Владимир Сливяк - От Хиросимы до Фукусимы

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.

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.

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]

Поколение 3

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.