Поколение 2

Поколение 2

Наиболее распространенными являются реакторы с водой под давлением (PWR), которых в мире насчитывается свыше двухсот. Первоначально конструкция реакторов PWR была разработана для военных подводных лодок. Вода в первом контуре имеет более высокую температуру и уровень давления, чем в реакторах других типов. Эти факторы могут ускорять коррозию различных деталей; в частности, на таких реакторах часто заменяют парогенераторы. Данный тип реакторов работает на низкообогащенном уране.

Также в настоящее время накоплен большой объем информации об образовании трещин в стальной крышке корпуса реактора. Проведенные в разных странах исследования выявили схожие проблемы в реакторах во Франции, Швеции, Швейцарии и США. Наиболее серьезный случай был выявлен на АЭС «Дэвис Бесс» в штате Огайо, США. В этом случае процесс образования трещин беспрепятственно продолжался на протяжении десяти лет. Несмотря на регулярные проверки, его не могли обнаружить в течение длительного времени, а когда обнаружили, трещина уходила в глубину 160-миллиметрового слоя стали на 155 мм. В случае, если бы коррозия разъела сталь полностью, последствия могли быть самыми плачевными. Из всех типов реакторов PWR имеет наибольшее число лет эксплуатации в рабочем режиме.

Схожей конструкцией с PWR обладает российский реактор ВВЭР. В настоящее время работает свыше 50 таких реакторов, в том числе в Восточной Европе, России. Старейший, ВВЭР 440–230, был упомянут выше при описании поколения I.

Второе поколение ВВЭР (тип 440–213) было представлено как обладающее более эффективной аварийной системой охлаждения активной зоны реактора. Однако и у них есть существенные недостатки, в том числе не решена проблема защиты активной зоны от внешних воздействий.

Третья модификация ВВЭР (тип 1000-320) была существенно изменена, у нее более высокая мощность (до 1000 Мвт). Несмотря на это, ВВЭР-1000 не стали настолько же безопасными, как современные PWR. В Германии, задолго до аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи», ВВЭР всех поколений были закрыты, а строительство новых остановлено. Причинами этого послужили как экономические факторы, так и проблемы безопасности.

Наиболее печально известным реактором в мире является РБМК, относящийся к поколению 2. Это графитовый ядерный реактор с кипящей водой. Также РБМК называют канальным реактором. Данный тип реактора эксплуатировался на Чернобыльской АЭС (Украина), которая стала местом наиболее страшной ядерной катастрофы в истории человечества. Данный реактор имеет большое количество конструктивных недостатков, и не все из них специалисты смогли устранить после Чернобыльской катастрофы.

По сравнению с другими типами реакторов в активной зоне РБМК содержится большее количество циркония (приблизительно на 50 % больше, чем в обычных реакторах с кипящей водой в качестве теплоносителя) и графита (около 1700 т). Горение графита может серьезно обострить аварийную ситуацию, так как при высоких температурах графит вступает в реакцию с водой, вырабатывая взрывоопасный водород.

К конструктивным недостаткам РБМК можно отнести:

– положительный коэффициент реактивности и эффект обезвоживания активной зоны;

– недостаточное быстродействие аварийной защиты в условиях допустимого снижения реактивности;

Реактор ВВЭР-1000 верхний блок, 2 – привод системы управления и защиты, 3 – теплоизоляция реактора, 4 – крышка реактора, 5 – шпилька, 6 – уплотнение, 7 – активная зона, 8 – регулирующие стержни, g – ТВЭЛы, 10– корпус

– недостаточное число автоматических технических средств, способных привести реакторную установку в безопасное состояние при нарушениях требований эксплуатационного регламента;

– незащищенность техническими средствами устройств ввода и вывода из работы части аварийных защит реактора;

– отсутствие защитной оболочки.

Несмотря на то, что за последние 15 лет многие работающие реакторы типа РБМК были модернизированы, эксперты по-прежнему сомневаются в том, что авария с разрушением активной зоны на модернизированных блоках невозможна.

