Проблемы эксплуатации атомных электростанций: Атомная энергетика России – локомотив для развития других отраслей

Экологические проблемы ядерной энергетики

Экологические проблемы ядерной энергетики явно прорисовываются в последние десятилетия, и их решение сегодня – одна из первостепенных задач современного общества. На протяжении многих лет ядерная энергетика считалась самой перспективной, поскольку запасы соответствующих ресурсов очень велики, а их потребление и воздействие на окружающую среду в процессе производства энергии при этом минимальны. Еще одним неоспоримым преимуществом являлось то, что не было необходимости зависеть от ресурсов того или иного региона: транспортировка топлива достаточна простая и не требует больших финансовых затрат. Но в процессе функционирования атомных электростанций одна за другой постепенно выявлялись экологические проблемы ядерной энергетики.

До определенного времени все экологические проблемы ядерной энергетики сводились к сложностям в утилизации отходов производства станций. Влияние на природу отходов ядерного топлива на сегодняшний день доказано тысячами научных трудов и печальными показателями уже организованных захоронений отработанного топлива. Неизбежной экологической проблемой ядерной энергетики можно считать также тепловое загрязнение вод. В процессе деятельности атомная электростанция потребляет огромные массы воды для охлаждения агрегатов. Еще одной экологической проблемой ядерной энергетики является вывод качественных земель под строительство станций, при котором отчуждаются огромные территории.

Но экологические проблемы ядерной энергетики уходили на второй план по сравнению с ее возможностями. Всего за пару десятилетий доля ядерной энергии достигла небывалых показателей в мировой энергетике, что делало ее очень привлекательной для инвестиций и планомерного развития. Некоторые страны полностью перешли на энергию, получаемую из ядерного топлива. И даже нарастающие разговоры об экологических проблемах ядерной энергетики не сказались на темпах ее развития. На все аргументы экологов оппоненты приводили данные экспертов. В их заключениях говорилось о том, что стабильно работающая атомная электростанция выбрасывает в атмосферу очень небольшое количество радиационных загрязнений, причем это количество в несколько раз меньше по степени воздействия, чем выбросы тепловой электростанции аналогичной мощности.

В итоге до Чернобыльской трагедии об экологических проблемах ядерной энергетики, по большому счету, говорилось очень мало. За долгие годы эксплуатации многочисленных атомных электростанций по всему миру эта отрасль заслужила репутацию самой безопасной: повышенные меры осторожности гарантировали безаварийную и качественную работу. Но после того как весь мир увидел разрушительную мощь атомной энергии, главные экологические проблемы ядерной энергетики стали связывать с возможным повторением катастрофы.

Данные опасения оправдались в 2011 году, когда в результате сильнейших подземных толчков произошла авария на японской АЭС «Фукусима-1». Авария на Фукусиме была оценена по максимальному, седьмому уровню опасности – такому же, как и трагедия в Чернобыле. Полная ликвидация последствий аварии займет примерно 30-40 лет. На сегодняшний момент территория в радиусе 20-ти километров от станции стала зоной отчуждения. Естественно, что после названных событий экологические проблемы ядерной энергетики вновь оказались во главе угла в вопросах развития мирового энергетического комплекса. В марте 2012 года во многих странах прошли глобальные антиядерные акции, приуроченные к годовщине событий на станции «Фукусима-1».

Решение экологических проблем ядерной энергетики жизненно необходимо, и недооценивать всей их серьезности было бы страшной ошибкой. Хотя при этом и не стоит вообще сводить на нет работу атомных электростанций: как уже было сказано, для многих стран это единственная возможность получать недорогую энергию и при этом не зависеть от условий и политических предпочтений других государств.

Метки: атомная энергетика, новости атомной энергетики, ОЯТ, экологические проблемы ядерной энергетики, экология, ядерное топливо

Интересная статья? Поделитесь ей с друзьями:

Сидоренко В. А. Об атомной энергетике, атомных станциях, учителях, коллегах и о себе. — 2010 — Электронная библиотека «История Росатома»

Закладок нет.

Обложка123456789101112131415161718192021222324252627282930313233343536373839404142434445464748495051525354555657585960616263646566676869707172737475767778798081828384858687888990919293949596979899100101102103104105106107108109110111112113114115116117118119120121122123124125126127128129130131132133134135136137138139140141142143144145146147148149150151152153154155156157158159160161162163164165166167168169170171172173174175176177178179180181182183184185186187188189190191192193194195196197198199200201202203204205206207208209210211212213214215216217218219220221222223224225226227228229230231232233234235236237238239240241242243244245246247248249250251252253254255256257258259260261262263264265266267268269270271272273274275276277278279280281282283284285286287288289290291292293294295296297298299300301302303304305306307308309310311312313314315316317318319320 пустая321322323324325326327328329330331332333334335336337338339340341342343344 пустая345346347348349350351352353354355356357358359360361362363364365366367368369370371372373374375376377378379380381382383384385386387388389390391392393394395396397398399400401402403404405406407408409410411412413414415416417418419420421422423424425426427428429430431432433434435436437438439440441442443444445446447448Обложка (с. 4)Обложка – 12 – 34 – 56 – 78 – 910 – 1112 – 1314 – 1516 – 1718 – 1920 – 2122 – 2324 – 2526 – 2728 – 2930 – 3132 – 3334 – 3536 – 3738 – 3940 – 4142 – 4344 – 4546 – 4748 – 4950 – 5152 – 5354 – 5556 – 5758 – 5960 – 6162 – 6364 – 6566 – 6768 – 6970 – 7172 – 7374 – 7576 – 7778 – 7980 – 8182 – 8384 – 8586 – 8788 – 8990 – 9192 – 9394 – 9596 – 9798 – 99100 – 101102 – 103104 – 105106 – 107108 – 109110 – 111112 – 113114 – 115116 – 117118 – 119120 – 121122 – 123124 – 125126 – 127128 – 129130 – 131132 – 133134 – 135136 – 137138 – 139140 – 141142 – 143144 – 145146 – 147148 – 149150 – 151152 – 153154 – 155156 – 157158 – 159160 – 161162 – 163164 – 165166 – 167168 – 169170 – 171172 – 173174 – 175176 – 177178 – 179180 – 181182 – 183184 – 185186 – 187188 – 189190 – 191192 – 193194 – 195196 – 197198 – 199200 – 201202 – 203204 – 205206 – 207208 – 209210 – 211212 – 213214 – 215216 – 217218 – 219220 – 221222 – 223224 – 225226 – 227228 – 229230 – 231232 – 233234 – 235236 – 237238 – 239240 – 241242 – 243244 – 245246 – 247248 – 249250 – 251252 – 253254 – 255256 – 257258 – 259260 – 261262 – 263264 – 265266 – 267268 – 269270 – 271272 – 273274 – 275276 – 277278 – 279280 – 281282 – 283284 – 285286 – 287288 – 289290 – 291292 – 293294 – 295296 – 297298 – 299300 – 301302 – 303304 – 305306 – 307308 – 309310 – 311312 – 313314 – 315316 – 317318 – 319320 пустая – 321322 – 323324 – 325326 – 327328 – 329330 – 331332 – 333334 – 335336 – 337338 – 339340 – 341342 – 343344 пустая – 345346 – 347348 – 349350 – 351352 – 353354 – 355356 – 357358 – 359360 – 361362 – 363364 – 365366 – 367368 – 369370 – 371372 – 373374 – 375376 – 377378 – 379380 – 381382 – 383384 – 385386 – 387388 – 389390 – 391392 – 393394 – 395396 – 397398 – 399400 – 401402 – 403404 – 405406 – 407408 – 409410 – 411412 – 413414 – 415416 – 417418 – 419420 – 421422 – 423424 – 425426 – 427428 – 429430 – 431432 – 433434 – 435436 – 437438 – 439440 – 441442 – 443444 – 445446 – 447448 – Обложка (с. 4)

Воздействие АЭС на окружающую среду — Альтернативный взгляд Salik.biz

• Начало

• Статьи

• Блоги

• Видео

• На карте

• Оккультизм

• Приметы и суеверия

• Фото

• Книги

• Выживание

• Психоделический арт

• Рассказы

• Мониторинги

• Гороскопы

• Гадания онлайн

• Модель ТПЗ

«Ликвидация» российских АЭС: проблемы и перспективы

Сегодня в России действует 31 энергоблок АЭС. Остановлены, но не выведены из эксплуатации четыре блока Нововоронежской и Белоярской АЭС. К 2020 году еще 28 энергоблоков, построенные и введенные в эксплуатацию в основном в 1970-1990 годах, исчерпают 30-тилетний срок службы.

В настоящее время концерн «Росэнергоатом» реализует программы подготовки и вывода из эксплуатации остановленных первого и второго блоков Белоярской и Нововоронежской АЭС. Кроме того, в рамках условий действия лицензий на эксплуатацию разработаны программы вывода первого, второго Курской, первого, второго и третьего Кольской АЭС, первого, второго, третьего и четвертого блоков Билибинской и Ленинградской станций, третьего Белоярской, третьего, четвертого и пятого блоков Нововоронежской АЭС.

Срок эксплуатации действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР первого поколения и РБМК продлен на 15, с реакторами ВВЭР – на 25 лет. Это сдвинет начало массовой остановки энергоблоков на 2016 год и при правильной стратегии позволит накопить достаточные финансовые средства для вывода их из эксплуатации, а так же ввести в действие новые мощности, обеспечивающие рост производства электрической энергии на атомных станциях.

Основные подходы к выводу из эксплуатации

Вывод блоков АЭС из эксплуатации направлен на освобождение объектов из-под контроля и надзора со стороны органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности. Он может осуществляться по трем основным вариантам (или их комбинациям). Ликвидация предусматривает удаление всех радиоактивных веществ и материалов с площадки энергоблока и приведение оставшихся зданий, сооружений и оборудования в состояние, обеспечивающее снятие с контроля ядерной и радиационной безопасности со стороны органов государственного регулирования. Создание объекта окончательной изоляции РАО на месте расположения выводимого из эксплуатации объекта («захоронение на месте») предполагает создание необходимых физических барьеров для предотвращения нерегламентированного выхода радиоактивных веществ в окружающую среду и несанкционированного доступа в зону локализации отходов. Конверсия направлена на изменение целевого назначения основных сооружений, зданий, инженерных систем и оборудования блока, перепрофилирование объекта для ведения иных работ, в том числе в области использования атомной энергии. Технических проблем, ограничивающих возможность реализации любой модели, в настоящее время не существует.

Белоярская АЭС

Концерн «Росэнергоатом» в качестве основного варианта вывода из эксплуатации выбрал ликвидацию блоков АЭС как радиационно-опасных объектов после длительного сохранения под наблюдением. Этот процесс включает в себя следующие этапы: окончательный останов, подготовку к выводу из эксплуатации, подготовку к сохранению под наблюдением, длительное сохранение под наблюдением, ликвидацию. Подготовка к выводу из эксплуатации включает в себя перевод блока в ядерно-безопасное состояние (удаление топлива из активной зоны реактора и, в дальнейшем, с площадки энергоблока), удаление и переработку радиоактивных рабочих сред и эксплуатационных РАО, разработку необходимой технической и разрешительной документации, получение лицензии Ростехнадзора на вывод. После этого начинаются сами работы по выводу. Подготовка к сохранению под наблюдением заключается в локализации высокоактивного оборудования в помещениях реакторного отделения, а также и консервацию оборудования, систем и строительных конструкций блока. Длительное сохранение под наблюдением, при поддержании на должном уровне состояния защитных барьеров, снизит уровень опасности энергоблоков за счет физического распада радиоактивных веществ.

Выбор такой модели обусловлен закреплением за эксплуатирующей организацией площадок АЭС в бессрочное пользование, необходимостью обеспечить безопасную эксплуатацию работающих блоков, расположенных на этих площадках, отсутствием в настоящее время национальных и региональных пунктов хранения и захоронения РАО, а также недостатком финансовых средств, накопленных на вывод из эксплуатации.
 

Правовое обеспечение

Для эффективного планирования, контроля и реализации работ по выводу из эксплуатации в современных условиях требуется совершенствование существующей нормативно-правовой базы. В частности, необходимо определить статус объекта после окончательного останова для вывода из эксплуатации, разграничить и установить долгосрочную ответственность за безопасность объектов, выводимых из эксплуатации по варианту «захоронения на месте».

Нужна четкая регламентация критериев безопасности блоков на всех этапах их вывода из эксплуатации – в первую очередь, с момента окончательного останова (когда ядерные материалы и ОЯТ еще находятся на объекте, а работы по подготовке к выводу из эксплуатации уже необходимо проводить) до приведения энергоблока в ядерно-безопасное состояние.

