РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РОССИИ И МИРЕ С РЕАКТОРАМИ ПОКОЛЕНИЙ 3+ И 4
В развитии атомной энергетики в мире можно выделить три этапа, разделенных большими авариями на АЭС: «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.), Чернобыльской АЭС (СССР - Украина, 1986 г. и АЭС «Фукусима-1» (Япония, 2011 г.). На первом и втором этапах до 1990 г. происходило бурное развитие атомной энергетики, когда вводилось в год по 20-30 блоков и их количество выросло до 391 при суммарной мощности 321 ГВт, затем последовало резкое снижение, выведение многих блоков из эксплуатации, достигших предельного срока - 40 лет. Так за постфукусимский период с 2011-2016 гг. с учетом выведенных (17 блоков) добавилось всего 7 блоков и 13 ГВт энергии. В результате на 01.12.2016 г. суммарная установленная мощность 450 блоков составляла 392 ГВт. При этом снизились цены на уран и газ, а последнее привело к повышению конкурентоспособности газовых ТЭС (ПГУ с КПД до 55-65 %). Доля мирового производства электроэнергии на АЭС упала с 17,6 % (1995 г.) до 10,7 % (2015 г.). Для улучшения экономики АЭС требовалось существенное повышение уровня безопасности при упрощении и удешевлении собственно проектов, в первую очередь реакторного отделения (ядерного острова - ЯО), стоимости оборудования энергоблока, строительства и монтажа на площадке, снижение затрат при эксплуатации. В результате были разработаны и уже строятся реакторы «Поколения-3+»: фирмы Westinghouse (США) АР-1000, АРR-1400 (Корея), кипящий - GeneralElectric (США) ESBWR-1650, Areva (Франция) EPR (1600 МВт), в России «Росатом» - АЭС-2006 (1200 МВт) и ВВЭР-ТОИ (1250 МВт). В работе представлены результаты сравнения экономической эффективности этих проектов. В январе 2000 г. по инициативе Министерства энергетики США была начата программа «Международный форум «Поколение IV» (МФП-4) целями которой являлось - определение основных направлений НИОКР по разработке перспективных ЯЭУ 4-го поколения. В результате оценки, выполненной группой ведущих специалистов по атомной энергетике, были выбраны шесть базовых концепций ЯЭУ. В данной работе рассматриваются только три из них: реакторы, охлаждаемые натрием (SFR-БН), свинцом (LFR-БР) и водой сверхкритического давления (SCWR-ВВЭР-СКД). За рубежом наибольшее развитие получили реакторы SCWR. В ряде стран выполнены концептуальные проекты показывающие экономическую эффективность этих реакторов на 20-40 % по сравнению с реакторами «П-3+». В России, чтобы не зависеть от колебаний цен на уран, уменьшения проблем с хранением отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и реализацией в атомной энергетике замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), активно разрабатываются реакторы БН и БР.