Современная ядерная энергетика

c) Устройство различных типов ядерных реакторов

2) Состояние атомной энергетики в России сегодня

a) Атомные станции концерна «Росэнергоатом» работают надежно и безопасно.

b) Важнейшие факторы развития атомной энергетики

ii) Достижение максимальной экономической выгоды

iii) Достижение максимальной экологической выгоды

iv) Максимальное повышение безопасности реакторов

d) Основные принципы существующей стратегии

Мне очень интересна физика, и как наука, и все отрасли, в которых она играет важную роль. Но наиболее интересна мне атомная физика. Я учусь в физико-математическом классе и будущее свое намерен связать именно с атомной энергетикой, с какой-нибудь отраслью, относящейся к ней. Именно поэтому меня заинтересовала данная тема. Мне хотелось понять на сколько перспективна данная отрасль.

Атомная энергетика это область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядер для выработки теплоты и производства электроэнергии. В 1990 атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. Такие электростанции работали в 31 стране и строились еще в 6 странах. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен во Франции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгарии и Швейцарии, т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов. Эти страны производят от четверти до половины своей электpоэнеpгии на АЭС. США производят на АЭС только восьмую часть своей электроэнергии, но это составляет около одной пятой ее мирового производства.

Ядерный топливный цикл. Атомная энергетика – это сложное производство, включающее множество промышленных процессов, которые вместе образуют топливный цикл. Существуют разные типы топливных циклов, зависящие от типа реактора и от того, как протекает конечная стадия цикла.

Обычно топливный цикл состоит из следующих процессов. В рудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида урана, а радиоактивные отходы идут в отвал. Полученный оксид урана (желтый кек) преобразуется в гексафторид урана – газообразное соединение. Для повышения концентрации уpана-235 гексафторид урана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уран снова переводят в твердый диоксид урана, из которого изготавливают топливные таблетки. Из таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), которые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядерного реактора АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации, и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уровнем радиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.

Устройство различных типов ядерных реакторов

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы.

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Тепловыделитель	4.5%-й обогащенный уран	2.8%-й обогащенный уран	2-3%-й обогащенный уран
Замедлитель и его свойства	Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.	Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.	Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя	Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР
Количество контуров	Два	Один	Два
Теплоноситель	Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.	Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.	Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.
Регулирование	Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.
Перегрузки топлива	1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.	В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.	Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.
Наружный отражатель	Наружный металлический корпус.	Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности	Наружный металлический корпус.

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке.

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт).

Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рисунке. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см. рис.ниже). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО₂. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора сомым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

Состояние атомной энергетики в России сегодня

В России сегодня эксплуатируются 30 ядерных энергоблоков общей установленной электрической мощностью 22,2 ГВт. В их числе 14 энергоблоков с реакторами типа - ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водографитовыми реакторами и один энергоблок на быстрых нейтронах БН-600. Россия имеет уникальный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — БН-350 и БН-600 (безаварийная работа в течение 20 лет).

Атомные станции концерна «Росэнергоатом» работают надежно и безопасно.

В октябре 2004 года атомные станции концерна «Росэнергоатом» выработали 12179,3 млн. кВтч электроэнергии, что составляет 99,5% в сравнении с выработкой электроэнергии за аналогичный период прошлого года.

Всего за десять месяцев 2004 года АЭС России выработали 115319,5 млн. кВтч электроэнергии, что превышает плановое задание на 84,4 млн. кВтч и составляет 96% в сравнении с выработкой электроэнергии за аналогичный период прошлого года.

Нарушений, классифицируемых в пределах международной шкалы INES, не было. Радиационный фон на АЭС и прилегающих территориях соответствует показателям нормальной эксплуатации энергоблоков и не превышает естественных природных значений.

§ качественное ухудшение сырьевой базы (так, прирост запасов газа в 2-3 раза ниже уровня добычи);

§ диспропорция в ценах и деформация структурного спроса;

§ отсутствие условий для самофинансирования (газ, электроэнергетика);

Здесь необходимо сделать небольшое пояснение. В своей книге «Аномалии экономического роста» Е. Гайдар пишет: «Разительный контраст с основными тенденциями мирового развития — динамика энергоемкости валового внутреннего продукта. В 1970-1985 гг. в Японии и Италии энергоемкость ВВП снижается примерно втрое. В СССР рост ВВП за то же время в 1.5-1.6 раза. Энергопотребление возросло в 1.73 раза...». Правильно пишет! Но забывает, что за время реализации реформ в варианте, навязанном не без его участия, энергоемкость возросла еще на 30-40%.