Следует определить параметры, характеризующие конечное состояние ЯРОО, промплощадки и территории санитарно-защитной зоны после вывода из эксплуатации, их пригодность для ограниченного и неограниченного использования, а также критерии и порядок снятия их с регулирующего контроля.

Должна быть законодательно оформлена ответственность государства за финансирование работ по решению проблем, накопленных в результате деятельности прошлых лет. Необходимо также разработать критерии отнесения этих проблем к ядерному наследию и механизмы обеспечения необходимого бюджетного финансирования мероприятий по их ликвидации.

Кроме того, должны быть решены вопросы налогообложения остановленных энергоблоков АЭС как объектов, не предназначенных для производства товаров и услуг.

Проблемы финансирования

До конца 80-х финансирование подготовки и вывода из эксплуатации блоков АЭС предполагалось осуществлять за счет государственного бюджета. С начала перестройки и вплоть до середины 90-х такие работы оплачивались концерном «Росэнергоатом» из средств, полученных от основной деятельности.

В августе 1995 года Минатомом России было принято решение о создании резерва на покрытие расходов по выводу из эксплуатации блоков АЭС, формирующегося из отчислений в размере 1,3% выручки от реализации продукции и услуг атомных станций. Соответствующее положение вступило в силу после введения новой редакции Налогового кодекса РФ и выпуска Постановления Правительства РФ № 68 от 30.01.2002 г. «Об утверждении Правил отчисления эксплуатирующими организациями средств для формирования резервов, предназначенных для обеспечения безопасности атомных станций на всех стадиях их жизненного цикла и развития».

Кольская АЭС

В настоящее время средства этого резерва покрывают затраты только на подготовку и вывод из эксплуатации уже остановленных энергоблоков Белоярской и Нововоронежской АЭС, частично – на подготовку к выводу из эксплуатации четырех блоков Билибинской, а также первого и второго блоков Курской и Ленинградской АЭС. Это не позволяет формировать накопительную часть резерва и полностью финансировать работы по обращению с РАО и ОЯТ после промежуточного хранения на площадках атомных станций.

В конце 2007 года Правительство РФ приняло Федеральную целевую программу «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», взяв ответственность за финансирование основных накопленных проблем ЯРБ. В ФЦП, в частности, предусмотрены средства на вывод из эксплуатации уже остановленных блоков Белоярской и Нововоронежской АЭС и подготовку к выводу четырех блоков Билибинской станции.

Специалисты ВНИИАЭС на основании «Расчета-обоснования норматива отчислений в специальный фонд эксплуатирующей организации по выводу энергоблоков АЭС из эксплуатации», выполненного в 1998 году и одобренного Минфином РФ для различных сценариев развития атомной энергетики, рассчитали нормативы отчислений в резерв. С учетом продления срока службы действующих блоков и ввода в эксплуатацию новых мощностей, величина вклада должна составлять 3,2% выручки от реализации продукции и услуг АЭС.

Информационная и социальная поддержка

Помимо технических, правовых и финансовых вопросов необходимо решить и ряд других важных задач. Процесс вывода из эксплуатации должен быть обеспечен информационной поддержкой – сбором, хранением и распространением детальных сведений о текущем состоянии блоков, наличии технической, эксплуатационной документации и т.д. В концерне «Росэнергоатом» создаются корпоративная информационная система и базы данных по подготовке и выводу из эксплуатации, а также унифицированные базы данных по каждому выводимому из эксплуатации энергоблоку.

Работы по выводу из эксплуатации должны сопровождаться комплексом мер по социальной защите персонала остановленных объектов. Часть специалистов будет занята в мероприятиях по выводу из эксплуатации, для остальных следует проводить переподготовку, создавать новые рабочие места либо переселять вместе с семьями на новое место жительства.

Кроме того, эксплуатирующая организация должна обеспечить эффективное взаимодействие с общественностью, региональными и территориальными органами власти, средствами массовой информации, в том числе широкое информирование о целях и конечных результатах деятельности по выводу ЯРОО из эксплуатации.

***
Вывод из эксплуатации энергоблоков предполагает превращение промплощадки в «серую лужайку», предусматривающее ее неограниченное промышленное использование. Это наиболее разумное решение.

Атомная энергетика России – это многоблочные АЭС, имеющие разветвленную инфраструктуру, с пристанционными городами и сложившимся потребителями. Стоимость строительства нового блока составляет не более 10-15 % стоимости существующей инфраструктуры. Таким образом, если, в конечном итоге, готовить площадку демонтируемого блока для строительства нового, вывод из эксплуатации замкнет жизненный цикл АЭС и гармонично включится в процесс развития не только площадки, но региона и промышленно-энергетического комплекса страны в целом.

Как показала мировая практика, вывод из эксплуатации атомных станций требует больших материальных затрат. Необходимо как можно быстрее разработать новую российскую «Методику расчета затрат на подготовку и вывод из эксплуатации блоков АЭС», опираясь на современные подходы и аналогичный опыт западных стран в условиях рыночной экономики.

Для обеспечения эффективного и безопасного вывода из эксплуатации нужны масштабные научно-исследовательские, проектные, технологические и опытно-конструкторские работы, изготовление, испытание и внедрение робототехники и устройств для проведения глубокой дезактивации. Для РАО разных категорий, образующихся в процессе вывода (от 5х103 т до 20х103т для одного энергоблока), необходимо сооружение хранилищ и могильников, транспортных контейнеров, технических средств разделения и кондиционирования.

В начале 90-х годов специалисты МАГАТЭ оценивали затраты на вывод АЭС из эксплуатации как 12 % от расходов на строительство станции. Однако такая оценка содержала ряд неопределенностей. Например, самые низкие затраты (менее 12 %) планировались в Финляндии, где на площадке АЭС имелось подземное хранилище для РАО, как эксплуатационных, так и образующихся при выводе. А в Германии в смету затрат включались расходы на создание инфраструктуры переработки и захоронения РАО, и стоимость вывода из эксплуатации оценивалась почти в пять раз выше рекомендованной. Нормативы по категорированию РАО также сильно различаются. Так, в Японии отходы с удельной активностью 130 Бк/кг относятся к категории низкоактивных РАО, подлежащих захоронению в специальных хранилищах, а в Финляндии допускается неограниченное использования отходов с удельной активностью 1000 Бк/кг

На основе рекомендаций МАГАТЭ в разных странах рассчитали затраты на вывод из эксплуатации с учетом типов и мощности реакторов, а также национальных систем обращения с РАО. Так, в Германии немедленный демонтаж энергоблока с реактором PWR мощностью 1200 МВт должен был стоить $425,2 млн, с реактором BWR (770 МВт) – $556,9 млн. В Швеции расходы на вывод блока PWR (860 МВт), по расчетам, составляли $150,5 млн, BWR (1160 МВт) – $195,7 млн. США на вывод энергоблоков с PWR и BWR мощностью по 1100 МВт должны были затратить $225,8 млн и $278,4 млн соответственно.

Однако осуществление проектов по выводу АЭС из эксплуатации показала, что реальные затраты составляют около 37 % от расходов на создание нового объекта и их величина колеблется в довольно широком диапазоне.

Расходы зависят от мощности и типа блока, срока его службы и времени до окончательной остановки, проблем, связанных с обработкой и хранением остаточных материалов, затрат на оплату труда персонала, графика работ и т.д. Существенное влияние оказывают национальные особенности (объем необходимых работ, способы обращения с РАО, нормативы радиационной защиты, методика получения лицензий и прочее). За стоимостный ориентир можно условно принять сумму $750 на киловатт мощности реактора.

В некоторых государствах в том или ином виде существуют централизованные фонды по выводу АЭС из эксплуатации. В других, например, Великобритании, бюджетные фонды отсутствуют, а для коммерческих АЭС созданы частные. Еще один механизм – полное финансирование работ государством.
 

Обращение с РАО на российских АЭС: проблемы и пути решения

Основным направлением повышения безопасности обращения с радиоактивными отходами является их перевод в безопасную физико-химическую форму и хранение в кондиционированном виде с возможностью извлечения и размещения в местах окончательной изоляции.

Существующие в нашей стране проблемы обращения с РАО можно условно разделить на две группы. К проблемам атомных станций относятся:

• отсутствие на АЭС комплексов по переработке РАО и низкая степень унификации существующего оборудования;
• большие объемы РАО, накопленных в предыдущие периоды и поступающих в процессе эксплуатации;
• большое количество труднорастворимых солевых осадков в емкостях хранения жидких отходов;
• несовершенство законодательной базы в области обращения с РАО, в частности, по финансированию;
• отсутствие механизма окончательного удаления РАО с площадок АЭС.

С другой стороны, на отраслевом (федеральном) уровне необходимо решить вопросы:

• создания федеральных (региональных) пунктов окончательной изоляции кондиционированных РАО;
• создания транспортной системы;
• координации действий предприятий, занимающихся переработкой отходов;
• совершенствования федеральной нормативно-правовой базы в области обращения с РАО.

Спецавтомобиль для транспортирования РАО

Переработка: подходы и затраты

До недавнего времени системы переработки радиоактивных сред на АЭС России отвечали проектным решениям, разработанным в 50-60 годы прошлого века. В соответствии с существовавшими в то время  требованиями и, главное, техническими возможностями, была принята схема переработки РАО со следующими подходами:

• жидкие радиоактивные среды подлежали переработке посредством выпаривания с последующим хранением кубовых остатков и отработавших ионообменных смол в хранилище ЖРО;
• твердые РАО сортировались по уровню активности и направлялись на хранение навалом в хранилище сухих (твердых) отходов;
• кондиционирование РАО должно было производиться по мере внедрения необходимых технологий и оборудования или на стадии вывода АЭС из эксплуатации.

Таким образом, основной целью принятых проектных решений было исключение неконтролируемого распространения радионуклидов за пределы АЭС, а безопасность и надежность хранилищ РАО обеспечивалась их конструкцией.

Однако отечественный и зарубежный опыт обусловил пересмотр и ужесточение требований по безопасному обращению с РАО. В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ атомная энергетика во всем мире сегодня ориентируется на хранение РАО в кондиционированном виде, позволяющем производить вывоз и последующее захоронение отходов без дополнительной переработки. Основной  целью такого подхода является повышение безопасности краткосрочного и длительного хранения РАО.

В то же время в России в последнее время разработан ряд технологий дезактивации и переработки РАО, позволяющих выделить из радиоактивных сред нерадиоактивную составляющую, которая может быть использована на АЭС, в народном хозяйстве или направлена на захоронение как промышленные отходы.

Начиная с конца 70-х годов, в связи с возросшими требованиями по безопасности, в экономике обращения с отходами низкого и среднего уровня активности произошли существенные изменения – цены на услуги по переработке РАО растут почти экспоненциально.

В условиях рыночной экономики рост затрат на переработку и хранение требует минимизации РАО на стадиях их образования и кондиционирования. Для сокращения поступлений отходов на АЭС разрабатывают и проводят организационно-технические мероприятия, касающиеся нормирования, частичной модернизации оборудования и технологических схем, оптимизации технологических регламентов, внедрения малоотходных технологий и современных методов кондиционирования РАО.

Но поскольку затраты на обращение с РАО при использовании современных технологий постоянно возрастают, простое совершенствование существующих методов не дает нужного эффекта. Необходим переход на качественно новый уровень обращения с радиоактивными отходами.

Временное хранение

В последнее время, в связи с реализацией программы продления срока службы АЭС, проблема обращения с РАО приобрела особую остроту, поскольку проектные хранилища жидких и твердых отходов, емкость которых рассчитана на установленный срок эксплуатации энергоблоков (30 лет), к концу этого периода оказываются заполненными. Задачи своевременного обращения с РАО становятся все более очевидными, поскольку перенос их решения на будущее чреват нежелательными последствиями – не будет обеспечена безопасность, а значит, и устойчивое развитие атомной энергетики.

Во многом именно по этой причине обращение с РАО в настоящее время является гораздо более важной составляющей деятельности ОАО «Концерн Энергоатом», чем раньше. На пристанционные узлы обращения с РАО всех категорий тратятся значительные средства. Разработана «Рабочая программа по обращению с радиоактивными отходами на АЭС ОАО «Концерн Энергоатом» на период с 2009 по 2012 годы», которая предусматривает сооружение и ввод в эксплуатацию необходимого и достаточного количества дополнительных хранилищ РАО, а также ряд установок по обращению с отходами. Сделана и экономическая оценка необходимого финансирования. Предполагается, что реализация программы позволит обеспечить дальнейшую безопасную эксплуатацию АЭС при нормативном годовом поступлении ЖРО и ТРО. Кроме того, дополнительные хранилища и установки также предполагается использовать и на этапе вывода энергоблоков из эксплуатации.

