ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Условия реализации стратегии из "Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине 21 века" Энергоблоки второго поколения в основном соответствуют требованиям безопасности, существовавшим в 80-е гг. Однако для приближения ряда энергоблоков к уровню безопасности, регламентируемому ОПБ-88, предусмотрено проведение модернизации. [c.36] Экспертами МАГАТЭ был проведен обширный анализ проектных решений и эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 первого и второго поколений. В результате была выработана концепция поэтапной модернизации первого и второго блоков Кольской АЭС и третьего и четвёртого блоков Нововоронежской АЭС без вывода блоков из эксплуатации на продолжительное время. [c.37] На основе анализа требований современных нормативов и реализованных проектных решений разработаны концепции повышения безопасности действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Замещение РУ энергоблоков первого поколения АЭС является комплексной задачей, охватывающей широкий круг вопросов, начиная от прекращения эксплуатации энергоблока до его ликвидации (или всей АЭС). Для осуществления этих мероприятий на действующих АЭС создается фонд снятия с эксплуатации в объёме 1,3% расчётной стоимости товарной продукции. [c.37] Примечание 1. В категории SR указано дополнительно 450000 т без определения стоимости добычи. [c.39] Таким образом, как уже отмечалось, достоверно разведанные российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивое долговременное развитие атомной энергетики на тепловых реакторах. [c.40] Другим возможным способом увеличения ресурсной базы атомной энергетики является повторное использование ядерного горючего, а именно выделенного из облученного уран-плутониевого топлива, в реакторах на тепловых нейтронах. Оценки показывают, что замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность АЭ на -1 3%, а замыкание по урану и плутонию вместе - на -17%. При этом в обоих случаях срок функционирования АЭ на тепловых реакторах остается практически таким же, как и при незамкнутом топливном цикле. [c.40] Таким образом, рециклирование плутония в тепловых реакторах как средство увеличения их ресурсной базы нецелесообразно. Для этой цели в переходный период до серийного ввода быстрых реакторов нового поколения следует рассмотреть целесообразность разведки и освоения новых месторождений урана или поиск внутренних ресурсов ядерного топливного цикла по экономии урана, например за счет переработки отвалов обогатительного производства, использования регенерированного и оружейного урана и т. д. [c.40] Сегодня резервы урана и атомной промышленности России могут обеспечить 4-кратное увеличение мощности АЭС. [c.40] Проводятся работы по обеспечению 4- и 5-годичной кампании в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 соответственно, что требует повышения эксплуатационной надёжности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на мировом уровне 2-3-10 . [c.40] Перспектива улучшения топливных показателей реакторов РБМК связана, прежде всего, с применением выгорающих поглотителей, позволяющих скомпенсировать мощность свежих ТВС и увеличить обогащение топлива, что приводит также к увеличению безопасности реактора. [c.40] Сегодня резервы урана и атомной промышленности России могут обеспечить 4-кратное увеличение мощности АЭС. [c.40] 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. [c.41] Объем облучённого ЯТ в мире и в нашей стране весьма значителен. В мире к 2000 г. накоплено -250 тыс. т облученного ЯТ, в России 14 тыс. т, его суммарная радиоактивность -5 млрд Ки. [c.41] Выгружаемое из ЯЭУ топливо в основном находится на хранении, т.к. перерабатывается в относительно небольших масштабах. Проблема хранения облучённого ЯТ в России все более обостряется с учетом увеличения его выгрузки из выводимых из эксплуатации энергетических, транспортных (особенно АПЛ) и исследовательских ядерных установок можно ожидать заполнения действующих хранилищ облучённого ЯТ к 2007 г. Следует учитывать также, что используемая технология хранения топлива в водной среде в течение нескольких десятков лет не в полной мере отвечает требованиям обеспечения безопасности, а опытно-промышленный завод по переработке топлива на ПО Маяк , действующий с 1977 г., требует технической реконструкции и развития его мощности. [c.41] Переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно подготовить к началу серийного строительства быстрых реакторов нового поколения. [c.41] Переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно подготовить к началу серийного строительства быстрых реакторов нового поколения. [c.43] Это позволит также воздержаться от дальнейшего накопления плутония на складах, что целесообразно по соображениям укрепления режима нераспространения. [c.43] 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 . Позднее это количество было сокращено до 34 т. [c.43] В то же время в существующих сегодня в России условиях -наличие достаточных ресурсов сравнительно дешевого урана, отсутствие заводов по производству топлива с плутонием (МОХ-топлива) и лицензированных под это топливо ядерных реакторов - потребуются дополнительные существенные затраты, чтобы начать вовлекать плутоний в ядерный топливный цикл. [c.43] Принципиальных проблем по использованию смешанного уран-плутониевого топлива в ядерных реакторах различных типов на сегодняшний день не существует. Это подтверждается многолетним опытом работы ядерных реакторов и установок по производству МОХ-топлива в Западной Европе. [c.43] Вернуться к основной статье