§ научно-техническое отставание от мирового уровня, низкая производительность труда;

Многочисленные прогнозы и доклады, доказывающие преимущества атомной энергетики, не связаны с реальной экономикой и слабо влияют на ее развитие. Рыночные механизмы сами по себе тоже не ведут к нужному результату — росту эффективности экономики.

Пример, США также показывает, что новая энергетическая доктрина при президенте Буше является ответом на кризисную ситуацию в энергообеспечении. Только сочетание рыночных механизмов и государственного регулирования может привести к положительному эффекту. В качестве первого аргумента в пользу развития атомной энергетики приводится состояние запасов органического топлива. В то же время известно, что запасы органического топлива в недрах России огромны и составляют (в процентах от мировых запасов): по газу — до 40% (добыча — (25% мировой добычи), по углю — около 30%, нефти — 13% прогнозных запасов. В целом 30% суммарных мировых запасов энергоресурсов при доле населения России в мире — 2.3%. По мнению В. Алекперова, «... оценки запасов только нефти и газа в России исключительно благоприятны — хватит на сто лет добычи, а поднятый недавно шум о каком-то истощении недр является явно надуманным и ненужным». Таким образом, критерий истощения запасов органического топлива не оказывает еще существенного влияния на развитие атомной энергетики.

Какими же могут быть темпы развития атомной энергетики в России хотя бы на ближайшие 20 лет? Это примерно два инвестиционных срока сооружения АЭС. В принятой «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» отмечается: «Ожидаемое к середине XXI века почти удвоение населения Земли, в основном за счет развивающихся стран, и приобщение этих стран к индустриальному развитию может привести к удвоению мировых потребностей в первичной и утроению (до 6000 ГВт) — в электрической энергии. Атомная энергетика, отвечающая требованиям крупномасштабной энергетики по безопасности и экономике, могла бы взять на себя существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии (до 4000 ГВт (эл.))». На этом предложении строятся далеко идущие планы как для России, так и для мирового сообщества. Пока треть человечества не имеет доступа к электричеству, еще одна треть имеет ограниченный доступ (отсутствует горячая вода, крупные электробытовые установки). И дело здесь не в возможностях атомной энергетики. Конечно, прогнозами на длительный срок надо заниматься, но это очень сложная задача.

Важнейшие факторы развития атомной энергетики

На все более конкурентном и многонациональном глобальном энергетическом рынке ряд важнейших факторов будет влиять не только на выбор вида энергии, но также и на степень и характер использования разных источников энергии. Эти факторы включают в себя:

· оптимальное использование имеющихся ресурсов;

· сведение к минимуму экологических последствий;

· удовлетворение потребностей национальной и международной политики.

Для ядерной энергии эти пять факторов определяют будущие стратегии в области топливного цикла и реакторов. Цель заключается в том, чтобы оптимизировать эти факторы.
Хотя достижение признания со стороны общественности не всегда включалось в качестве важнейшего фактора, в действительности этот фактор является жизненно важным для ядерной энергии. Необходимо открыто и достоверно ознакомить общественность и лиц, принимающих решения, с реальными выгодами ядерной энергетики. В следующем ниже обсуждении содержатся элементы убедительной аргументации. Растущее нежелание общественности, особенно в промышленно развитых странах, соглашаться с вводом новых промышленных установок сказывается на политике во всем энергетическом секторе и влияет на осуществление всех проектов энергетических установок.