Но даже если концерну «Энергоатом» удастся полностью реализовать эту программу, отработать схему кондиционирования и упаковки РАО для условий длительного хранения, это не решит проблемы.

Хранилища РАО (в том числе кондиционированных), размещенные на территории станций, все больше и больше заполняют свободные площади в пределах периметра АЭС. Кроме того, работа с возросшим количеством РАО приводит к привлечению к этому процессу все большего количества персонала и ухудшению экологической обстановки как на промплощадках АЭС, так и в регионах их размещения.

Разработка, монтаж, наладка, ввод в действие и эксплуатация многочисленных установок по сортировке, переработке, кондиционированию, контейнеризации, транспортировке, хранению РАО на каждой площадке АЭС требуют значительного финансирования. Вдобавок, после выполнения запланированных объемов работ по обращению с РАО эти установки будут простаивать без пользы. 

Большими финансовыми затратами обернется и реализация механизма индивидуального контейнерного хранения отходов на площадках АЭС.

В конечном итоге это может привести к тому, что проблемы обращения с РАО превратятся в главенствующие, а выработка электроэнергии – во вспомогательную функцию АЭС.

Комплексный подход к решению задач

Очевидно, что эффективное решение проблемы РАО может осуществляться только в рамках государственной системы обращения с радиоактивными отходами, которая предполагает комплексный подход, включая создание установок по переработке, транспортных средств, пунктов хранения и окончательной изоляции отходов.

Спецавтомобиль для транспортирования РАО

На федеральном уровне должно быть принято решение, регламентирующее обращение с РАО вне периметра АЭС. Возможны варианты: расширение сети спецкомбинатов «Радон», создание отраслевых предприятий по переработке РАО типа «Экомет-С», специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами с делегированием ей функций эксплуатирующей организации в этой области, использование для хранилищ пустот в вечной мерзлоте на Новой Земле, горных выработок ГХК, Семипалатинского полигона или карт длительного хранения РАО на предприятии «Вектор» в 30-километровой зоне отчуждения Чернобыльской АЭС (на основе межгосударственных соглашений), привлечение специалистов Минобороны к созданию хранилищ по типу ракетных шахт. Целесообразно провести технико-экономическое исследование по этим направлениям, чтобы выбрать наиболее оптимальный вариант и в соответствии с ним разрабатывать технологии по кондиционированию, упаковке, транспортировке и длительному хранению РАО. Атомные станции нужно оснастить унифицированными комплексами по переработке отходов.

В разрабатываемый федеральный закон «Об обращении с радиоактивными отходами» следует включить разделы, регламентирующие фиксированные нормативные отчисления из государственного бюджета для формирования источника финансирования обращения с РАО, а также порядок создания централизованных хранилищ для окончательной изоляции радиоактивных отходов.

Автор: А.С. КОРЦУН (ОАО «Концерн Энергоатом»)

Проблемы обеспечения безопасности на АЭС

После терактов, произошедших в Брюсселе, Париже, Стамбуле, Анкаре и в других городах, многие страны мира активно пересматривают аспекты внутренней безопасности. Известно, что мишенями террористов могут стать атомные электростанции.

В настоящее время в мире функционирует 444 атомные электростанции, расположенные в тридцати странах. Кроме того, еще на 243 научно-исследовательских реакторах производят изотопы для использования в медицинских целях и для подготовки инженеров-ядерщиков. Атомная промышленность также включает в себя сотни заводов, которые обогащают уран и изготавливают топливо для реакторов. На многих из этих объектов используются материалы, которые террористы могут использовать для создания ядерной бомбы. Также на атомных электростанциях террористы могут создать аварийную ситуацию, например, как на АЭС Чернобыля и Фукусимы, в следствие которой радиоактивные облака распространятся на сотни километров.

На саммите по вопросам ядерной безопасности, который проводился в прошлом месяце в Вашингтоне, округ Колумбия, представители пятидесяти двух стран обязались продолжить работу по улучшению безопасности своих ядерных реакторов и утвердили план действий для совместной работы. Однако, стоит отметить, что такие крупные игроки как Россия и Пакистан в этой программе не участвуют. Кроме того, некоторые страны Европы только начинают осознавать необходимость усиления мер безопасности. Становится понятно, что на сегодняшний день, атомные электростанции — это объекты, уязвимые для террористических атак.

Угрозы безопасности

Не новость, что безопасности многих ядерных энергетических и исследовательских центров долгое время отводилась крайне незначительная роль. В октябре 2012 года активисты Гринпис беспрепятственно вошли на территорию двух расположенных в Швеции АЭС — они выломали ворота и перелезли через заборы, и охранники попросту не смогли их остановить. Кроме того, четверо активистов спрятались и провели всю ночь на крыше одного из реакторов. Только в этом году регулирующий деятельность ядерной индустрии орган Швеции принял требование обеспечить вооруженную охрану и внедрить дополнительные меры безопасности. Однако, эти требования будут введены в силу не ранее начала 2017 года.

Активисты Гринпис также ворвались и на территорию французской атомной электростанции Фессенхайм, которая находится вблизи границы с Германией, и вывесили на здание реактора большой баннер.

В свете недавних событий, произошедших в Брюсселе, там ситуация еще более тревожная. Стало известно, что в 2012 году два сотрудника атомной электростанции Дул покинули Бельгию, чтобы воевать в Сирии. В 2014 году неизвестный злоумышленник устроил неполадки в турбине в том же самом реакторе, в результате чего станция была закрыта целых 5 месяцев.

Учитывая состояние повышенной боевой готовности в Европе, правительства должны немедленно повысить уровень безопасности ядерных объектов. Они могут последовать примеру Соединенных Штатов, которые после террористических актов 11 сентября 2001 года существенно усилили меры безопасности на своих ядерных объектах.

Американская модель

Ядерные электростанции США в настоящее время являются одними из самых хорошо охраняемых объектов в мире. Безопасность на атомных электростанциях контролирует Комиссия США по ядерному регулированию (NRC). Одна треть сотрудников многих АЭС в США отвечают за безопасность. Нормативные акты США требуют, чтобы на атомных станциях проводились регулярные учения. Во время учений хорошо подготовленные бывшие военные “нападают” на станции, используя самые современные технологии. Наблюдатели NRC оценивают результаты этих учений, и в случае неудовлетворительной оценки владельцы объекта могут понести жесткие штрафы. Соединенные Штаты также разработали для реакторов правила обеспечения кибербезопасности.

Усиление мер безопасности во всем мире

Международных стандартов защиты ядерных объектов на сегодняшний день не существует. Каждая страна принимает свои собственные законы и правила, диктующие владельцам ядерных станций, какие охранные системы они должны внедрить для защиты от нападений.

Поэтому меры защиты могут очень сильно отличаться — скажем, некоторые страны полагаются на местных полицейских и охрану без оружия. Часто уровень мер обеспечения безопасности зависит от культурных норм, однако, недавние нападения в Европе свидетельствуют о необходимости принятия решительных мер, независимо от норм и традиций.

Существуют определенные меры, которые могут предпринять все страны, чтобы сделать свои атомные станции более безопасными объектами.

Одним из приоритетных направлений является поддержка Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), которое разрабатывает меры оказания помощи странам, которые хотят обеспечить более эффективную защиту своих атомных электростанций. С 2010 года в области ядерной безопасности агентство подготовило более 10000 человек, включая полицию и пограничников.

Страны с атомными электростанциями или исследовательскими реакторами, по понятным причинам, не обнародуют проблемы защиты своих объектов. Но мы знаем из приведенных выше случаев, что проблемы существуют. Каждая из стран должна расширить возможности независимого регулирующего органа для обеспечения соблюдения новых требований и инспектирования безопасности на ядерных объектах. И самое главное — службы обеспечения безопасности на ядерных объектах должны регулярно проводить учения под пристальным взглядом независимых наблюдателей.

Такие страны, как Соединенные Штаты, которые уже имеют большие наработки в вопросах обеспечения физической безопасности ядерных объектов, им в этом помогут.

Регулирующие органы всех стран регулярно встречаются и могут обмениваться информацией и обучать своих коллег. К примеру, в декабре 2012 года Комиссия США по ядерному регулированию организовала первую в истории конференцию по ядерной безопасности. К сожалению, с тех пор ни одно другое правительство не предложило возглавить последующую встречу.

Страны с существующими реакторами — не единственная проблема. Как минимум, еще шестьдесят стран выразили желание производить ядерную энергетику. Объединенные Арабские Эмираты находятся в процессе строительства четырех реакторов. Турция и Вьетнам заключили сделки с российским производителем, компанией “Росатом”, в ходе которого строительство, финансирование, эксплуатация и даже утилизация отходов будут выполняться исключительно русскими специалистами. Многие из этих стран даже не всегда посещают встречи по вопросам ядерной безопасности, которые проводятся Международным агентством по атомной энергии. Разве можно надеяться, что они будут лучше относиться к безопасности, чем те атомные электростанции, которые на сегодняшний день функционируют?

Для того, чтобы предотвратить возможные нападения на свои ядерные объекты, правительства должны предпринять меры обеспечения безопасности уже сейчас, а не через год. В свете нынешней террористической угрозы, страны с АЭС должны со всей ответственностью подойти к вопросам обеспечения физической безопасности на своих объектах атомной энергетики, пока не слишком поздно.

Источник www.homelandsecuritynewswire.com. Перевод статьи выполнила администратор сайта Елена Пономаренко

Преимущества и недостатки атомных электростанций.

Уровень участника:

