эффекты и коэффициенты реактивности.
Замыкание ТЦ на базе быстрых реакторов за счет использования и238 принципиально снимает проблему топливных ресурсов ЯЭ, увеличивая их практически используемую базу примерно в 150 раз и выводя ЯЭ на приоритетную позицию в общем энергобалансе ресурсов.
В сравнении с открытым ЯТЦ на базе ТР ЗЯТЦ с БР обладает неоспоримыми преимуществами в части меньшего количества потребляемых ресурсов, накопления ОЯТ и РАО, возвращаемых в природную среду, которые можно охарактеризовать следующими данными (табл. 5).
Исходя из этих данных следует, что замкнутый ядерный топливный цикл:
требует в 150 раз меньше природного урана; при старте БР с урана в 6-7 раз больше производит вторичного топливного ре-
сурса - Ри, чем при использовании урана в ТР;
- расширяет масштаб существования ЯЭ от сотен до тысяч лет;
- позволяет либо отказаться вообще от добычи урана (при стационарном уровне общей мощности ЯЭ и работе на отвальном уране), либо при том же уровне добычи увеличить мощность ЯЭ;
- приводит к снижению потенциальной биологической опасности ВАО.
С точки зрения оптимального использования топливных ресурсов можно сформулировать следующие базовые принципы организации ЯТЦ:
- все актиниды - как Ри, так и И нужно использовать, как правило, в БР;
- использование и в ТР - рудимент становления ЯЭ;
использование Ри в ВВЭР (МОКС) нецелесообразно по следующим причинам:
Параметр ОЯТЦ ЗЯТЦ Комментарий
Годовое потребление И на 1 ГВт.год (эл) 150 т 1 т
Потребление И за 60 лет на 1 ГВт (эл) 9 000 т 60 т
Максимальная мощность ЯЭ при 600-700 тыс. т природного урана 68-80 ГВт (эл) в течение 60 лет 600-700 ГВт (эл) в течение 1000 лет
Годовая добыча И при 25 ГВт (эл) 3 750 т Не требуется 26,7 ГВт (эл) - мощность ЯЭ РФ 3100 т - добыча в РФ на сегодня
Количество образованного топливного ресурса (Ри) на 1 ГВт.год (эл) 0,15 т 1 т
Накопление ОЯТ на 1 ГВт.год (эл) 15 т Отсутствует
РАО (осколки деления) на 1 ГВт.год (эл) 1 т 1 т
Потенциальная биологическая опасность ВАО, Зв/кг ОЯТ
Ри -105 -100
Лш -104 -10
Таблица 5
Концептуальное (по порядку величин) сравнение потребления природных ресурсов и накопления ОЯТ и РАО в ОЯТЦ и ЗЯТЦ
а) снижается база для развития ЗЯТЦ с БР;
б) ухудшаются свойства Ри (для БР оптимален энергетический Ри из уранового ОЯТ ВВЭР без рецикла);
в) неэффективно используется Ри;
г) возрастает величина топливной составляющей АЭС с ТР (если не пренебрегать стоимостью Ри).
Окончательное решение проблемы ОЯТ связано с задачами, которые решает ЗЯТЦ в части ОЯТ, и имеет три аспекта:
1) ЗЯТЦ исключает накопление ОЯТ БР;
2) поэтапный переход к ЗЯТЦ на первом этапе позволяет прекратить накопление ОЯТ ТР и уменьшить затраты на обращение с ОЯТ, так как замещение одного ТР на БР:
исключает образование 900 т (15 т/год-60 лет) ОЯТ ВВЭР и затраты на его хранение до переработки, которые в 2015 г. в ГК «Росатом» оценивались в 384 тыс. руб./т/год;
сокращает годовой объем перерабатываемого ОЯТ;
- сокращает объем хранения облученного урана;
3) использование продуктов переработки ОЯТ в БР - эффективный способ решения проблемы уже накопленного ОЯТ ВВЭР (на втором этапе):
- один новый БР может утилизировать трансурановые элементы из всего ОЯТ, образующегося за время жизни одного ВВЭР;
- замещение 10 ГВт тепловых реакторов быстрыми практически полностью решает проблему накопленного российского ОЯТ ВВЭР.
Радиационно-эквивалентный подход в ЗЯТЦ - основной способ решения потенциальных экологических проблем при обращении с РАО, а также главный аргумент при работе с общественностью и «радиофобией». Он фактически означает, что радиационная безопасность окружающей среды гарантируется не техническими средствами и способами, а самим отсутствием активности сверх имеющихся уже природных уровней.
Принципиальной является экономика ЯЭ, существующие проекты АЭС с ТР большой мощ-
ности по сравнению с другими генерациями в настоящее время не удовлетворяет перспективным требованиям конкурентоспособности по сравнению с электростанциями на органическом топливе. Развитие атомной генерации на базе ТР не решает системных проблем атомной энергетики. Предъявляемые требования к уровню капитальных вложений, которого планируется достичь в проекте ВВЭР-ТОИ к 2020 году, не обеспечивают задачи эффективного конкурентоспособного развития атомной энергетики в РФ, несмотря на очевидное достижение в российских условиях данной технологией предельного уровня по оптимизации технико-экономических показателей.