Известные и вероятные запасы урана должны обеспечить достаточное снабжение ядерным топливом в краткосрочном и среднесрочном плане, даже если реакторы будут работать главным образом с однократными циклами, предусматривающими захоронение отработавшего топлива. Проблемы в топливообеспечении атомной энергетики могут возникнуть лишь к 2030 году при условии развития и увеличения к этому времени атомных энергомощностей. Для их решения потребуются разведка и освоение новых месторождений урана на территории России, использование накопленных оружейного и энергетического плутония и урана, развитие атомной энергетики на альтернативных видах ядерного топлива. Одна тонна оружейного плутония по теплотворному эквиваленту органического топлива при “сжигании” в тепловых реакторах в открытом топливном цикле соответствует 2,5 млрд. куб. м. природного газа. Приближенная оценка показывает, что общий энергетический потенциал оружейного сырья, с использованием в парке АЭС также реакторов на быстрых нейтронах, может соответствовать выработке 12-14 трлн. киловатт-часов электроэнергии, т.е 12-14 годовым её выработкам на уровне 1993 года, и сэкономить в электроэнергетике около 3,5 трлн.кубометров природного газа. Однако по мере роста спроса на уран и уменьшения его запасов, обусловленного необходимостью удовлетворять потребности растущих мощностей атомных станций, возникнет экономическая необходимость оптимального использования урана таким образом, чтобы вырабатывалась вся потенциально содержащаяся в нем энергия на единицу количества руды. Существуют разнообразные способы достижения этого в ходе процесса обогащения и на этапе эксплуатации. В долгосрочном плане потребуются повторное использование наработанных делящихся материалов в тепловых реакторах и внедрение быстрых реакторов-размножителей.

ДОСТИЖЕНИЕ МАКСИМАЛЬНОЙ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ВЫГОДЫ

Поскольку затраты на топливо относительно низки, для общей экономической жизнеспособности ядерной энергии весьма важно сокращение суммарных расходов за счет снижения затрат на разработку, выбор площадки, сооружение, эксплуатацию и первоначальное финансирование. Устранение неопределенностей и изменчивости требований лицензирования, особенно перед вводом в эксплуатацию, позволило бы осуществить более прогнозируемые стратегии капиталовложений и финансовые стратегии.

ДОСТИЖЕНИЕ МАКСИМАЛЬНОЙ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ВЫГОДЫ

Хотя ядерная энергия с точки зрения объемов потребляемого топлива, выбросов и образующихся отходов обладает явными преимуществами по сравнению с нынешними системами, использующими ископаемые виды топлива, дальнейшие меры по смягчению соответствующих экологических проблем могут оказать значительное влияние на отношение общественности.

Поскольку общее влияние ядерного топливного цикла на здоровье людей и окружающую среду невелико, внимание будет направлено на улучшенные методы в области радиоактивных отходов. При этом была бы оказана поддержка целям устойчивого развития и в то же время повышена конкурентоспособность по сравнению с другими источниками энергии, для которых также должны надлежащим образом решаться вопросы отходов. В реакторные системы и в топливные циклы могут быть внесены изменения, сводящие к минимуму образование отходов. Будут вводиться проектные требования по уменьшению количеств отходов и такие методы сокращения объемов отходов, как компактирование.

МАКСИМАЛЬНОЕ ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ

Ядерная энергетика в целом имеет отличные показатели безопасности: в эксплуатации находится 433 реактора, работающих в среднем более чем по 20 лет. Однако чернобыльская катастрофа показала, что весьма тяжелая ядерная авария может привести к радиоактивному загрязнению в масштабах страны и региона. Хотя вопросы безопасности и экологии становятся важнейшими для всех источников энергии, многие воспринимают ядерную энергетику как особенно и органически небезопасную. Обеспокоенность по поводу безопасности в сочетании с соответствующими регламентационными требованиями будет в ближайшее время по-прежнему оказывать сильное влияние на развитие ядерной энергетики. В целях снижения масштабов реальных и возможных аварий на установках будет осуществлен ряд подходов. Чрезвычайно эффективные барьеры (такие, как двойные защитные оболочки) снизят вероятность значительных радиологических последствий аварий за пределами площадок до крайне низкого уровня, устраняя необходимость в планах аварийных действий. Повышение характеристик целостности корпуса реактора и реакторных систем также позволит снизить вероятность возникновения последствий на площадке. Внутренняя безопасность конструкций и технологических процессов на станциях может быть повышена скорее путем включения пассивных функций безопасности, чем активных систем защиты. В качестве жизнеспособного варианта могут появиться высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, использующие керамическое графитное топливо с высокой теплостойкостью и целостностью, снижающее вероятность выброса радиоактивного материала.