Основные конструктивные недостатки данных реакторов заставили международное сообщество добиваться их закрытия в связи с тем, что РБМК невозможно путем модернизации довести до современных стандартов безопасности. Закрытие данного типа реакторов уже произошло в Литве и на Украине, но, несмотря на это, в России сроки службы таких энергоблоков продлеваются.

Второй наиболее распространенный тип реакторов (после PWR) – реактор с кипящей водой (BWR). Сейчас в мире эксплуатируется около 90 таких блоков. Здесь предпринята попытка упростить конструкцию и добиться повышения тепловой эффективности, однако реактор не стал от этого более безопасным. Получился еще более опасный PWR, с большим количеством новых проблем.

Существенные проблемы, связанные с коррозией, были замечены во многих реакторах BWR. В начале 1990-х годов многочисленные трещины были обнаружены на АЭС в Германии, в трубопроводах, в материалах, которые считались устойчивыми к образованию трещин при соответствующей нагрузке.

В 2001 году в реакторах BWR была обнаружена еще одна проблема: на АЭС «Хамаока-1» (Япония) и АЭС «Брунсбюттель» (Германия) произошел разрыв труб. В обоих случаях причиной явился взрыв, который был спровоцирован гидролизом кислорода и водорода, произошедшим в теплоносителе реактора. Если бы такой взрыв повредил основные узлы реактора, невозможно было бы избежать катастрофического выброса радиоактивных веществ (сравнимого по масштабам с аварией на Чернобыльской АЭС или на АЭС «Фукусима-Дайчи»).

Еще одной из наиболее распространенных в настоящее время конструкций является реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR). В настоящее время насчитывается около сорока реакторов данного типа в семи странах мира. Наиболее ярким представителем является канадский реактор CANDU, топливом для которого служит природный уран, а охлаждение производится за счет тяжелой воды. Защитная оболочка реактора окружена 390 отдельными трубками. Одним из недостатков является то, что в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к ее нестабильности. Трубы под давлением, содержащие в себе урановые трубки, подвергаются нейтронной бомбардировке. Как показал канадский опыт, уже после 20-летней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы.

Ряд подобных недостатков спровоцировал огромные экономические потери и обнажил проблемы в области безопасности CANDU.

Принцип работы реактора BWR

В июне 1990 года шесть реакторов CANDU входили в мировую десятку по продолжительности срока эксплуатации, причем четыре реактора из этой шестерки принадлежат канадской компании «Онтарио Гидро». В конце 90-х годов XX века эксплуатация девяти реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена. Однако в настоящее время несколько реакторов начали вновь функционировать. Усовершенствованный газовый реактор (AGR) работает исключительно на территории Великобритании, являясь усовершенствованной версией реакторов Magnox. Однако и здесь сохранились такие проблемы, как отсутствие некоторых систем безопасности, а также старение и охрупчивание металла.

Несколько лет назад в большом количестве графитовых блоков, составляющих активную зону реактора, были обнаружены трещины. Если данная проблема будет обнаружена и в остальных реакторах этого типа, это может привести к их преждевременному закрытию. Особого внимания требует еще один представитель второго поколения – бридерный реактор БН-600. И хотя о бридерах (размножителях) нередко говорят, как о будущем атомной энергетики, сегодня в России работает лишь один такой реактор, 30-летняя история эксплуатации которого выявила множество неполадок. Учитывая, что в стратегии развития атомной промышленности бридерам принято отводить важное место, пусть и в отдаленном будущем, рассмотрим опыт, связанный с этой технологией, более подробно.

Бридерные реакторы в России

В дискуссиях о будущем атомной энергетики можно нередко услышать о бридерных реакторах, которые через 40–50 лет должны полностью заменить существующие.

