Глебов А.П.
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.
1. Нигматулин Б.И. Атомная энергетика в России и мире. Москва, ИБРАЭ, 2017.
2. International Atomic Energy Conference “Nuclear power reactors in the world”. Vienna, IAEA, 2016.
3. Пиоро И., Кириллов П.Л. Текущее состояние производства электричества на АЭС в мире. Атомная техника за рубежом, 2013, № 12, с. 3-11.
4. А Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, (2002). Доступно на: http://www.gen-4org/PDFs/GenIVRoadmap.pdf (дата обращения 23.02.2018).
5. Кириллов П.Л., Поро И. Поколение IV ядерных реакторов как основа для мирового производства электричества в будущем. Атомная техника за рубежом, 2014, № 2, с. 3-12.
6. Assessment of nuclear energy systems based of a closed nuclear fuel cycle with fast reactors. A report IAEA-TECDOC-1639. Vienna, 2010.
7. Uranium 2016: Resources Production and Demand, (2015). Доступно на: https://www.oecd-nea.org/ndd/pubs/2016/7301-uranium-2016.pdf (дата обращения 27.02.2018).
8. Spent Fuel Performance Assessment and Research, (2015). Доступно на: https://www-pub.iaea.org/books/iaeabooks/10889/Spent-Fuel-Performance-Assessment-and-Research (дата обращения 01.03.2018).
9. Гагаринский А.Ю. Комиссия «Голубой ленты» о ядерном будущем Америки. Атомная энергия, 2012, том 112, вып. 4, с. 249-251.
10. U.S. Energy Information Administration, Annual Energy Outlook 2016, (2016). Доступно на: https://www.eia.gov/outlooks/aeo/pdf/0383(2016).pdf (дата обращения 01.03.2018).
11. Международное сотрудничество госкорпорации Росатом. Доступно на: https://www.rosatom.ru/about/international/ (дата обращения 01.03.2018).
12. Демешко М.П., Парамонов Д.В., Дуб А.В., Веселов Д.О., Махин В.М. О перспективах технологии ВВЭР. Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2016». Обнинск, 2016.
13. Преображенская Л.Б., Соколова И.Д. Новые АЭС: Успехи и проблемы. Часть 2. Проблемы реакторов поколения 3 и 3+. Атомная техника за рубежом, 2011, № 6, с. 3-14.
14. Итоги деятельности ГК «Росатом» за 2017 г. Страна Росатом, 2017, №32, с. 1-48.
15. Алексеев П.Н., Асмолов В.Г., Гагаринский А.Ю. и др. О стратегии развития ядерной энергетики России до 2050 г. Атомная энергия, 2011, том 111, вып. 4, с. 184-192.
16. РОСАТОМ стратегические цели 2030. Доступно на: rosatom-strategy-0917 (дата обращения 29.09.2017).
17. Новая программа Росатома. Страна Росатом, 2012.
18. Пономарев–Степной Н.Н. и др. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Техносфера, Москва, 2016.
19. Глебов А.П., Баранаев Ю.Д., Клушин А.В. Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки. Труды 10 международной начуно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2017.
20. Алексеев П.Н., Декусар В.М., Марова Е.В. и др. Развитие физико-технических решений по проекту БН-1200 в контексте повышения конкурентоспособности технологии БН. Труды научно-технической конференции «Нейтроника-2017». Обнинск, 2017.
21. Гончар Н.И., Панкратов Д.В. Определение характеристик выхода полония из ЖМТ в газовую фазу по экспериментальным данным ГНЦ РФ-ФЭИ». Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2013». Обнинск, 2013.
22. Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Атомная энергия, 2000, том 89, вып. 4, с. 308-314.
23. Баканов М.В., Троянов В.М., Шереметьева Т.О. Топливообеспечение двухкомпонентной ядерной энергетики России. Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2013». Обнинск, 2013.
24. Проектирование быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (LFR): безопасность, нейтронная физика, теплогидравлика, механика конструкций, топливо, активная зона и кон-струкция установки. Новости Атомной Науки и Техники. № 225-228, г. Обнинск, 08.10.2011.
25. Поплавский В.М. и др. Активная зона и топливный цикл для перспективного натриевого реактора. Атомная энергия, 2010, том 108, вып. 4, с. 206-211.
26. Пшакин Г.М., Мосеев П.А., Коробейников В.В., Мосеев А.Л. Разработка базы данных гражданского плутония в России и ее применение. Ядерная энергетика, 2017, №1, с. 5-10.
27. Чибиняев А.В. Нейтронно-физические характеристики эволюционного СУПЕР-ВВЭР со спектральным регулированием. Труды международной начуно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2012.
28. Oka Y., Koshizuka S. Design Concept of Once-Through Cycle Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors. Proc. 4th Int. Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors. Tokyo, Japan, 2000.
29. Baranaev Yu.D., Glebov A.P., Kirillov P.L., Klushin A.V. Neutronic Characteristics of a 30 MWt SCW Experimental Reactor: From Water-Cooled Power Reactor Technology to a Direct Cycle Nuclear Reactor with Supercritical Water Parameters and Fast Neutron Spectrum. Proc. conf. ISSWCR-6. Shenzhen, Guangdong, China, 2013, Paper 13108.
30. Yetisir M., Gaudet M., Rhodes D. Development and Integration of Canadian SCWR Concept with Counter-Flow Fuel Assembly. Proc. conf. ISSWCR-6. Shenzhen, China, 2013, Paper 13059.
31. Glebov A.P., Klushin A.V., Baranaev Yu.D., Kirillov P.L. Presearch of Features of U-Pu-Th Fuel Cycle and its use for Burning up of Minor Actinides in Supercritical Water-Cooled Reactor with Fast Neutron Spectrum. Proc. conf. ICONE21. Chengdu, China, 2013, Paper 16888.
32. Nuclear Enjineering and Radiation Science, 2018, vol. 4, no. 1.
33. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. Атомная энергия, 2006, том 100, вып. 5, с. 349-355.
34. Рыжов С.Б., Мохов, В.А., Никитенко М.П. и др. Концепция одноконтурной РУ ВВЭР-СКД с корпусным реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления. Труды 5 Международного симпозиума ISSCWR-5. Ванкувер, Канада, 2011.
35. Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. Активная зона с быстро-резонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды. Патент РФ, № 2485612, 2013.
36. Глебов А.П., Терентьева М.И. Разработка прототипа реактора SCWR, охлаждаемого водой при сверхкритическом давлении, в рамках программы GIF (МПФ-4). Атомная техника за рубежом, 2014, № 5.
37. Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С. и др. Разработка высокопрочной теплостойкой стали для ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Труды 10 международной начуно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2017.
