28 мая 2009

Концерн «Энергоатом»: Россия имеет высокую степень технологической готовности для обеспечения инновационного развития ядерной энергетики

В рамках Международного конгресса "Атомэкспо–2009" (Экспоцентр), начавшего свою работу 26 мая, 27 мая 2009 г. состоялось секционное заседание "Инновационные ядерные реакторы", посвященное актуальным вопросам развития ядерной энергетики. Провел его первый заместитель Генерального директора ОАО "Концерн Энергоатом" Владимир Асмолов.

Открывая секционное заседание, В.Асмолов заявил, что развитие ядерной энергетики (ЯЭ) сводится в настоящее время к конкретным целям, которые можно сформулировать как на ближнесрочную, так и на дальнесрочную перспективы.

В ближнесрочной перспективе необходимо наращивать энергетические мощности с достижением доли ЯЭ в общем балансе производства электроэнергии в стране не менее 25% к 2030 г.; исследовать потребности и пути развития региональной атомной энергетики на базе АЭС с реакторами малой и средней мощностей; обеспечить рост экспорта ядерных технологий на уровне, соизмеримом с использованием этих технологий внутри страны; создать базовые элементы новой технологической платформы крупномасштабной ядерно-энергетической системы (ЯЭС) по замыканию ядерно-топливного цикла.

В дальнесрочной перспективе потребуется создать замкнутую по урану и плутонию крупномасштабную ЯЭС как основу энергообеспечения устойчивого развития России в третьем тысячелетии.

"Благодаря достигнутым к настоящему времени результатам Россия имеет высокую степень технологической готовности для обеспечения инновационного развития своей ядерной энергетики", – подчеркнул Владимир Асмолов. В ближайшей перспективе, как минимум до 2015–2020 гг., базовым останется проект АЭС–2006 с реактором ВВЭР-1200, т.е. технология корпусных реакторов с водяным теплоносителем.

По словам первого заместителя Генерального директора Концерна "Энергоатом", Россия обладает наибольшим в мире опытом в области разработки и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Среди них – единственный в мире коммерческий реактор большой мощности БН-600, который безупречно работает в течение более 25 лет.

Крупномасштабная ЯЭС может быть обеспечена топливом только при эффективном использовании энергопотенциала урана–238. Количество накопленного урана–238 только в отвалах обогатительных производств достаточно для топливообеспечения крупномасштабной ЯЭС страны с замкнутым ЯТЦ в течение сотен лет.

В своем составе крупномасштабная ЯЭС должна иметь АЭС с быстрыми реакторами с умеренным коэффициентом воспроизводства (КВ = 1,2 – 1,3) и обеспечивать возможность многократного рециклинга топлива в этих реакторах.

Главная задача АЭС с быстрыми натриевыми реакторами – воспроизводство ядерного топлива с одновременной генерацией электроэнергии. Основу же системы должны составлять водо–водяные реакторы, способные работать на плутонии и/или уране-233 и обеспечить КВ~0.9. Эту линию развития условно можно обозначить как проект "СУПЕРВВЭР". При этом эффективный коэффициент воспроизводства топлива в ЯЭС в целом (КВ эфф) должен быть равен единице.