Отмечается, что бридеры могут функционировать на плутониевом топливе, которое можно использовать (после переработки) повторно несколько раз. Плутоний можно производить за счет переработки отработавшего уранового топлива, а когда уран иссякнет, плутония может оказаться накоплено столько, что этого хватит для будущих нужд. Попробуем рассмотреть опыт развития бридерных технологий в России и связанные с ними проблемы.

В настоящее время на территории РФ работает только один реактор такого типа – БН-600 на Белоярской АЭС. Он был введен в эксплуатацию в 1980 году, а проект реактора создан в 1963 году, задолго до Чернобыльской катастрофы, после которой нормы безопасности были существенно повышены. Еще один реактор на быстрых нейтронах, БН-800, начиная с 1984 года строится на той же атомной станции. АЭС расположена в 38 км от восточной границы города Екатеринбурга (Свердловская область) на территории муниципального образования «Город Заречный». В качестве водоема-охладителя АЭС использует Белоярское водохранилище, которое образовано путем зарегулирования русла реки Пышмы (Обский бассейн).

На сегодняшний момент на территории Белоярской АЭС находятся также два остановленных энергоблока – АМБ-100 и АМБ-200. Первый энергоблок АМБ («Атом мирный большой») мощностью 100 МВт был включен в энергосистему 26 апреля 1964 года, ровно за 22 года до Чернобыльской трагедии. Энергоблок № 2 мощностью 200 МВт с одноконтурной схемой был введен в действие 29 декабря 1967 года. Блоки проработали 17 и 21 год соответственно и были остановлены «в связи с некомпенсируемыми отступлениями от правил безопасности» в 1981 и 1989 годах.

Схема реактора БН-600

Блок тип БН («Быстрые нейтроны») – экспериментальная технология ядерной индустрии. Реакторы на быстрых нейтронах также называют «бридерами» (от англ. breed – размножать). Бридеры способны нарабатывать плутоний.

В БН-600 используется жидкометаллический теплоноситель. В качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий, третий контур – пароводяной с промежуточным (натриевым) перегревом пара. Активные зоны реакторов типа БН весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Главная особенность реактора-бридера состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается гораздо большим выходом (на 20–27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах[37].

Вопросы безопасности

Проект энергоблока с реактором БН-600 был разработан без учета требований современных правил и норм по безопасности. В нем не решены вопросы обеспечения независимости каналов управления и электроснабжения систем безопасности, оснащения ряда элементов оборудования первого контура страховочными корпусами на случай течи натрия.

Одна из серьезных проблем, возникающих при эксплуатации БН-600, это принципиальная возможность меж-контурной неплотности парогенераторов натрий – вода, течи натрия. За время эксплуатации блока было выявлено 12 межконтурных неплотностей, произошло 27 течей, пять из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натрия, пять были вызваны неправильным ведением ремонтных работ или операциями ввода/вывода в ремонт. Количество вытекшего натрия составляло в разных случаях от од до 1000 кг при средней массе 2 кг.

Блок БН-600 имеет ряд несоответствий требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)».

– В период проектирования и сооружения энергоблока промышленная площадка БАЭС относилась к несейсмичной зоне, в связи с этим не по всем системам и элементам проведены расчеты, подтверждающие выполнение своих функций при землетрясениях выше определенных уровней. Это увеличивает риск аварий, поскольку при сейсмических воздействиях с повышенной интенсивностью возможен выход из строя элементов третьего контура, участвующего в расхолаживании энергоблока.

– Имеющаяся сеть непрерывных измерений мощности дозы ионизирующих излучений не позволяет производить контроль по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. При проектных и запроектных авариях оценка и прогнозирование радиационной обстановки на окружающей местности могут не обеспечить полную оценку радиационного воздействия на население по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдений[38].

Аварии

– 21 января 1987 года на реакторе БН-600 произошла авария: в результате превышения допустимой эксплуатационной температуры в активной зоне реактора произошло массовое нарушение герметичности ТВЭЛов (тепловыделяющие элементы, то есть ядерное топливо). Это привело к выбросу радиоактивности с суммарной активностью около 100 тыс. кюри. Авария по всем признакам соответствовала 4-му уровню по шкале INES. Такой уровень был первоначально присвоен аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи», однако затем был поднят до максимального 7-го.