Созданный в России замкнутый научно-производственный комплекс технологически связанных предприятий охватывает все сферы, необходимые для функционирования атомной отрасли, включая добычу и переработку руды, металлургию, химию и радиохимию, машино- и приборостроение, строительный потенциал. Уникальным является научный и инженерно-технический потенциал отрасли. Промышленно-сырьевой потенциал отрасли позволяет уже в настоящее время обеспечить работу АЭС России и СНГ на много лет вперед, кроме того, планируются работы по вовлечению в топливный цикл накопленного оружейного урана и плутония. Россия может экспортировать природный и обогащенный уран на мировой рынок, учитывая, что уровень технологии добычи и переработки урана по некоторым направлениям превосходит мировой, что дает возможность в условиях мировой конкуренции удерживать позиции на мировом урановом рынке.
Но дальнейшее развитие отрасли без возврата к ней доверия населения невозможно. Для этого нужно на базе открытости отрасли формировать позитивное общественное мнение и обеспечить возможность безопасного функционирования АЭС под контролем МАГАТЭ. Учитывая экономические трудности России, отрасль сосредоточится в ближайшее время на безопасной эксплуатации существующих мощностей с постепенной заменой отработавших блоков первого поколения наиболее совершенными российскими реакторами , а небольшой рост мощностей произойдет за счет завершения строительства уже начатых станций. На длительную перспективу в России вероятен рост мощностей в переходом на АЭС новых поколений, уровень безопасности и экономические показатели которых обеспечат устойчивое развитие отрасли на перспективу.

Ныне действующая «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» была принята в 2000 года. Её основные принципы:

Воспроизводство делящихся материалов - одна из основных предпосылок развивающейся атомной энергетики. Эта функция в рассматриваемый период будет реализовываться быстрыми реакторами.

Принцип “естественной безопасности” является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения.

Формирование технологий, реализующих воспроизводство ЯТ и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики.

Обеспечение безопасности действующих АЭС — основное условие функционирования атомной энергетики. Работающие блоки введены в эксплуатацию в период с 1971 по 1993 г. Блоки одной мощности, построенные в разное время, сооружались по разным проектам и в различной степени удовлетворяют современным правилам и нормам безопасности.

По “Красной книге” ОЭРС и МАГАТЭ “Уран. Ресурсы, производство и потребности” суммарные запасы природного урана в России при стоимости добычи до 80 дол за 1 кг оцениваются на уровне 240 тыс. т (RAR+EAR-I, II), причем запасы, оцененные с высокой степенью достоверности, составляют около 150 тыс. тонн (RAR). Кроме указанных выше 3-х категорий запасов урана в упомянутой “Красной книге” приведена еще одна категория SR с общим количеством урановых ресурсов, равным 1 млн. т, включая 550 тыс. т со стоимостью добычи до 130 дол. за 1 кг

Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должны обеспечиваться более полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутоний и др.), минимизация образования РАО от переработки ЯТ и приближение к радиационной эквивалентности захораниваемых отходов и извлеченного природного топлива. Ключевым звеном при реализации указанной стратегии является обращение с облучённым ЯТ и образующимися РАО.

С сокращением ядерных вооружений появилась проблема оружейного плутония. Российская Федерация и Соединенные Штаты Америки взяли на себя обязательства “поэтапно изъять из своих ядерных оружейных программ около 50 метрических тонн плутония и переработать его так, чтобы никогда нельзя было использовать этот плутоний в ядерном оружии”.

Для сохранения конкурентоспособности действующих АЭС необходимо решение следующих первоочередных задач:

· эффективной эксплуатации действующих энергоблоков, в том числе доведения КИУМ до проектного ~75-82%;

· снижения эксплуатационной составляющей стоимости электроэнергии;

· продления срока эксплуатации энергоблоков, выработавших проектно обоснованный ресурс.

Для увеличения экспортного потенциала ядерных технологий России необходимо решение следующих задач:

· развития экспорта АЭС и ядерного топлива (в т.ч. услуг с ОЯТ);

· сооружения референтных блоков третьего поколения и наращивание на этой основе экспорта АЭС;

в заключении хотел бы сказать, что, проанализировав нынешнее состояние атомной энергетики и далеко идущую стратегию, понял, насколько перспективна данная отрасль. Вывод сделан на основе того, что будут внедряться новые энергоблоки (третьего поколения), будет происходить усовершенствование хранилищ ОЯТ (отработанно ядерного топлива), повышаться безопасность АЭС, рост мощности атомной энергетики, Увеличение экспортного потенциала АЭ и т.д.

Атомная энергетика одна из наиболее перспективных отраслей. Ведь в ближайшем будущем основная часть электроэнергии будет производиться именно на АЭС, так как одни «источники» (такие как гидроэлектростанции, водяные), не могут полностью обеспечить жителей Земли энергией, другим же (тепловые электростанции), в скором времени, просто не на чем будет работать.