Уровень участника: Diamond

Автор: imandi srinivasarao	Уровень участника: Bronze	Показатель доходов:
хорошо
Автор: Абхирам	Уровень участника: Серебро 6
Написано очень четко и простым языком, понятным каждому. Но не могли бы вы подробнее рассказать о преимуществах и недостатках атомных электростанций по сравнению с Индией?
Автор: Abhiram	Уровень участника: Серебро	Оценка дохода:
Очень четко написано о проекте.
Автор: Венкат Сатиш Мамидисетти	Уровень участника: Золото	Показатель дохода:
Привет, вы хорошо поработали. Будет интереснее, если вы предоставите подробную информацию о преимуществах и недостатках ядерного загрязнения В качестве преимуществ вы можете использовать некоторые числовые данные или цифры производства ядерной энергии по сравнению с тепловыми, гидро- и газовыми электростанциями. И сравнение затраты на единицу мощности также паропроизводительность на единицу топлива атомной станции с другими типами станций. Также вы можете указать время возведения электростанции по сравнению с другими типами электростанций. Обсуждая недостатки, вы можете включить сведения о радиоактивных химикатах, воздействия на окружающую среду, уровни толерантности человека для различных радиоактивных материалов, высоких уровней радиоактивности на заводе и вокруг него, сотрудников или рабочих в безопасности, проблем со здоровьем, загрязнения моря радиоактивными отходами, вторичного использования радиоактивных отходов и безопасной утилизации радиоактивные отходы.
Автор: jyothi prasad	Уровень участника: Bronze	Показатель дохода:
это хорошо
Автор: Justin	Уровень участника: Bronze 08
хорошая информация
Автор: Вики	Уровень участника: Diamond	Оценка дохода:
До сих пор люди не понимают, как использовать ядерную энергию.Этот тип тем может привлечь внимание к использованию ядерной энергии. Я хочу выразить особую благодарность всем за то, что они объяснили разные моменты о преимуществах и недостатках использования ядерной энергии.
Автор: Джастин	Уровень участника: Бронза	Показатель доходов:
НЕДОСТАТКИ: 1. Атомная энергия — спорный метод производства электроэнергии. Многие люди и экологические организации очень озабочены тем, какое радиоактивное топливо ему нужно. 2. На небольшом количестве атомных электростанций произошли серьезные аварии. Авария в Чернобыле (Украина) в 1986 году привела к гибели 30 человек и эвакуации более 100 000 человек. В предыдущие годы еще 200 000 человек были переселены из радиоактивной зоны. Радиация была даже обнаружена на расстоянии более тысячи миль в Великобритании в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Было высказано предположение, что со временем в результате аварии погибли 2500 человек. 3. Необходимо ответить на серьезные вопросы относительно хранения радиоактивных отходов, образующихся при использовании ядерной энергии.Некоторые отходы остаются радиоактивными (опасными) в течение тысяч лет и в настоящее время хранятся в таких местах, как глубокие пещеры и шахты. 4. Хранение и мониторинг радиоактивных отходов в течение тысяч лет связано с высокими затратами. 5. Корабли и подводные лодки с ядерными двигателями представляют опасность для морской жизни и окружающей среды. Из старых сосудов может происходить утечка радиации, если за ними не ухаживают должным образом или если они небрежно демонтируются по окончании срока службы. 6. Многие люди, живущие вблизи атомных электростанций или хранилищ отходов, обеспокоены ядерными авариями и утечками радиоактивных веществ.Некоторые опасаются, что проживание в этих районах может нанести вред их здоровью, особенно здоровью маленьких детей. 7. Многие правительства опасаются, что нестабильные страны, развивающие ядерную энергетику, могут также разработать ядерное оружие и даже применить его. ПРЕИМУЩЕСТВА: 1. Количество электроэнергии, произведенной на атомной электростанции, эквивалентно произведенному на электростанции, работающей на ископаемом топливе. 2. Атомные электростанции не сжигают ископаемое топливо для производства электроэнергии и, следовательно, не производят вредных, загрязняющих газов. 3. Многие сторонники атомной энергетики утверждают, что этот вид энергии экологически чистый и чистый. В мире, который сталкивается с глобальным потеплением, они предполагают, что расширение использования ядерной энергии — единственный способ защитить окружающую среду и предотвратить катастрофическое изменение климата. 4. Многие развитые страны, такие как США и Великобритания, больше не хотят полагаться на нефть и газ, импортируемые с Ближнего Востока, политически нестабильной части мира. 5. Такие страны, как Франция, производят примерно 90 процентов своей электроэнергии за счет ядерной энергетики и являются мировыми лидерами в области технологий производства ядерной энергии, что доказывает, что ядерная энергия является экономической альтернативой электростанциям, работающим на ископаемом топливе. 6. Ядерные реакторы могут изготавливаться достаточно малогабаритными для кораблей и подводных лодок. Если бы это было распространено не только на военные корабли, то количество судов, сжигающих нефть, уменьшилось бы и, следовательно, уменьшилось бы загрязнение.
Автор: kitol	Уровень участника: Бронза	Показатель доходов:
коротко и по делу, продолжайте в том же духе.
Автор: lakshmi yadav	Член Уровень: Серебро	Оценка дохода:
Привет, это хорошо.
Автор: lakshmi yadav	Уровень участника: Серебро	Показатель дохода:
Привет, это хорошо.
Автор: marutha muthu.K	Уровень участника: Bronze	Показатель дохода:
hai it good
Автор: Nivetha.k	Показатель выручки:
Было приятно.Дайте подробное описание вашего проекта
Автор: sabeel	Уровень участника: Серебро	Показатель дохода:
привет, хороший проект
Автор: Вики	Показатель выручки:
До сих пор люди не понимают, как использовать ядерную энергию. Этот тип тем может привлечь внимание к использованию ядерной энергии.Я хочу выразить особую благодарность всем за то, что они объяснили разные моменты о преимуществах и недостатках использования ядерной энергии.
Автор: Venkiteswaran	Уровень участника: Diamond	Показатель дохода:
Здесь приведены лишь несколько моментов, касающихся плюсов и минусов. Обычно проект немного более подробный, охватывающий многие аспекты вопроса с сопроводительными документами и фотографиями или диаграммами, которые добавляют разнообразия. Я могу сказать несколько аргументов в поддержку и против АЭС. Плюсы: — Атомная энергия — это источник чистой энергии, она не загрязняет воздух дымом или запахом напрямую. Ядерная энергия не использует ископаемое топливо, которое постепенно истощается природой. Минусы: хотя атомная энергетика не загрязняет воздух напрямую дымом, она может исключить загрязнение воздуха опасными радиоактивными материалами.
Автор: Джаянта Датта Чоудхури	Уровень участника: Золото	Показатель выручки:
Краткое изложение проекта, связанного с атомными электростанциями, будет полезно при подготовке деталей. проекты. Основные недостатки, такие как ядерная радиация и проблемы утилизации ядерных отходов, являются наиболее важными проблемами на атомных электростанциях. Недавние аварии на атомных электростанциях в Японии стали серьезной проблемой для всей развитой страны. Ученые и исследователи из всех развитых стран мира прилагают все усилия, чтобы полностью обезопасить последствия ядерных излучений. «Как более безопасно и эффективно эксплуатировать атомные электростанции на благо человека» будет подходящим названием проекта.
Автор: shabir ali baig	Уровень участника: Золото	Показатель дохода:
Привет Это хорошо, если добавить немного дополнительной информации, было бы слишком хорошо
Автор: drpatil	Уровень участника: Серебро	Оценка дохода:
Привет, Это хорошо, Но дайте подробную информацию о вашем проекте.
Автор: д.r.patil	Уровень участника: Серебро	Оценка дохода:
Привет, Хорошо, Но дайте подробную информацию о вашем проекте.
Автор: Притан Тивари	Уровень участника: Золото	Показатель дохода:
Привет, Хороший проект. Но я считаю, что вам следует предоставить очень краткую информацию или проект о ядерных преимуществах и недостатках.Вы можете включить больше очков в этот проект. С благодарностью и уважением Pritan Tiwari
Автор: sasikanth	Уровень участника: Silver	Показатель дохода:
Hi Ядерные проекты очень сильно повлияли на японию. некоторая забота о ядерной энергии в вашем проекте так хорошо изучать. Это заставит людей задуматься о том, что ядерный проект вреден для живого существа. С уважением, sasikanth.K
Автор: ramjee singh	Уровень участника: Silver	Показатель дохода:
Привет, Я ценю вашу работу, но думаю, вы должны включить больше информации в вашем проекте.

10 важных плюсов и минусов атомных электростанций — Green Garage

Как следует из названия, атомные электростанции представляют собой тип тепловых электростанций, использующих ядерные реакторы в качестве источника тепла.Они существуют уже более 60 лет; Первая атомная электростанция, вырабатывающая достаточно электроэнергии для энергосистемы, была открыта в июне 1954 года в России. Первая полномасштабная атомная электростанция, получившая название Calder Hall, начала свою работу в Камбрии, Англия, в октябре 1956 года. С тех пор атомные электростанции стали важной частью современного развития, с 435 действующими атомными электростанциями в 31 страна по состоянию на апрель 2014 года.

Как и любые другие тепловые электростанции, атомные электростанции имеют паровые турбины, подключенные к электрическому генератору.Затем они используют тепловые реакторы для выработки тепла и создания пара, который приводит в действие паровые турбины и заставляет генератор вырабатывать электричество. Атомные электростанции означают, что они имеют возможность постоянно вырабатывать достаточно энергии, чтобы удовлетворить минимальный спрос на электрическую сеть в течение более 24 часов.

Для многих людей атомные электростанции очень помогли в мировом развитии и модернизации. Однако есть также множество людей, которые критикуют эти растения и считают их угрозой.Если вы не уверены, на чьей стороне вы должны быть, взгляните на плюсы и минусы атомных электростанций.

Список плюсов АЭС

1. Они производят меньше загрязнения
По сравнению с другими источниками энергии, атомные электростанции производят меньше метана и углекислого газа, которые очень эффективно удерживают тепло в атмосфере и вызывают парниковый эффект. Это происходит из-за того, что атомные электростанции вырабатывают энергию не за счет сжигания природного газа и других видов ископаемого топлива, а за счет расщепления атомов.Таким образом, если больше полагаться на эти растения, можно уменьшить количество парниковых газов в атмосфере и замедлить темпы глобального потепления.

2. У них низкие эксплуатационные расходы
Опять же, по сравнению с другими типами электростанций, атомные электростанции имеют более низкие эксплуатационные расходы. Уран, источник энергии атомных электростанций, относительно дешевле в получении, чем другие источники топлива, поскольку его легко найти в большинстве горных пород и даже в морской воде.Ядерные реакторы также могут прослужить до 60 лет, а это означает, что нет необходимости время от времени строить новую электростанцию.

3. Они производят большое количество энергии
При делении ядер выделяется большое количество энергии. Фактически, считается, что мощность, вырабатываемая реакцией ядерного деления, в десять миллионов раз больше, чем мощность, производимая при сжигании атома ископаемого топлива. Это означает, что атомные электростанции могут легко производить достаточно энергии, чтобы удовлетворить потребности не только домовладельцев, но также фабрик и других промышленных и коммерческих предприятий.

4. Они обладают высокой надежностью
В отличие от энергии солнца, ветра и волн (которые зависят от условий окружающей среды), ядерная энергия надежна и предсказуема. Если атомные электростанции содержатся в надлежащем состоянии и находятся в хорошем состоянии, они могут производить стабильное количество энергии в течение года, независимо от погоды.

5. Их технология уже внедрена
Как упоминалось выше, по состоянию на 2014 год в мире работает более 400 атомных электростанций, что доказывает, что технология производства ядерной энергии уже опробована, испытана и доказала свою эффективность. .Нет необходимости ждать годами, чтобы разработать методику и провести различные тесты, поскольку необходимая технология уже готова к использованию.

Список минусов атомных электростанций

1. У них высокие начальные затраты
Атомные электростанции могут быть относительно дешевле в эксплуатации, чем другие варианты, но их запуск и запуск — другое дело. По сравнению с другими электростанциями, строительство атомных электростанций требует больших денег, поскольку для них требуются специальные материалы и оборудование, способные обрабатывать ядерную энергию.На их строительство также требуется много времени, а это значит, что на ввод в эксплуатацию нового завода уйдут годы.

2. Они могут нанести вред окружающей среде
Атомные электростанции могут не производить много парниковых газов, но они создают большие количества радиоактивных отходов, побочных продуктов процесса производства энергии. Эти отходы имеют высокую температуру и излучают большое количество радиации, поэтому, если они неправильно утилизируются и сбрасываются в леса, озера и другие районы, они могут легко загрязнить землю и водоемы и уничтожить растения и животных в окрестностях.Хуже всего то, что радиоактивные отходы могут храниться тысячи лет, а это значит, что они могут продолжать наносить вред даже через тысячелетия.

3. Они используют ограниченный источник энергии
Урана может быть много в окружающей среде, но это не означает, что они могут работать вечно. Как и в случае с ископаемым топливом, наступит время, когда запасов урана станет недостаточно для обеспечения энергии атомными станциями по всему миру. Чтобы решить эту проблему, некоторые страны начинают использовать торий, другой вид ядерного топлива, которого больше, чем урана, хотя может пройти несколько лет, прежде чем остальной мир сможет наверстать упущенное.

4. Они могут вызывать аварии
Атомные электростанции специально разработаны, чтобы быть достаточно прочными, чтобы выдерживать процесс ядерного деления и обеспечивать безопасность тех, кто работает на станциях, а также тех, кто живет поблизости. Несмотря на это, за эти годы произошло несколько аварий, таких как Чернобыльская катастрофа и ядерная катастрофа на Фукусиме-Дайичи. Эти события не только разрушили собственность и нанесли ущерб окружающей среде, но также привели к многочисленным смертельным случаям, травмам и заболеваниям.

5. Они могут быть вредными для здоровья людей
Как упоминалось выше, аварии на атомных электростанциях могут быть опасными для их рабочих, а также для людей, которые живут рядом с ними. Неправильно утилизированные ядерные отходы также могут быть опасными, поскольку они могут просачиваться в грунтовые воды и загрязнять питьевую воду. Это, в свою очередь, может вызвать широкий спектр заболеваний у людей, которые их пьют.

Заключительная записка

Атомные электростанции, несомненно, помогают вырабатывать достаточно энергии для современного мира.Тем не менее, нельзя отрицать, что у них также есть несколько недостатков, которые требуют внимания ученых, правительств и других органов власти.

Об авторе

Брэндон Миллер имеет степень бакалавра искусств. из Техасского университета в Остине. Он опытный писатель, написавший более ста статей, которые прочитали более 500 000 человек. Если у вас есть какие-либо комментарии или сомнения по поводу этого сообщения в блоге, свяжитесь с командой Green Garage здесь.

Ядерные реакторы | Атомная электростанция | Технология ядерных реакторов

(Обновлено октябрь 2020 г.)

• Большая часть электроэнергии на АЭС вырабатывается с использованием всего двух типов реакторов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.
• Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из действующих — это реакторы второго поколения.
• Появляются новые разработки, большие и маленькие.
• Около 10% электроэнергии в мире производится с помощью ядерной энергии.

На этой странице рассказывается об основных типах ядерных реакторов обычного типа. Более сложные типы см. На страницах усовершенствованных реакторов, малых реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и реакторов поколения IV.