Основными внешними вызовами для обеспечения конкурентоспособности атомной генерации являются: модернизация существующих и внедрение новых эффективных технологий для угля и газа, появление эффективных технологий альтернативной (возобновляемой) генерации, требование к увеличению доли маневренных мощностей, уменьшение стоимости сооружения у конкурентов и тенденция к снижению цен на органическое топливо.
Значения показателя LCOE (Levelized Cost Of Electricity, приведенная стоимость электроэнергии) для конкурирующих технологий, выглядят (в ценах 2014 г., при курсе 32 руб./долл.) следующим образом:
1) для двухблочной АЭС с РУ типа АЭС-2006:
- при мировом уровне цен на переделы ЯТЦ
- 3,08 руб./кВт.ч;
- при российском уровне цен на переделы ЯТЦ - 3,02 руб./кВтч.
2) для двухблочной АЭС с РУ типа ВВЭР-ТОИ:
- при мировом уровне цен на переделы ЯТЦ
- 2,74 руб./кВтч;
- при российском уровне цен на переделы ЯТЦ - 2,68 руб./кВтч.
3) для ПГУ:
- при консервативных параметрах - 3,04 руб./кВтч;
- при оптимальных параметрах - 2,48 руб./кВтч.
4) для двухблочной АЭС с РУ типа БР-1200:
- при глубине выгорания СНУП-топлива 8% т.а. - 2,42 руб./кВтч;
- при глубине выгорания СНУП-топлива 12% т.а. - 2,32 руб./кВтч.
5) для возобновляемых источников энергии:
- ветряная электростанция (ВЭС) -3,23 руб./кВт.ч;
солнечная электростанция (СЭС) 4,85 руб./кВтч.
Достижение требуемых технико-экономических показателей АЭС с БР, представленных в табл. 6, позволит снизить на 20% капитальные вложения и на 15% себестоимость вырабатываемой электроэнергии по сравнению с ВВЭР-ТОИ и обеспечить конкурентные преимущества над электростанциями с органическим топливом.
Объемы высвобождаемого природного газа для экспорта или внутреннего потребления при вводе ПЭК с двумя РУ БР-1200 вместо ПГУ за весь срок службы оцениваются в 205 млрд м3 в случае ввода одного ПЭК. Только при достижении вышеприведенных требований к конкурентоспособности БР с ЗЯТЦ будет обеспечена доказательная база для крупномасштабного развития атомной энергетики на базе быстрых реакторов и замыкания ЯТЦ.
После аварии АЭС на Трехмильном острове в США (1979 г.) один из основоположников атомной энергетики в США A. Weinber в книге «The Second Nuclear Era: A New Start for Nuclear
Power» использовал концепцию «inherent safety», ранее применявшуюся в химии и электронике, как подход к конструированию реакторов и АЭС с максимальным использованием пассивных обратных связей, исключающих необходимость защитных систем, действие которых требует внешних источников энергии или вмешательства оператора. Немедленно принцип был взят на вооружение в ряде рекомендаций по безопасности МАГАТЭ и без особых технологических изменений вскоре все проекты объявлялись обладающими «внутриприсущей безопасностью». Тем не менее запас реактивности во всех конструкциях действующих ныне реакторов в разы превышает пресловутые 4 р (доля запаздывающих нейтронов), которых оказалось достаточно для разгона реактора на мгновенных нейтронах в Чернобыле. Петлевая конструкция большинства из них не исключает потери теплоносителя, а, следовательно, и отвода охлаждения от топлива, то есть аварий которые произошли на Трехмильном острове в США и АЭС «Фукусима» в Японии. Ежегодно количество извлекаемого из АЭС топлива (ОЯТ) увеличивается примерно на 12 тыс. т и до настоящего времени ни одна из стран не решила, что с ним, в конце концов, делать. Отложенное решение постепенно превращается в нарастающую проблему.
Таблица 6
Ключевые технико-экономические показатели энергоблоков АЭС с РУ БР-1200 и РУ ВВЭР-ТОИ
Показатели БР-1200 в составе ПЭК АЭС с ВВЭР-ТОИ
Количество энергоблоков 2 2
Мощность энергоблока, МВт(эл.) 1 220 1 250
КИУМ, % 90 90
Затраты электроэнергии на собственные нужды, % 5,0 6,5
Полезный отпуск электроэнергии, млрд кВт.ч/год 18,3 18,5
Штатный коэффициент, чел./МВт(эл.) 0,30 0,37
Срок сооружения двух энергоблоков, 8* 8
лет
Срок службы, лет 60 60
Удельные КВЛ, тыс. руб./кВт 74 90
Удельные КВЛ, долл./кВт (1 долл. = 32 руб.) 2 300 2 825
Примечание: * - включая объекты ПЯТЦ.