– В августе 1992 года экспедицией Госкомчернобыля России в районе Белоярской АЭС обнаружены аномальные концентрации цезия-137 и кобальта-60. Максимальная мощность излучения зарегистрирована на уровне около 1200 мкР/ч и сформирована в основном излучением кобальта-60.

– 22 декабря 1992 года на станции при перекачке жидких радиоактивных отходов на спецводоочистку для их переработки из-за халатности персонала было затоплено помещение обслуживания насосов хранилища жидких радиоактивных отходов (ХЖО). Вода поступила в страховочный поддон и из-за его неплотности, а также из-за переполнения попала в грунт под ХЖО, а затем по специальной дренажной сети, предназначенной для отвода грунтовых вод, – в водоем-охладитель. Общее количество жидких радиоактивных отходов, попавших в поддон, составило около 15 кубометров суммарной активностью 6 кюри. Суммарная активность цезия-137, попавшего в пруд-охладитель, около 6 мКи. Этому инциденту был присвоен 3-й уровень по шкале INES.

– 29 января 1993 года из-за участившихся сбоев в технологическом процессе на Белоярской АЭС была расширена санитарно-защитная зона станции. Радиус вырос с 8 до 30 км и сравнялся по размеру с Чернобыльским.

– 7 октября 1993 года в и часов 19 минут третий блок Белоярской АЭС был остановлен по признакам повышения радиационного фона в вытяжной вентиляционной сети. Причина – утечка теплоносителя в одной из вспомогательных систем. Также, по словам директора станции, произошло незначительное возгорание. Происшествие оценено как инцидент 1-го уровня по шкале INES.

– 6 июня 1994 года во время капитального ремонта произошла утечка нерадиоактивного натрия из второго контура, из-за чего начался многочасовой пожар. Персонал станции своими силами с возгоранием справиться не смог и вызвал пожарную бригаду. У нее также не оказалось средств для тушения натрия. После того как утечка была остановлена, уже вышедший натрий выгорел, и пожар сам прекратился.

– В течение 1995 года наблюдалось превышение допустимых концентраций цезия-137 в 1,2–4,4 раза и стронция-90 в 1,8—11,5 раза в подземных водах контрольных скважин хранилища жидких радиоактивных отходов Белоярской АЭС.

– 9 июня 1999 года один из трех турбогенераторов был выключен из-за опасности возгорания турбины. Сработала аварийная система. Два других генератора автоматически выключились. Причинами стали перегрев опорного подшипника и последующее задымление.

– 9 сентября 2000 года в энергосистеме «Свердловэнерго», снабжающей станцию электричеством, из-за ошибки персонала произошла авария, в результате которой Белоярская атомная станция была отключена от электропитания. Через 3 секунды после этого произошло аварийное отключение реактора БН-600. В результате станция снизила нагрузку до нуля. Экстренная остановка сопровождалась стравливанием пара. Станция была обесточена в течение девяти минут. Нештатная ситуация подобного рода не описывается в специальных инструкциях. По мнению независимых экспертов, всего несколько минут отделяли БАЭС от катастрофы, сравнимой с Чернобыльской.

– 9 июля 2007 года в результате попадания молнии в портал воздушных линий отключился один из трех генераторов мощности БАЭС.

– В июне 2008 года в связи с выявлением неисправности в системе регулирования скорости вращения одного из главных циркуляционных насосов было произведено снижение мощности с номинальных 600 до 400 МВт. Для устранения автоматическая система выключила одну из «петель», по которым циркулирует теплоноситель[39].