Ядерный реактор производит и контролирует высвобождение энергии при расщеплении атомов определенных элементов. В ядерном энергетическом реакторе выделяющаяся энергия используется в качестве тепла для производства пара для выработки электроэнергии.(В исследовательском реакторе основная цель состоит в том, чтобы использовать фактические нейтроны, образующиеся в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для движения.)

Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии одинаковы для большинства типов реакторов. Энергия, выделяющаяся в результате непрерывного деления атомов топлива, используется в виде тепла в газе или воде и используется для производства пара. Пар используется для привода турбин, вырабатывающих электричество (как и на большинстве установок, работающих на ископаемом топливе).

Первые в мире ядерные реакторы «работали» естественным образом на урановом месторождении около двух миллиардов лет назад. Они находились в богатых ураном рудных телах и смягчались просачивающейся дождевой водой. 17 известных в Окло в Западной Африке, каждая из которых имеет тепловую мощность менее 100 кВт, вместе потребили около шести тонн урана. Предполагается, что они не были уникальными во всем мире.

Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, вырабатывают около 85% мировой ядерной электроэнергии.Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода с температурой более 300 ° C находится под давлением в первичном контуре охлаждения / теплопередачи, а во вторичном контуре вырабатывается пар. Менее многочисленный реактор с кипящей водой (BWR) производит пар в первом контуре над активной зоной реактора при аналогичных температурах и давлении. Оба типа используют воду в качестве охлаждающей жидкости и замедлителя для замедления нейтронов. Поскольку вода обычно кипит при 100 ° C, они имеют прочные стальные сосуды под давлением или трубы для обеспечения более высокой рабочей температуры.(В другом типе в качестве замедлителя используется тяжелая вода с атомами дейтерия. Поэтому для различения используется термин «легкая вода».)

Компоненты ядерного реактора

Есть несколько компонентов, общих для большинства типов реакторов:

Топливо
Уран является основным топливом. Обычно таблетки оксида урана (UO ₂ ) располагаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт (эл.) Может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток.

* В новом реакторе с новым топливом необходим источник нейтронов для запуска реакции. Обычно это бериллий в смеси с полонием, радием или другим альфа-излучателем. Альфа-частицы в результате распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12. Для перезапуска реактора с использованием некоторого количества отработанного топлива этого может не потребоваться, поскольку нейтронов может быть достаточно для достижения критичности при удалении регулирующих стержней.

Модератор
Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, выделяющиеся при делении, так что они вызывают большее деление.Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит.

Управляющие стержни или лопасти
Они сделаны из материала, поглощающего нейтроны, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны, чтобы контролировать скорость реакции или ее остановить. * В некоторых реакторах PWR используются специальные регулирующие стержни, позволяющие core для эффективного поддержания низкого уровня мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе — его концентрация может регулироваться с течением времени по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, крестообразные лопасти BWR — снизу активной зоны.

* При делении большинство нейтронов высвобождаются сразу, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система (или реактор) с цепной реакцией могла быть управляемой и иметь возможность оставаться в критическом состоянии.

Охлаждающая жидкость
Жидкость, циркулирующая через ядро, чтобы отводить от него тепло. В легководных реакторах водяной замедлитель действует также как теплоноситель первого контура.За исключением BWR, есть вторичный контур теплоносителя, где вода становится паром. (См. Также следующий раздел о характеристиках теплоносителя первого контура.) PWR имеет от двух до четырех контуров теплоносителя первого контура с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством — в китайской конструкции Hualong One их три, каждый с приводом от электродвигателя мощностью 6,6 МВт, с каждым насосным агрегатом. весом 110 тонн.

Сосуд под давлением или напорные трубки
Обычно это прочный стальной корпус, содержащий активную зону реактора и замедлитель / теплоноситель, но это может быть ряд труб, удерживающих топливо и транспортирующих теплоноситель через окружающий замедлитель.

Парогенератор
Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR и PHWR), в которой теплоноситель первого контура высокого давления, приносящий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре. По сути, это теплообменник, подобный радиатору автомобиля. * Реакторы имеют до шести «контуров», каждый с парогенератором. С 1980 года более чем у 110 реакторов PWR были заменены парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, более половины из них в США.

* Это большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой — здесь от первичного контура высокого давления в PWR ко вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который является радиоактивным из-за азота-16 (N-16, образованного нейтронной бомбардировкой кислорода, с периодом полураспада 7 секунд. ). Вторичная вода должна протекать через опорные конструкции для труб.Все это должно быть спроектировано так, чтобы трубки не вибрировали и не трогались, работать так, чтобы не накапливались отложения, препятствующие потоку, и поддерживать химический уход, чтобы избежать коррозии. Трубки, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная пропускная способность предназначена для этого. Утечки можно обнаружить, отслеживая уровни N-16 в паре на выходе из парогенератора.

Защитная оболочка
Конструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, которая предназначена для защиты его от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае любой серьезной неисправности внутри.Обычно это бетонная и стальная конструкция метровой толщины.

Более новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловители активной зоны» под сосудом высокого давления для улавливания любого расплавленного материала активной зоны в случае крупной аварии.

Существует несколько различных типов реакторов, как показано в следующей таблице.

Атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии

По строящимся реакторам см. Информационный документ о планах строительства новых реакторов во всем мире.

Заправка ядерного энергетического реактора

Большинство реакторов необходимо остановить для перегрузки топлива, чтобы корпус реактора можно было открыть.В этом случае перегрузка осуществляется с интервалом в 12, 18 или 24 месяца, когда от четверти до трети ТВС заменяется свежими. Типы CANDU и RBMK имеют напорные трубы (а не сосуд высокого давления, в котором находится активная зона реактора) и могут заправляться под нагрузкой путем отсоединения отдельных напорных труб.

Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране вместо обогащенного. Природный уран имеет такой же элементный состав, как и при его добыче (0.7% U-235, более 99,2% U-238), в обогащенном уране доля делящегося изотопа (U-235) была увеличена с помощью процесса, называемого обогащением, обычно до 3,5-5,0%. В этом случае замедлителем может быть обычная вода, и такие реакторы собирательно называются легководными реакторами. Поскольку легкая вода поглощает нейтроны, а также замедляет их, она менее эффективна в качестве замедлителя, чем тяжелая вода или графит. Некоторые новые конструкции реакторов малой мощности требуют высокопробного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного примерно до 20% по U-235.

Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний, и Pu-239 в конечном итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.

В большинстве реакторов в качестве топлива используется керамический оксид урана (UO ₂ с температурой плавления 2800 ° C), и большая часть его является обогащенным. Топливные таблетки (обычно диаметром около 1 см и длиной 1,5 см) обычно размещаются в длинной трубке из циркониевого сплава (циркалоя), образуя топливный стержень, причем цирконий является твердым, коррозионно-стойким и прозрачным для нейтронов.* Многочисленные стержни образуют тепловыделяющую сборку, которая представляет собой открытую решетку, которую можно поднимать в активную зону реактора и из нее. В наиболее распространенных реакторах их длина составляет около 4 метров. Топливная сборка BWR может весить около 320 кг, а топливная сборка PWR — 655 кг, и в этом случае они содержат 183 кг урана и 460 кгU соответственно. В обоих задействовано около 100 кг циркалоя.

* Цирконий — важный минерал для ядерной энергетики, где он находит основное применение. Поэтому торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для изготовления циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который составляет около 98% Zr плюс около 1.5% олова, а также железа, хрома и иногда никеля для повышения прочности.

Важной отраслевой инициативой является разработка аварийно-устойчивых видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с оболочкой, более устойчивой к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.

Горючие яды часто используются в топливе или теплоносителе для выравнивания характеристик реактора с течением времени от загрузки свежего топлива до перегрузки.Это поглотители нейтронов, которые распадаются под воздействием нейтронов, компенсируя постепенное накопление поглотителей нейтронов в топливе по мере его сжигания и, следовательно, обеспечивая более высокое выгорание топлива (с точки зрения ГВт-дней на тонну урана) *. Самым известным является гадолиний, который является жизненно важным ингредиентом топлива в морских реакторах, где установка свежего топлива очень неудобна, поэтому реакторы рассчитаны на работу более десяти лет между заправками (эквивалент полной мощности — на практике они не работают непрерывно).Гадолиний входит в состав керамических топливных таблеток. Альтернативой является встроенный поглотитель выгорающего топлива из диборида циркония (IFBA) в виде тонкого покрытия на обычных таблетках.

* Среднее выгорание топлива, используемого в реакторах США, увеличилось почти до 50 ГВт-сут / т, по сравнению с половиной от показателя 1980-х годов.

Гадолиний, в основном содержащий до 3 г оксида на килограмм топлива, требует немного более высокого обогащения топлива, чтобы компенсировать это, а также после выгорания около 17 ГВт-сут / т он сохраняет около 4% своего абсорбционного эффекта и не уменьшается в дальнейшем. .ZrB ₂ IFBA сгорает более устойчиво и полностью и не влияет на свойства топливных таблеток. Сейчас он используется в большинстве реакторов в США и некоторых в Азии. У Китая есть технология для реакторов AP1000.

Номинальная мощность ядерного энергетического реактора

Мощность реактора АЭС указывается тремя способами:

• Тепловая МВт, которая зависит от конструкции самого ядерного реактора и связана с количеством и качеством производимого им пара.
• Общая электрическая мощность в МВтэ, которая указывает мощность, вырабатываемую присоединенной паровой турбиной и генератором, а также учитывает температуру окружающей среды для контура конденсатора (более холодный означает больше электроэнергии, более теплый — меньше). Номинальная полная мощность предполагает определенные условия для обоих.
• Чистая электрическая МВтэ, которая представляет собой мощность, доступную для отправки с завода в сеть, после вычета электроэнергии, необходимой для работы реактора (насосы охлаждения и питательной воды, и т. Д.) и остальной части завода. *

* Чистая электрическая МВтэ и валовая МВтэ незначительно варьируются от лета к зиме, поэтому обычно используется более низкий летний показатель или средний показатель. Если указано летнее значение, установки могут показывать коэффициент мощности более 100% в более прохладное время. Сообщается, что мощность реактора Watts Bar PWR в Теннесси составляет около 1125 МВт летом и около 1165 МВт нетто зимой из-за разной температуры охлаждающей воды конденсатора. Некоторые варианты конструкции, такие как приведение в действие основных больших насосов питательной воды с помощью электродвигателей (как в EPR или Hualong One), а не паровых турбин (забор пара до того, как он попадет в главную турбину-генератор), объясняют некоторые общие и чистые различия между различными реакторами. типы.По этой причине EPR имеет относительно большое падение от брутто до нетто МВт, и, как отмечалось выше, Hualong One требуется 20 МВт для работы своих первичных насосов.

Связь между ними выражается двояко:

• Тепловой КПД%, отношение валовой МВт к тепловой МВт. Это связано с разницей в температуре пара из реактора и охлаждающей воды. В легководных реакторах она часто составляет 33-37%, а в последних PWR — 38%.
• Чистый КПД%, отношение достигнутой чистой МВт к тепловой МВт. Это немного ниже и позволяет использовать растения.

В документах и ​​цифрах Всемирной ядерной ассоциации, а также в статьях World Nuclear News, как правило, чистая МВтэ используется для действующих станций, а валовая МВтэ — для тех, которые находятся в стадии строительства или планируются / планируются.

Реактор с водой под давлением (PWR)

Это наиболее распространенный тип, в нем около 300 действующих реакторов для выработки электроэнергии и еще несколько сотен используются для военно-морских силовых установок.Конструкция PWR возникла как подводная энергетическая установка. PWR используют обычную воду как в качестве охлаждающей жидкости, так и в качестве замедлителя. Конструкция отличается наличием первичного контура охлаждения, который протекает через активную зону реактора под очень высоким давлением, и вторичного контура, в котором генерируется пар для привода турбины. В России они известны как типы ВВЭР — водоохлаждаемые.

PWR имеет тепловыделяющие сборки из 200-300 стержней каждая, расположенных вертикально в активной зоне, а большой реактор будет иметь около 150-250 тепловыделяющих сборок с 80-100 тоннами урана.

Вода в активной зоне реактора достигает примерно 325 ° C, следовательно, ее необходимо поддерживать при давлении, примерно в 150 раз превышающем атмосферное, чтобы предотвратить ее кипение. Давление поддерживается паром в компенсаторе давления (см. Диаграмму). В первом контуре охлаждения вода также является замедлителем, и если какая-либо из них превратится в пар, реакция деления замедлится. Этот эффект отрицательной обратной связи является одной из характеристик безопасности данного типа. Вторичная система отключения включает добавление бора в первичный контур.

