ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Глебов А.П.

Организация

Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Глебов А.П. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук, Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484)399-88-69; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..

Аннотация

В развитии атомной энергетики в России и мире можно выделить три этапа, разделенных большими авариями на АЭС: «Три–Майл-Айленд» (США 1979), Чернобыльской АЭС (СССР-Украина 1986) и АЭС «Фокусима-1» (Япония 2011).
Доля мирового производства электроэнергии на АЭС упала с 17,6% (1995) до 10,7% (2015). Для повышения конкурентоспособности АЭС требовалось существенное повышение уровня безопасности при упрощении и удешевлении проектов. В результате были разработаны и уже строятся водоохлаждаемые реакторы «Поколения -3+». Это реакторы 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 этой программы являлось определение основных направлений НИОКР по разработке перспективных ЯЭУ 4-го поколения. В результате оценки, выполненной группой, состоявшей из 100 экспертов – ведущих специалистов по атомной энергетике, были выбраны шесть базовых концепций ЯЭУ для разработки в рамках программы МФП-4. В данной работе рассматриваются только три из указанных шести концепций, получивших к настоящему времени наибольшее развитие. Это реакторы охлаждаемые натрием (SFR-БН), свинцом (LFR-БР) и водой сверхкритического давления (SCWR).
В статье рассматриваются особенности развития атомной энергетики, реализации ЗТЦ в разных странах и преимущественно в России, этапы, сроки их выполнения, возникающие проблемы. Обосновывается использование реакторов SCWR на ближайшую перспективу и более отдаленную с быстрым спектром нейтронов в системах с ЗТЦ.

Ключевые слова
развитие АЭС в России и мире, разведанные запасы и себестоимость урана, водохлаждаемые реакторы поколений 3+ и 4, быстрые реакторы на натрии и свинце, двух-компанентная АЭС, спектральное регулирование, реакторы с водой сверхкритического давления, замкнутый топливный цикл

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.5

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 4, 4:21