Радиоактивное загрязнение

По официальной информации, газоаэрозольные выбросы с атомной станции отсутствуют. Однако мониторинг независимых экспертов показывает увеличение содержания цезия-137 в пахотных почвах с подветренной стороны на расстоянии в 50 км от АЭС. Кроме того, плутоний был обнаружен в залесенной части за пределами санитарно-защитной зоны на расстоянии з км. Плотность загрязнения плутонием-239 превысила фоновые значения в 5,1 раза (36 Бк/м²), на расстоянии 5 км – в 3,5 раза, в 10 км – в 3,2 раза. Иначе говоря, чем ближе к АЭС, тем больше загрязнение. Наиболее высокая плотность загрязнения – вблизи приземления факела выброса, с подветренной стороны. В пахотных почвах Екатеринбурга концентрация в 1998 году превышала фоновую в 1,5–2 раза. По информации Института геофизики УрО РАН: «Неоднократно обнаруживались фоновые загрязнения уральского региона в окрестностях Екатеринбурга радиоактивным изотопом цезием-137. Уровень выпадения цезия-137 местами в 2–2,5 раза выше нормы».

Российскими законами запрещен сброс жидких радиоактивных отходов в открытую гидрографическую сеть. Несмотря на законы, на Белоярской АЭС это происходит в течение многих лет. За время эксплуатации трех блоков атомной станции в отложениях Ольховского болота (места сброса дебалансовых вод БАЭС) произошло накопление радионуклидов и их вынос в реку Пышма на 180 км вниз по течению. Фактически Ольховское болото и река Ольховка превратились в нелегальный могильник радиоактивных отходов и стали вторичным источником загрязнения окружающей среды. В Ольховское болото сброшено более 100 кюри активности долгоживущих радионуклидов. По данным Института геофизики УрО РАН, илистые грунты реки Ольховки по уровню содержания в них радионуклидов приближаются к категории радиоактивных отходов – концентрация радионуклидов в них превышает 30 кБк/кг. Увеличение уровня активности привело к необходимости отчуждения территории болота (около 40 га). В ходе независимых исследований, проведенных специалистами Комитета радиационной безопасности, было обнаружено многократное превышение в водоеме цезия-134 и цезия-137.

Кроме того, последствием деятельности двух первых блоков стало появление тяжелого водорода – трития. В воде Белоярского водохранилища концентрация трития в два-три раза выше природного фона. По информации Института геофизики УрО РАН: «В Елизаветинском подземном водозаборе, из которого берется питьевая вода для Екатеринбурга, обнаружен тритий». При этом существующая система радиоактивного мониторинга не учитывает воздействия трития, радона и углерода-14[40].

Использование плутония на Белоярской АЭС

Работы по развитию реакторов на быстрых нейтронах и МОКС-топливу включены в Федеральную программу по развитию новых ядерных технологий 2010–2020 годов общей стоимостью 128 млрд руб. Примерно 75 % затрат программы предназначено для быстрых реакторов.

Впервые в качестве кандидата на «сжигание» плутония БАЭС была обозначена в 1992 году. По расчетам того времени, на модификацию БН-600 для плутониевой программы было необходимо $73>6 млн. «Между 1997 и 1999 годами Департамент энергетики США (DOE) выделил $1,78 млн для совместной программы преобразования реактора и озвучил намерения в помощи при получении необходимых лицензий, даже если намеченный срок действия блока до 20Ю года»[41].

В 2007 году «Росатом» согласовал с властями США разрешение на сжигание МОКСа с оружейным плутонием в бридерных реакторах, что ранее было запрещено условиями соглашения. Использование оружейного плутония на реакторе БН-600 планировалось начать в 2012 году, на БН-800 – вскоре после этого. Темпы «сжигания» – приблизительно 1,5 т плутония в год. Помимо обещанного со стороны США финансового взноса в $400 млн, Департамент энергетики США и «Росатом» договорились вести поиск другого донорского финансирования для «снижения российских издержек по утилизации плутония в реакторе БН-800».

По последним данным, «Росатом планирует построить завод по производству МОКС-топлива в 2014 году одновременно с пуском энергоблока на быстрых нейтронах БН-800 на Белоярской АЭС»[42].