Вторичный контур находится под меньшим давлением, и вода здесь кипит в теплообменниках, которые, таким образом, являются парогенераторами.Пар приводит в движение турбину для выработки электроэнергии, а затем конденсируется и возвращается в теплообменники, контактирующие с первичным контуром.

Реактор с кипящей водой (BWR)

Этот тип реактора имеет много общего с PWR, за исключением того, что есть только один контур, в котором вода находится под более низким давлением (примерно в 75 раз превышающим атмосферное давление), так что она кипит в активной зоне примерно при 285 ° C. Реактор спроектирован для работы с 12-15% воды в верхней части активной зоны в виде пара и, следовательно, с меньшим замедляющим эффектом и, следовательно, с повышенным КПД.Блоки BWR могут работать в режиме следования за нагрузкой легче, чем PWR.

Пар проходит через пластины осушителя (сепараторы пара) над активной зоной, а затем непосредственно к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов, это означает, что турбина должна быть экранирована и обеспечена радиологическая защита во время технического обслуживания. Стоимость этого, как правило, уравновешивает экономию за счет более простой конструкции.Большая часть радиоактивности воды очень кратковременна *, поэтому в машинный зал можно попасть вскоре после остановки реактора.

* в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд

Топливная сборка BWR состоит из 90-100 тепловыделяющих стержней, а в активной зоне реактора находится до 750 сборок, вмещающих до 140 тонн урана. Вторичная система управления включает ограничение потока воды через активную зону, чтобы большее количество пара в верхней части уменьшало замедление.

Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR)

Реактор PHWR разрабатывался с 1950-х годов в Канаде как CANDU, а с 1980-х годов также в Индии.PHWR обычно используют в качестве топлива оксид природного урана (0,7% U-235), поэтому требуется более эффективный замедлитель, в данном случае тяжелая вода (D ₂ O). ** PHWR производит больше энергии на килограмм добытого урана, чем другие конструкции, но также производит гораздо большее количество отработанного топлива на единицу продукции.

** с системой CANDU, замедлитель обогащается (, т.е. воды), а не топливо — это компромисс в стоимости.

Замедлитель находится в большом резервуаре, называемом каландрией, через который проходят несколько сотен горизонтальных напорных трубок, которые образуют каналы для топлива, охлаждаемого потоком тяжелой воды под высоким давлением (примерно в 100 раз превышающим атмосферное давление) в первом контуре охлаждения, обычно достигая 290 ° C.Как и в PWR, теплоноситель первого контура вырабатывает пар во вторичном контуре для привода турбин. Конструкция напорных трубок означает, что реактор можно постепенно дозаправлять без остановки, изолировав отдельные напорные трубки от охлаждающего контура. Кроме того, их строительство менее затратно, чем конструкции с большим сосудом высокого давления, но трубы не оказались столь же прочными.

Топливная сборка CANDU состоит из пучка из 37 тепловыделяющих стержней длиной по полметра (керамические топливные таблетки в циркалоевых трубках) плюс опорная конструкция с 12 пучками, лежащими встык в топливном канале.Управляющие стержни проникают в каландрию вертикально, а вторичная система отключения включает добавление гадолиния в замедлитель. Тяжеловодный замедлитель, циркулирующий через корпус каландрийного сосуда, также выделяет некоторое количество тепла (хотя этот контур не показан на диаграмме выше).

Более новые конструкции PHWR, такие как усовершенствованный реактор Канду (ACR), имеют легководное охлаждение и слегка обогащенное топливо.

Реакторы

CANDU могут работать на различных видах топлива. Они могут работать на рециркулированном уране из переработанного отработанного топлива LWR или на его смеси и обедненном уране, оставшемся от заводов по обогащению.Около 4000 МВтэ PWR могли бы затем обеспечить топливом 1000 МВтэ мощности CANDU с добавлением обедненного урана. Торий также может использоваться в качестве топлива.

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Это второе поколение британских реакторов с газовым охлаждением, в которых используется графитовый замедлитель и диоксид углерода в качестве теплоносителя первого контура. Топливо — таблетки оксида урана с обогащением до 2,5 — 3,5% в трубках из нержавеющей стали. Углекислый газ циркулирует через активную зону, достигая 650 ° C, а затем проходит через трубы парогенератора за ее пределами, но все еще внутри бетонного и стального сосуда высокого давления (отсюда «цельная» конструкция).Управляющие стержни проходят через замедлитель, а вторичная система отключения включает в себя нагнетание азота в теплоноситель. Высокая температура придает ему высокий тепловой КПД — около 41%.

AGR был разработан на основе реактора Magnox. В реакторах Magnox также использовался графитовый замедлитель и охлаждение CO ₂ , использовалось топливо из природного урана в металлической форме и вода в качестве вторичного теплоносителя. Последний реактор Magnox в Великобритании был закрыт в конце 2015 года.

Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)

Основным проектом LWGR является РБМК, советский образец, разработанный на основе реакторов для производства плутония.В нем используются длинные (7 метров) вертикальные напорные трубы, проходящие через графитовый замедлитель, и он охлаждается водой, которой дают возможность закипать в активной зоне при 290 ° C и примерно 6,9 МПа, как в BWR. Топливо представляет собой низкообогащенный оксид урана, собранный в тепловыделяющие сборки длиной 3,5 метра. Из-за замедления, в основном из-за фиксированного графита, избыточное кипение просто снижает охлаждение и поглощение нейтронов, не ингибируя реакцию деления, и может возникнуть проблема с положительной обратной связью, поэтому они никогда не строились за пределами Советского Союза.См. Приложение «Реакторы РБМК» для получения дополнительной информации.

Усовершенствованные реакторы

Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы поколения I были разработаны в 1950-60-х годах, а последний из них (Wylfa 1 в Великобритании) был остановлен в конце 2015 года. В них в основном использовалось топливо из природного урана и в качестве замедлителя использовался графит. Реакторы поколения II типичны для современного флота США, и большинство из них находится в эксплуатации в других местах. Обычно они используют обогащенное урановое топливо и в основном охлаждаются и замедляются водой.Поколение III — это усовершенствованные реакторы, созданные на их основе, первые несколько из которых находятся в эксплуатации в Японии, а с начала 2018 года в Китае, России и ОАЭ. Остальные находятся в стадии строительства и готовы к заказу. Это разработки второго поколения с повышенной безопасностью. Нет четкого различия между поколением II и поколением III.

Проекты

поколения IV все еще находятся на стадии разработки и не будут введены в эксплуатацию до середины 2020-х годов. Они будут иметь замкнутые топливные циклы и сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас составляют часть отработавшего топлива, так что продукты деления будут единственными высокоактивными отходами.Из семи проектов, разрабатываемых при международном сотрудничестве, четыре или пять будут реакторами на быстрых нейтронах. Четыре будут использовать фторид или жидкометаллический теплоноситель, следовательно, работать при низком давлении. Два будут с газовым охлаждением. Большинство из них будет работать при гораздо более высоких температурах, чем современные реакторы с водяным охлаждением. См. Статью о реакторах поколения IV.

Более десятка усовершенствованных конструкций реакторов (поколение III) находятся на различных стадиях разработки. Некоторые из них являются эволюцией вышеупомянутых конструкций PWR, BWR и CANDU, некоторые — более радикальные отклонения.К первым относится усовершенствованный реактор с кипящей водой, некоторые из которых сейчас работают, а другие находятся в стадии строительства. Современные реакторы PWR работают в Китае, России и ОАЭ, и еще больше строится. Самая известная радикально новая конструкция имеет топливо в виде крупных «камешков» и использует гелий в качестве хладагента при очень высокой температуре, возможно, непосредственно для привода турбины.

Учитывая замкнутый топливный цикл, реакторы поколения I-III рециркулируют плутоний (и, возможно, уран), а в реакторах поколения IV ожидается полный рецикл актинидов.

Многие усовершенствованные конструкции реакторов предназначены для малых энергоблоков — менее 300 МВт (эл. Помимо обычного оксидного топлива, другие виды топлива — это металл, TRISO *, карбид, нитрид или жидкая соль.

* ТРИСО (триструктурно-изотропные) частицы диаметром менее миллиметра. Каждый из них имеет ядро ​​( c 0,5 мм) из оксикарбида урана (или диоксида урана) с обогащением урана до 20% по U-235.Это ядро ​​окружено слоями углерода и карбида кремния, что обеспечивает удержание продуктов деления, устойчивое к температурам более 1600 ° C.

Реакторы на быстрых нейтронах (ФНР)

Некоторые реакторы не имеют замедлителя и используют быстрые нейтроны, вырабатывая энергию из плутония, в то же время делая больше из изотопа U-238 в топливе или вокруг него. Хотя они получают более чем в 60 раз больше энергии из исходного урана по сравнению с обычными реакторами, их строительство дорого.Их дальнейшая разработка, вероятно, состоится в следующем десятилетии, и основные конструкции, которые, как ожидается, будут построены через два десятилетия, — это FNR. Если они настроены на производство большего количества делящегося материала (плутония), чем они потребляют, их называют реакторами на быстрых нейтронах (FBR). См. Также статьи о реакторах на быстрых нейтронах и малых реакторах.

Плавучие атомные электростанции

Помимо более чем 200 ядерных реакторов на различных судах, Росатом в России учредил дочернюю компанию по поставке плавучих атомных электростанций мощностью от 70 до 600 МВт.Они будут установлены парами на большой барже, которая будет постоянно пришвартована там, где это необходимо для подачи энергии и, возможно, некоторого опреснения воды в прибрежный поселок или промышленный комплекс. Первый состоит из двух реакторов мощностью 40 МВт (эл.) На базе ледокольных установок и работает на удаленной площадке в Сибири. Ожидается, что стоимость электроэнергии будет намного ниже, чем у существующих альтернатив.

Российский реактор КЛТ-40С — хорошо зарекомендовавший себя на ледоколах реактор. Здесь блок мощностью 150 МВт производит 35 МВт (брутто), а также до 35 МВт тепла для опреснения или централизованного теплоснабжения.Они рассчитаны на работу в течение 3-4 лет между дозаправками, и предполагается, что они будут работать парами, чтобы учесть перебои, с возможностью дозаправки на борту и хранилищем отработанного топлива. В конце 12-летнего рабочего цикла вся установка отправляется на центральный объект для двухлетнего капитального ремонта и удаления использованного топлива, а затем возвращается в эксплуатацию.

Российские ПАТЭС второго поколения будут иметь два реактора РИТМ-200М мощностью 175 МВт, 50 МВт, каждый примерно на 1500 тонн легче, но мощнее, чем КЛТ-40С, и, следовательно, на барже гораздо меньшего размера — водоизмещением около 12000 тонн, а не 21000 тонн.Заправка будет каждые 10-12 лет. Очень похожие реакторы РИТМ-200 используются на новейших российских ледоколах.

Срок службы ядерных реакторов

Большинство современных атомных станций, которые изначально были рассчитаны на 30-40 лет эксплуатации. Однако при крупных инвестициях в системы, конструкции и компоненты срок службы может быть увеличен, и в некоторых странах действуют активные программы по продлению срока эксплуатации. В США почти на все из почти 100 реакторов выданы лицензии на эксплуатацию с 40 до 60 лет.Это оправдывает значительные капитальные затраты на модернизацию систем и компонентов, включая создание дополнительных показателей производительности. Некоторые будут работать 80 лет.

Некоторые компоненты просто изнашиваются, корродируют или выходят из строя до низкого уровня эффективности. Их необходимо заменить. Парогенераторы — самые известные и дорогие из них, и многие из них были заменены примерно через 30 лет, в то время как реактор в противном случае имеет перспективу проработать 60 или более лет. По сути, это экономическое решение.Меньшие компоненты легче заменить по мере их старения. В реакторах Candu замена напорных труб была произведена на некоторых заводах после 30 лет эксплуатации.

Вторая проблема — моральное устаревание. Например, старые реакторы имеют аналоговые приборы и системы управления. Некоторые были заменены цифровыми системами. В-третьих, свойства материалов могут ухудшаться с возрастом, особенно при тепловом и нейтронном облучении. Что касается всех этих аспектов, необходимы инвестиции для поддержания надежности и безопасности.Кроме того, на старых станциях проводятся периодические проверки безопасности в соответствии с международными конвенциями и принципами безопасности, чтобы гарантировать сохранение запасов безопасности.