Рис. 3. Строительство опытно-демонстрационного комплекса на площадке
Сибирского химкомбината
Все перечисленные проблемы находят решение в рамках проектного направления «Прорыв». Равновесные зоны исключают необходимость запаса на выгорание, из-за которого потенциально возможны, пусть и с весьма малой вероятностью, реактивностные аварии. Интегральная конструкция, при которой первый контур полностью размещается внутри бака реактора, исключает потерю теплоносителя. Выжигание и трансмутация актинидов, в том числе минорных, позволяют реализовать ради-ационно-эквивалентное обращение делящихся материалов в топливном цикле и вернуть для захоронения отходы, по радиотоксичности не превышающие параметры для сырьевых материалов, добываемые из Земли.
А. Weinber предложил общие подходы, в полноте реализуемые нами в конструкциях реакторов и технологиях замыкания топливного цикла. Это позволило нам дать ядерной энергетике, использующей для безопасности новые физические подходы и конструктивные решения, вместо активных систем безопасности, название «ядерной энергетики естественной безопасности». С ее развитием мы связываем решение энергетических, экологических и ресурсных проблем устойчивого развития, как это и предлагал Президент РФ В.В. Путин в 2000 г. на Саммите тысячелетия в ООН.
Прообраз ядерной энергетики будущего сооружается на площадке Сибирского химического комбината (рис. 3), объединяя усилия специалистов ГК «Росатом», университетов и институтов РАН.
ЛИТЕРАТУРА
1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. Одобрена Правительством РФ 25.05.2000 г. М.: Минатом России, 2000.
2. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года. Утверждена распоряжением Правительства РФ № 1715-р от 13 ноября 2009 года.
3. Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин
A.В., Молоканов Н.А., Муравьёв Е.В., Орлов
B.В., Калякин С.Г., Рачков В.И., Троянов В.М., Аврорин Е.Н., Иванов В.Б., Алексахин Р.М. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. // Атомная энергия. 2012. Т. 112. Вып. 6.
C. 319-330.
4. Аналитическая записка «Крупномасштабная двухкомпонентная ядерная энергетика с замкнутым ЯТЦ на базе реакторов на быстрых нейтронах». М., ГК «Росатом», Проектное направление «Прорыв», 2017.
5. В.И. Рачков. Формирование двухкомпо-нентной ЯЭ в рамках стратегии развития ЯЭ России. Доклад на совместном заседании НТС-1 и НТС-8 ГК «Росатом», Москва, 23.03.2017.
6. Е.О. Адамов, В.А. Першуков. Проект «Прорыв» (достигнутые результаты и дальнейшее развитие технологий ЗЯТЦ). Доклад
на конференции ПН «Прорыв», Екатеринбург, 07.06.2016.
7. Е.О. Adamov, V.A. Pershukov. PROJECT «PRORYV» (Breakthrough): Results achieved and further development of closed nuclear fuel cycle technologies (Federal Target Program «Nuclear Power Technologies of the New Generation» and the concept of the Federal Target program «Nuclear Power Technologies of the New Generation-2»). Доклад на АТОМЭКСПО-2016, Москва, 30.05.2016.
8. A. Weinber. «The Second Nuclear Era: A New Start for Nuclear Power», Praeger, New York, 1985.
Поступила в редакцию 24.05.2017 г.
E.O. Adamov, D.S. Solovyov2
NUCLEAR POWER INDUSTRY - CHALLENGES AND PROBLEM SOLUTION
The article reviews the problems of modern nuclear power industry (NPI) development and their solutions based on the closed nuclear fuel cycle (NFC) with fast reactors (FR). Technical requirements to nuclear energy systems are established to develop a large-scale nuclear power industry. The paper covers objectives as well as research and engineering problems to be solved in the Proryv (Breakthrough) Project implemented by the State Atomic Energy Corporation Rosatom as part of the Federal Targeted Program «New-Generation Nuclear Energy Technologies for the 2010-2015 Period and up to 2020».
The required performance indicators of nuclear power plants with fast reactors are evaluated to achieve competitive advantages over fossil fuel power stations.
Key words: nuclear power industry, fast reactors, closed fuel cycle, large-scale nuclear power industry, irradiated nuclear fuel, security, non-proliferation, Proryv Project.
2 Evgeny O. Adamov - Academic Director of the Proryv Project - the Innovation and Technology Center of the State Atomic Energy Corporation Rosatom, Academic Director of JSC «NIKIET», Doctor of Engineering, Full Professor, e-mail: [email protected];
Dmitry S. Solovyov - Research Secretary at the Technical Committee of the Innovation and Technology Center for the Proryv Project of the State Atomic Energy Corporation Rosatom, e-mail: [email protected]