В 1990 году Уральский экологический союз, Комитет по радиационной безопасности, Свердловское отделение Всероссийского общества охраны природы собрали около 40 тыс. подписей жителей области против строительства блока БН-800. Тогда под давлением общественного мнения Совет народных депутатов Свердловской области принял мораторий на строительство реактора. В резолюции депутаты указывали причину: «Обнаружены существенные недостатки в проекте, которые могли повлиять на безопасное функционирование станции». Накануне этого решения региональных законодателей было проведено пять крупных экспертиз проекта БН-800. В частности, Госатомнадзор представил список своих замечаний на 24 листах.

Интересно, что до сегодняшнего момента большинство нареканий не устранено. По мнению независимых экспертов, основной причиной такого положения дел является дорогостоящий характер необходимых мероприятий. По некоторым оценкам, стоимость устранения всех замечаний составляет сумму, равную стоимости строительства реактора БН-800. Хотя решение региональной законодательной власти не отменено и по сей день, разрешение на продолжение строительства БН-800 было выдано в 1992 году указом Президента РФ Бориса Ельцина. Вскоре Минатом утвердил проект, а в январе 1997 года на сооружение блока № 4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800 получена лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007. Фактически строительство очередного реактора-бридера возобновилось на Урале в 2002 году.

Программа облучения небольших партий МОКС-сборок на Белоярской АЭС была начата в 1988 году. За 12 лет (с 1988 по 2000 год) на БН-600 было использовано 34 сборки с МОКС-топливом (годовой расход урановых сборок составляет 246). В докладе руководства БАЭС, представленном в 2000 году на российско-американских плутониевых слушаниях, говорится, что «с 2000 по 2004 год планировалось облучить 36 сборок (до 18 сборок одновременно) и с 2004 года – выйти на постоянную работу с топливной зоной, на 25 % укомплектованной сборками смешанного топлива, а с 2008 года – полностью перейти на смешанное топливо». По сообщениям центра общественной информации БАЭС: «В данный момент энергоблок БН-600 работает на урановом топливе. По заказу разработчиков МОКС-топлива в исследовательских целях на БН-600 применяются штучные экземпляры сборок с уран-плутониевым топливом. Количественные показатели, связанные с ядернымн материалами, относятся к сведениям, охраняемым государством».

Таким образом, полный перевод БН-600 на МОКС-топливо так и не состоялся, что, скорее всего, свидетельствует о неготовности технологии к промышленному применению.

Негативные последствия реализации плутониевой программы

В 30-километровой зоне БАЭС проживает около 180 тыс. человек. В зависимости от метеорологических условий возможное радиоактивное загрязнение может затронуть полностью или частично и муниципальных образований, 76 населенных пунктов и 170 объектов экономики с общей численностью населения около 2 млн человек.

Наиболее часто воздушные переносы направлены на северо-восток в сторону Тюменской области. Особенности циркуляция атмосферы таковы, что ветры западных направлений в течение года преобладают. Поэтому вероятность загрязнения западных районов юга Тюменской области выше, чем Екатеринбурга. Водные потоки с территории через систему реки Пышма попадают в реки Обского бассейна.

Многолетний радиационный контроль показал, что между плотностью выпадений цезия-137 и частотой ветра по азимутам расположения участков мониторинга имеется почти линейная положительная корреляция. Факты свидетельствуют, что надфоновые показатели, обусловленные выбросами БАЭС, прослеживаются дальше 30-километровой зоны. Следовательно, полуторамиллионный Екатеринбург становится объектом загрязнений Белоярской АЭС даже при нормальном режиме ее эксплуатации.

Важно отметить, что система наблюдения за здоровьем населения с целью определения воздействия малых доз радиации на здоровье человека в Екатеринбурге, Асбесте и других городах Свердловской области отсутствует, тогда как мировые данные мониторинга заболеваемости населения, проживающего вблизи атомных станций, показывают устойчивую зависимость этих показателей от степени приближения к атомному объекту.