Другой важный вопрос — управление знаниями на протяжении всего жизненного цикла от проектирования, строительства и эксплуатации до вывода из эксплуатации реакторов и других объектов. Это может охватывать столетие и охватывать несколько стран и несколько компаний. Срок службы завода охватит несколько поколений инженеров.Данные должны передаваться между несколькими поколениями программного обеспечения и ИТ-оборудования, а также передаваться другим операторам аналогичных заводов. * Существенные изменения могут быть внесены в проект в течение всего срока службы завода, поэтому оригинальной документации недостаточно, и потеря базовых знаний проектирования может иметь огромные последствия (, например, Пикеринг A и Брюс A в Онтарио). Управление знаниями часто является совместной обязанностью и необходимо для эффективного принятия решений и достижения безопасности и экономики станции.

* ISO15926 охватывает переносимость и функциональную совместимость для стандарта открытых данных жизненного цикла. Также EPRI в 2013 г. опубликовал Advanced Nuclear Technology: New Nuclear Power Plant Information Handover Guide .

См. Также раздел « Старение » в документе «Безопасность растений».

Способность выдерживать нагрузку

Атомные электростанции лучше всего эксплуатировать в непрерывном режиме с высокой мощностью для удовлетворения требований базовой нагрузки в энергосистеме. Если их выходная мощность увеличивается и уменьшается на ежедневной и еженедельной основе, эффективность снижается, и в этом отношении они аналогичны большинству угольных электростанций.(Также неэкономично запускать их на меньшей, чем полная мощность, поскольку они дороги в сборке, но дешевы в эксплуатации.) Однако в некоторых ситуациях необходимо регулярно изменять производительность в соответствии с дневными и недельными циклами нагрузки, например, во Франции, где очень сильно полагается на ядерную энергию. Areva разработала свою усовершенствованную систему контроля за нагрузкой для реакторов PWR, которая автоматически регулирует электрическую мощность установки в соответствии с потребностями оператора сети. Он включает в себя обновление программного обеспечения системы управления реактором, которое изменяет производительность установки от 50% до 100% от ее установленной мощности без вмешательства оператора.С 2008 года Areva NP установила эту технологию на четырех немецких атомных электростанциях: Philippsburg 2, Isar 2, Brokdorf и Grohnde, а также на Goesgen в Швейцарии.

BWR можно заставить достаточно легко следовать за нагрузкой без неравномерного сжигания активной зоны, путем изменения расхода теплоносителя. Слежение за нагрузкой не так легко достигается в PWR, но особенно во Франции с 1981 года используются так называемые «серые» стержни управления. Способность PWR работать на мощности ниже полной в течение большей части времени зависит от того, находится ли он в начале своего 18-24-месячного цикла дозаправки или в конце его, а также от того, спроектирован ли он со специальными стержнями управления, которые снизить уровни мощности по всей активной зоне, не выключая ее.Таким образом, хотя способность любого отдельного реактора PWR работать на постоянной основе на низкой мощности заметно снижается по мере прохождения цикла перегрузки топлива, существуют значительные возможности для эксплуатации парка реакторов в режиме следования за нагрузкой. Европейские энергетические требования (EUR) с 2001 года определяют, что реакторы новой конструкции должны выдерживать нагрузку от 50 до 100% мощности со скоростью изменения электрической мощности 3-5% в минуту. Экономические последствия в основном связаны с уменьшением коэффициента загрузки капиталоемкого завода.Дополнительная информация содержится в документе «Ядерная энергия во Франции» и в отчете Агентства по ядерной энергии 2011 г. «Технические и экономические аспекты нагрузки, связанной с атомными электростанциями».

По мере появления в будущем реакторов на быстрых нейтронах их способность слежения за нагрузкой станет преимуществом.

Первичная охлаждающая жидкость

Появление некоторых из упомянутых выше конструкций дает возможность рассмотреть различные первичные теплоносители, используемые в ядерных реакторах. Есть большой выбор — газ, вода, легкие металлы, тяжелые металлы и соль:

Вода или тяжелая вода должна поддерживаться при очень высоком давлении (1000-2200 фунтов на квадратный дюйм, 7-15 МПа, 150 атмосфер), чтобы она могла работать при температурах выше 100 ° C, до 345 ° C, как в существующих реакторах.Это имеет большое влияние на реакторную технику. Однако вода в сверхкритическом состоянии около 25 МПа может дать 45% тепловой КПД — как сегодня на некоторых электростанциях, работающих на ископаемом топливе, при температуре на выходе 600 ° C, а при сверхкритических уровнях (30+ МПа) можно достичь 50%.

Водяное охлаждение конденсаторов пара является стандартным для всех электростанций, потому что оно работает очень хорошо, относительно недорого и имеет огромную базу опыта. Вода (при давлении 75 атм) имеет хорошую теплоемкость — около 4000 кДж / м ³ — поэтому она намного эффективнее газа для отвода тепла, хотя ее теплопроводность меньше, чем у жидкостей.

Гелий должен использоваться при аналогичном давлении (1000–2000 фунтов на кв. Дюйм, 7–14 МПа), чтобы поддерживать плотность, достаточную для эффективной работы. Однако даже при давлении 75 атм его теплоемкость составляет всего около 20 кДж / м ³ . Опять же, требующееся высокое давление имеет инженерные последствия, но его можно использовать в цикле Брайтона для непосредственного управления турбиной.

Двуокись углерода использовалась в первых британских реакторах и их нынешних AGR, которые работают при гораздо более высоких температурах, чем легководные реакторы.Он плотнее, чем гелий, и, следовательно, дает лучшую эффективность термического преобразования. Он также протекает менее легко, чем гелий. В настоящее время интерес к сверхкритическому CO ₂ для цикла Брайтона.

Натрий , обычно используемый в реакторах на быстрых нейтронах при температуре около 550 ° C, плавится при 98 ° C и кипит при 883 ° C при атмосферном давлении, поэтому, несмотря на необходимость держать его в сухом состоянии, технические средства, необходимые для его удержания, относительно скромны. Обладает высокой теплопроводностью и высокой теплоемкостью — около 1000 кДж / м ³ при давлении 2 атм.Однако обычно вода / пар используется во вторичном контуре для привода турбины (цикл Ренкина) с более низким тепловым КПД, чем цикл Брайтона. В некоторых конструкциях натрий находится во вторичном контуре парогенераторов. Натрий не вызывает коррозии металлов, используемых в оболочке твэла или первого контура, ни самого топлива, если есть повреждение оболочки, но в целом он очень реактивен. В частности, он экзотермически реагирует с водой или паром с выделением водорода. Горит на воздухе, но гораздо менее энергично.Натрий имеет низкое поперечное сечение захвата нейтронов, но этого достаточно, чтобы некоторое количество Na-23 превратилось в Na-24, который является бета-излучателем и очень гамма-активным с периодом полураспада 15 часов, поэтому требуется некоторая защита. В большом реакторе с примерно 5000 т натрия на ГВт (эл.) Активность Na-24 достигает равновесного уровня около 1 ТБк / кг — большой радиоактивный запас. Если реактор необходимо часто останавливать, в качестве хладагента можно использовать эвтектику NaK, которая является жидкой при комнатной температуре (около 13 ° C), но калий является пирофорным, что увеличивает опасность.Натрий примерно в шесть раз прозрачнее для нейтронов, чем свинец.

Свинец или эвтектика свинец-висмут в реакторах на быстрых нейтронах могут работать при более высоких температурах при атмосферном давлении. Они прозрачны для нейтронов, что способствует повышению эффективности из-за большего расстояния между топливными стержнями, что затем позволяет теплоносителю течь за счет конвекции для отвода остаточного тепла, а поскольку они не реагируют с водой, интерфейс теплообменника более безопасен. Они не горят на воздухе. Однако они вызывают коррозию оболочек твэлов и стали, которые изначально ограничивали температуру до 550 ° C.Сегодняшние материалы позволяют достичь температуры 650 ° C, а в будущем на втором этапе разработки IV поколения с использованием сталей с оксидным дисперсионным упрочнением предусмотрено 800 ° C. Свинец и Pb-Bi имеют гораздо более высокую теплопроводность, чем вода, но ниже, чем натрий. Westinghouse разрабатывает концепцию быстрого реактора со свинцовым охлаждением, а LeadCold в Канаде также разрабатывает такой, используя новые сплавы алюминия и стали, обладающие высокой коррозионной стойкостью до 450 ° C. Компаунд Ti ₃ SiC ₂ (карбид кремния титана) рекомендуется для устойчивых к коррозии первичных цепей.

Хотя свинец имеет ограниченную активацию нейтронами, проблема с Pb-Bi заключается в том, что он дает токсичный продукт активации полония (Po-210), альфа-излучатель с периодом полураспада 138 дней. Pb-Bi плавится при относительно низкой температуре 125 ° C (отсюда эвтектика) и кипит при 1670 ° C, Pb плавится при 327 ° C и кипит при 1737 ° C, но его гораздо больше и дешевле производить, чем висмут, поэтому предполагается для крупномасштабного использования в будущем, хотя необходимо избегать замерзания. Развитие ядерной энергетики на основе реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых Pb-Bi, вероятно, будет ограничено суммарной мощностью 50-100 ГВт, в основном для небольших реакторов в удаленных местах.В 1998 году Россия рассекретила много исследовательской информации, основанной на ее опыте работы с реакторами на подводных лодках, и впоследствии интерес США к использованию Pb в целом или Pb-Bi для малых реакторов возрос. В реакторе модуля Gen4 (Hyperion) будет использоваться эвтектика свинец-висмут, состоящая из 45% Pb и 55% Bi. Вероятен пар, вырабатывающий вторичный контур.

Подробнее о охлаждающих жидкостях с эвтектикой свинец-висмут см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год в разделе «Ссылки».

SALT: Фторидные соли кипят при температуре около 1400 ° C при атмосферном давлении, поэтому можно использовать несколько вариантов использования тепла, включая использование гелия во вторичном контуре цикла Брайтона с тепловым КПД от 48% при 750 ° C до 59% при 1000 ° C, для производства водорода.Фторидные соли имеют очень высокую температуру кипения, очень низкое давление пара даже при красном нагреве, очень высокую объемную теплоемкость (4670 кДж / м ³ для FLiBe, выше, чем у воды при давлении 75 атм), хорошие свойства теплопередачи, низкий нейтронный поглощение, хорошая способность замедлять нейтроны, не повреждаются излучением, химически очень стабильны, поэтому хорошо поглощают все продукты деления и не вступают в бурную реакцию с воздухом или водой, совместимы с графитом, а некоторые также инертны по отношению к некоторым обычным конструкционным металлам.Некоторое количество гамма-активного F-20 образуется в результате захвата нейтронов, но имеет очень короткий период полураспада (11 секунд).

Литий-бериллийфторид Li ₂ BeF ₄ (FLiBe) соль представляет собой эвтектическую версию LiF (2LiF + BeF2), которая затвердевает при 459 ° C и кипит при 1430 ° C. Он предпочтителен в системах первичного охлаждения MSR и AHTR / FHR, а в незагрязненном виде имеет низкий эффект коррозии. LiF без токсичного бериллия затвердевает при температуре около 500 ° C и кипит при температуре около 1200 ° C. FLiNaK (LiF-NaF-KF) также является эвтектическим и затвердевает при 454 ° C и кипит при 1570 ° C.Он имеет более высокое нейтронное сечение, чем FLiBe или LiF, но может использоваться в промежуточных контурах охлаждения.

Подробнее о расплавленных солевых теплоносителях, как только в качестве теплоносителя, так и в качестве носителей топлива, см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год «Проблемы, связанные с использованием жидкометаллических и расплавленных солевых теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет совместного проекта COOL международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО).

Хлоридные соли имеют преимущества в реакторах с расплавом солей с быстрым спектром действия, поскольку они обладают более высокой растворимостью для актинидов, чем фториды.Хотя NaCl обладает хорошими ядерными, химическими и физическими свойствами, его высокая температура плавления означает, что его необходимо смешивать с MgCl ₂ или CaCl ₂ , причем первый предпочтителен в эвтектике и позволяет добавлять трихлориды актинида. Основной изотоп хлора, Cl-35, дает в качестве продукта активации Cl-36 — долгоживущий энергетический бета-источник, поэтому Cl-37 гораздо предпочтительнее в реакторе. В тепловых реакторах хлориды — только кандидаты для вторичных контуров охлаждения.

Все жидкие хладагенты низкого давления позволяют отводить все свое тепло при высоких температурах, поскольку падение температуры в теплообменниках меньше, чем в газовых хладагентах.Кроме того, при хорошем разнице между рабочей температурой и температурой кипения легко достигается пассивное охлаждение остаточного тепла. Поскольку теплообменники действительно протекают в небольшой степени, несовместимые теплоносители первого и второго контура могут стать проблемой. Чем меньше перепад давления в теплообменнике, тем меньше проблем.

