Чтение онлайн

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]

Реакторы поколения 3 называют «усовершенствованными». Три энергоблока с такими реакторами уже функционируют в Японии, но еще больше находится в стадии разработки или строительства. Впрочем, после аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи» строительство реакторов в Японии заморожено, и неясно, будет ли оно возобновлено. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения (МАГАТЭ 2004, WNO 2004a). Большинство из них являются «эволюционными» моделями, спроектированными на базе реакторов второго поколения. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими особенностями (WNO 2004b).

– Стандартизированный проект позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты и продолжительность строительных работ.

– Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации.

– Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет.

– Снижение вероятности аварий с расплавлением активной зоны.

– Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства.

Из этого списка становится понятно, что основной целью проектов с реакторами третьего поколения является улучшение экономических показателей. Однако многие вопросы в отношении безопасности остались нерешенными, если мы сравниваем с предыдущими поколениями реакторов.

Такие реакторы пока нигде не работают, несколько находятся в стадии строительства в России, то есть в отношении ВВЭР-1200 отсутствует какая-либо статистика, подтвержденная длительным опытом эксплуатации. По проектам таких реакторов доступно не так много информации, как хотелось бы. Основные проблемы, которые сопутствуют проектам с такими реакторами, были описаны выше в разделе о новых российских АЭС. Вместе с этим хотелось бы остановиться на технологии «ловушка расплава», которая преподносится как решение проблемы крупных аварий с расплавлением активной зоны на ВВЭР-1200. Как считают европейские эксперты («ловушка» также присутствует в конструкции французского EPR), эта технология не может полностью предотвратить крупную аварию в связи с тем, что на реакторе может произойти взрыв до того, как «ловушка» будет задействована [48] . (Подробнее об этой новинке – ниже, в описании EPR.)

EPR – это модель, созданная на основе французского N4 и немецкого KONVOI – разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии [49] .

Целью, поставленной при разработке EPR, было усовершенствование уровня безопасности реактора (в частности, снижение вероятности возникновения аварии в 10 раз), сокращение количества сложных аварий путем ограничения их влияния на собственное оборудование, а также уменьшение стоимости.

Однако по сравнению со своими предшественниками реактор EPR имеет несколько таких особенностей, от которых уровень безопасности снижается.

Схема реактора EPR

Во-первых, размер реакторного здания был уменьшен за счет упрощения схемы аварийного охлаждения активной зоны.

Во-вторых, по сравнению с N4 тепловая мощность реактора была увеличена на 15 % через изменение конструкции парогенераторов, позволяя основным насосам охлаждающего контура работать с более высокой мощностью.

В-третьих, система безопасности реактора EPR уступает KONVOI из-за менее совершенной системы аварийного охлаждения активной зоны.

Несколько других усовершенствований преподаются как повышающие уровень безопасности.

Резервуар для хранения воды для дозаправки(IRWST) располагается в нижней части корпуса реактора. В случае аварии с потерей теплоносителя он способен переключаться на режим безопасного впрыскивания. В этом случае можно избежать создания некоторых причин аварий. Однако вероятность достижения полной безопасности достаточно мала.

Задачей «ловушки»в активной зоне реактора является предупреждение аварии с расплавлением активной зоны. Аналогичная технология предлагается для реализации и на ВВЭР-1200. Однако еще до того, как «ловушка» вступает в действие, по нескольким причинам может произойти сильнейший взрыв, последствием которого будет разрушение части реактора. Кроме того, взрыв может случиться и позже, когда продукты расплавления активной зоны соприкоснутся с водой, предназначенной для охлаждения плавящейся активной зоны. Даже если этого не произойдет, остается неясным, как именно будет проходить охлаждение расплавленной активной зоны, ведь на поверхности продукта плавления может застыть твердый слой, предотвращающий отвод тепла.

Конструкция системы отвода теплавзята из N4. Она не допускает возникновения избыточного давления. Эта система должна оставаться работоспособной на протяжении длительного времени. Информация об авариях, произошедших с данной системой, недоступна.

Система предотвращения водородного взрыва за счет снижения концентрации водорода внутри защитной оболочки.Такие системы функционируют во многих реакторах западного образца с водой под давлением. Вероятно, они эффективны в снижении риска взрыва, но не могут исключить его полностью.

EPR оснащен цифровой инструментально-контрольной системой.Применение на практике данной системы сильно зависит от разработчика, поэтому достаточно сложно контролировать правильный ввод системы в эксплуатацию. Подобная система была установлена на АЭС «Некар-1» типа PWR в 2001 году в Германии; система дала сбой, и на протяжении некоторого времени аварийное отключение реактора оказалось невозможно. Цифровая система была также установлена на PWR АЭС «Сайзвэл» в Великобритании, при вводе АЭС в эксплуатацию, что в апреле 1998 года привело к серьезному снижению эффективности защитной системы реактора.