Переход к серийному сооружению блоков на быстрых нейтронах осложнен многими нерешенными проблемами.

Натрий используется в бридерных реакторах в качестве теплоносителя. Он горит в воздухе и других окисляющих средах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым радиоактивен. Горячий натрий при контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Велика вероятность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления. Помимо этого, в активной зоне реактора БН возможно появление положительного натриевого «пустотного эффекта», что может привести к тепловому взрыву. Требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал вновь сможет находиться вблизи большого количества натриевого теплоносителя[43].

Работа с промышленным плутонием, в том числе изготовление топлива и перевозка, является очень сложным технологическим процессом. Важно отметить, что существующие федеральные нормы и правила обеспечения ядерной и радиационной безопасности для многих видов работ отсутствуют, а ведомственная нормативная база не может быть использована, так как носит закрытый характер и охватывает круг технологий оружейного характера, не предусматривающих использование оружейного плутония в качестве топлива АЭС.

Потребность в новой энергии в регионе

Свердловская область является крупным производителем энергии и занимает пятое место в РФ по этому показателю. При этом важно учитывать, что в России в целом предложение превышает спрос на электроэнергию, по крайней мере, на треть. Свердловская область на сегодняшний день способна полностью обеспечить собственные потребности. В настоящее время установленная мощность всех электростанций Свердловской области превышает 9 тыс. МВт. Нагрузка потребителей в дни зимнего максимума не превышает 6,5 тыс. МВт, а в летнее время опускается ниже 4,5 тыс. МВт. Единственный работающий на Белоярской АЭС реактор БН-600 обеспечивает 8-11 % выработки электроэнергии Свердловской области. При этом потенциал в области экономии энергии в регионе составляет 35–50 %[44]. Кроме вышеперечисленного, Свердловская область соседствует с крупными энергетическими донорами – Тюменской областью и ХМАО. Энергосистема северных регионов позволяет передать из избыточной Тюменской энергосистемы около 20 млрд кВт-ч электроэнергии.

Финансовые затраты

Первоначальная расчетная стоимость строительства блока БН-800 составляла $1,2–1,3 млрд. Сегодня эта цифра выросла более чем в три раза. Себестоимость реактора-бридера в несколько раз больше, чем капитальные вложения в другие типы электростанций такой же мощности. Важно отметить также, что, по словам бывшего министра РФ по атомной энергии Виктора Михайлова, оружейный плутоний (основное топливо для бридеров) в четыре раза дороже 90 % урана-235. Экспертная оценка бизнес-плана сооружения блока БН-800 показала, что при расчете занижены суммы средств, которые необходимо отвлекать в первые годы функционирования энергоблока на обслуживание и возврат заемных средств, а также отпускной тариф на электроэнергию[45].

В расчет себестоимости электроэнергии от БН-800 не включены следующие составляющие:

– полная стоимость обращения с радиоактивными отходами (хранение, переработка и транспортировка);

– стоимость начальной загрузки уран-плутонивого ядерного топлива;

– стоимость доставки и хранения свежего топлива, а также транспортировки и переработки отработанного ядерного топлива;

– инфляционное удорожание ядерного топлива за период эксплуатации БН-800;

– снятие с эксплуатации АЭС с БН-800;

– стоимость страхования рисков и компенсации возможного радиационного ущерба, связанного с работой АЭС с БН-800 на всех этапах жизненного цикла станции. Стоимость «атомного» электричества оказывается очень высокой, если включить в нее фонд страхования населения, проживающего около АЭС, обращение с радиоактивными отходами и т. д[46].

Кроме того, не учтена в проекте и плата за сбросы загрязняющих веществ. В случае, если бы Белоярская АЭС платила за сбросы и выбросы, как это делают предприятия других отраслей, то ежегодно эта сумма составляла бы, по самой скромной оценке, по тритию – не менее 30 млн руб., по цезию-137 – около 150 млн руб.[47]

Данный текст является ознакомительным фрагментом.