Отвод пассивного остаточного тепла — жизненно важная функция систем первичного охлаждения, помимо теплопередачи для работы. Когда процесс деления останавливается, распад продуктов деления продолжается, и к активной зоне добавляется значительное количество тепла.В момент отключения это примерно 6,5% от уровня полной мощности, но через час он падает примерно до 1,5% из-за распада короткоживущих продуктов деления. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. Это тепло может расплавить активную зону легководного реактора, если оно не будет надежно рассеиваться, как было показано в 2011 году на Фукусиме, где около 1,5% тепла генерировалось, когда цунами отключило охлаждение. В пассивных системах используется какой-то конвекционный поток.Отвод остаточного тепла является более серьезной проблемой в реакторах с газовым охлаждением из-за низкой тепловой инерции, и это ограничивает размер отдельных блоков.

Верхняя линия AHTR / FHR является потенциальной, нижняя — практичной сегодня. См. Также статью о охлаждающих электростанциях.

Охлаждающая вода, протекающая через активную зону реактора с водяным охлаждением, обладает некоторой радиоактивностью, в основном из-за продукта активации азота-16, образующегося при захвате нейтронов из кислорода. N-16 имеет период полураспада всего 7 секунд, но при распаде производит высокоэнергетическое гамма-излучение.Это причина того, что доступ в машинный зал BWR ограничен во время реальной эксплуатации.

Ядерные реакторы для технологического тепла

Производство пара для привода турбины и генератора относительно просто, и легководный реактор, работающий при температуре 350 ° C, легко справляется с этим. Как показано в приведенном выше разделе и на рисунке, для более высоких температур требуются другие типы реакторов. В документе Министерства энергетики США от 2010 года указано 500 ° C для реактора с жидкометаллическим охлаждением (FNR), 860 ° C для реактора с расплавленной солью (MSR) и 950 ° C для высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTR).Реакторы с более низкой температурой могут использоваться с дополнительным подогревом газа для достижения более высоких температур, хотя использование LWR было бы непрактичным или экономичным. Министерство энергетики заявило, что высокие температуры на выходе из реактора в диапазоне от 750 до 950 ° C необходимы для удовлетворения всех требований конечных пользователей, оцененных на сегодняшний день для АЭС следующего поколения.

Реакторы примитивные

Самый старый из известных ядерных реакторов в мире работал на территории нынешнего Окло в Габоне, Западная Африка. Около 2 миллиардов лет назад, по крайней мере, 16 естественных ядерных реакторов достигли критичности в высокосортном месторождении урановой руды (17 ^th находились на месторождении Бангомбе в 30 км).Каждый работал с перебоями при тепловой мощности около 20 кВт, реакция прекращалась всякий раз, когда вода превращалась в пар, так что она перестала действовать как замедлитель. В то время концентрация U-235 во всем природном уране составляла около 3,6% вместо 0,7%, как сейчас. (U-235 распадается намного быстрее, чем U-238, период полураспада которого примерно равен возрасту Земли. Когда Земля образовалась, U-235 составлял около 30% урана.) Эти естественные цепные реакции начались спонтанно и в целом продолжалось один или два миллиона лет, прежде чем окончательно умереть.Похоже, что каждый реактор работал импульсами продолжительностью около 30 минут. По оценкам, было произведено около 130 ТВтч тепла. (Реакторы были обнаружены, когда анализы добытого урана показали только 0,717% U-235 вместо 0,720%, как повсюду на планете. Дальнейшие исследования выявили определенные зоны реакторов с уровнями U-235 до 0,44%. Были также значительные концентрации нуклиды распада из продуктов деления как урана, так и плутония.)

За этот долгий период реакции около 5.В рудном теле образовалось 4 тонны продуктов деления, а также до двух тонн плутония вместе с другими трансурановыми элементами. Первоначальные радиоактивные продукты уже давно распались на стабильные элементы, но тщательное изучение их количества и местонахождения показало, что движение радиоактивных отходов во время и после ядерных реакций было незначительным. Плутоний и другие трансурановые соединения оставались неподвижными.

Ссылки и примечания

Общие ссылки

Уилсон, П.Д., Ядерный топливный цикл, ОУП (1996)
Алекс П. Мешик, Работа древнего ядерного реактора, Scientific American (26 января 2009 г.; первоначально опубликовано в выпуске Scientific American за октябрь 2005 г.)
Эвелин Мервайн, Nature’s Nuclear Reactors: The 2-миллиардные летние природные реакторы деления в Габоне, Западная Африка, Scientific American (13 июля 2011 г.) 2011)
МАГАТЭ, май 2013 г., Проблемы, связанные с использованием жидкометаллических и солевых теплоносителей в усовершенствованных реакторах: отчет о совместном проекте COOL Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО).TECDOC 1696.
Международное агентство по атомной энергии, Проблемы, связанные с использованием жидких металлов и расплавленных солей теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет о совместном проекте COOL Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), IAEA-TECDOC-1696 (май 2013 г.) )

Экономика атомной энергетики | Затраты на атомную энергию

(Обновлено в марте 2020 г.)

• Ядерная энергия конкурентоспособна по стоимости с другими формами производства электроэнергии, за исключением случаев, когда имеется прямой доступ к дешевым ископаемым видам топлива.
• Затраты на топливо для атомных электростанций составляют незначительную долю от общих затрат на производство электроэнергии, хотя капитальные затраты выше, чем затраты на угольные электростанции, и намного больше, чем на газовые.
• Системные затраты на ядерную энергетику (а также угольную и газовую генерацию) намного ниже, чем для периодических возобновляемых источников энергии.
• Создание стимулов для долгосрочных крупных капиталовложений на дерегулируемых рынках, движимых краткосрочными ценовыми сигналами, представляет собой сложную задачу в обеспечении диверсифицированной и надежной системы электроснабжения.
• При оценке экономики ядерной энергетики полностью учитываются затраты на вывод из эксплуатации и захоронение отходов.
• Строительство атомных электростанций типично для крупных инфраструктурных проектов по всему миру, стоимость которых и проблемы с реализацией обычно недооцениваются.

Подробную информацию о финансировании см. В информационном документе «Финансирование ядерной энергии».

Оценка относительной стоимости новых генерирующих станций, использующих различные технологии, — сложный вопрос, и результаты в решающей степени зависят от местоположения.Уголь является и, вероятно, будет оставаться экономически привлекательным в таких странах, как Китай, США и Австралия, до тех пор, пока выбросы углерода будут бесплатными. Во многих местах газ также является конкурентоспособным в производстве электроэнергии с базовой нагрузкой, особенно при использовании парогазовых установок.

Атомные электростанции дороги в строительстве, но относительно дешевы в эксплуатации. Во многих местах ядерная энергия конкурирует с ископаемым топливом как средство производства электроэнергии. Затраты на удаление отходов и вывод из эксплуатации обычно полностью включаются в эксплуатационные расходы.Если также принять во внимание социальные, медицинские и экологические издержки ископаемого топлива, конкурентоспособность ядерной энергетики повысится.

Базовым показателем для любой генерирующей станции является приведенная стоимость электроэнергии (LCOE) . Это общая стоимость строительства и эксплуатации электростанции в течение ее срока службы, деленная на общую выработку электроэнергии, отпущенной электростанцией за этот период, следовательно, обычно стоимость одного мегаватт-часа. Он учитывает финансовые затраты на капитальный компонент (а не только затраты на «овернайт»).

При нормированном (, т.е. сроке службы) ядерная энергетика является экономичным источником производства электроэнергии, сочетающим в себе преимущества безопасности, надежности и очень низких выбросов парниковых газов. Существующие предприятия функционируют хорошо с высокой степенью предсказуемости. Эксплуатационные расходы этих электростанций ниже, чем у почти всех конкурентов, работающих на ископаемом топливе, с очень низким риском роста эксплуатационных расходов. Ожидается, что сейчас заводы будут работать в течение 60 лет, а в будущем даже дольше.Основные экономические риски для существующих электростанций заключаются в воздействии субсидируемой периодической возобновляемой и недорогой газовой генерации. К этим рискам добавляется политический риск более высокого налогообложения, особенно в сфере ядерной энергетики.

Всемирная ядерная ассоциация опубликовала в начале 2017 года «Экономику ядерной энергетики и структурирование проектов». В отчете отмечается, что на экономику новых атомных станций сильно влияют их капитальные затраты, на которые приходится не менее 60% их LCOE. Начисление процентов и период строительства являются важными переменными для определения общей стоимости капитала.По мнению Международного энергетического агентства (МЭА), рост капитальных затрат на ядерную энергетику в некоторых странах, более очевидный, чем реальный, учитывая недостаточное количество строительства новых реакторов в странах ОЭСР и внедрение новых конструкций. В странах, где осуществлялись программы непрерывного развития, капитальные затраты были ограничены, а в случае Южной Кореи даже уменьшены. За последние 15 лет мировые медианные сроки строительства сократились. После постройки атомной электростанции себестоимость электроэнергии становится низкой и предсказуемо стабильной.

На дерегулируемых оптовых рынках электроэнергии экономическое обоснование любых капиталовложений уменьшается, в то время как фактическая потребность возрастает из-за старения существующих станций. МЭА указывает, что на рубеже веков одна треть инвестиций в электроэнергию перетекала на дерегулируемые рынки, подверженные неопределенности оптовых цен, в то время как две трети уходили на регулируемые рынки с некоторой гарантией возврата на капитал. К 2014 году только 10% инвестиций было направлено на дерегулируемые рынки.Это вызвало срочную проверку правительствами, обеспокоенными среднесрочной энергетической безопасностью. Все действующие атомные электростанции были построены правительствами или регулируемыми коммунальными предприятиями, где были практически гарантированы долгосрочные доходы и возмещение затрат. Некоторые из этих предприятий, особенно в Великобритании и США, сейчас находятся в нерегулируемой рыночной среде.

Регулируемые и государственные коммунальные предприятия инвестируют в генерирующие активы, тратят деньги на топливо для электростанций и их эксплуатацию, а также принимают решения о списании существующих активов.Эти решения основаны на процессах долгосрочного планирования, направленных на обеспечение надежной работы при минимизации общих затрат в долгосрочной перспективе. На дерегулированном рынке коммерческий производитель зависит от по сути своей краткосрочного и часто нестабильного рынка в плане своей выручки, подвергая оператора риску; и разработчик нового завода сталкивается со значительной неопределенностью из-за повышенного риска завершения. Государственная поддержка необходима для снижения этих рисков и обеспечения прибыльности новых проектов.

Еще одним экономическим аспектом является системная стоимость обеспечения подачи из любого источника фактического спроса в сети.Стоимость системы минимальна с управляемыми источниками, такими как ядерная, но становится фактором для периодических возобновляемых источников энергии, выход которых зависит от случайных ветровых или солнечных входов. Если доля таких возобновляемых источников энергии увеличивается сверх номинальной доли от общей суммы, то системные затраты значительно возрастают и легко превышают фактические затраты на выработку из этих источников. Это смоделировано в исследовании Агентства по ядерной энергии ОЭСР 2019 года и очень очевидно в Германии, и является важным соображением помимо LCOE при сравнении источников (см. Ниже раздел «Прочие затраты»).

Оценка стоимости атомной энергетики

Экономика атомной энергетики предполагает рассмотрение нескольких аспектов:

• Капитальные затраты, которые включают затраты на подготовку площадки, строительство, изготовление, ввод в эксплуатацию и финансирование атомной электростанции. Для создания крупномасштабного ядерного реактора требуются тысячи рабочих, огромное количество стали и бетона, тысячи компонентов и несколько систем для обеспечения электричеством, охлаждением, вентиляцией, информацией, контролем и связью.Для сравнения различных технологий производства электроэнергии капитальные затраты должны быть выражены в единицах генерирующей мощности станции (например, в долларах за киловатт). Капитальные затраты могут быть рассчитаны с включением или исключением затрат на финансирование. Если затраты на финансирование включены, то капитальные затраты существенно изменяются в зависимости от времени строительства завода, а также процентной ставки и / или используемого способа финансирования.
• Эксплуатационные расходы завода, которые включают затраты на топливо, эксплуатацию и техническое обслуживание (ЭиТО), а также резерв на финансирование затрат на вывод завода из эксплуатации, а также на переработку и утилизацию использованного топлива и отходов.Эксплуатационные расходы можно разделить на «постоянные затраты», которые возникают независимо от того, производит ли электростанция электроэнергию, и «переменные затраты», которые варьируются в зависимости от производительности. Обычно эти затраты выражаются относительно единицы электроэнергии (например, центов за киловатт-час), чтобы обеспечить последовательное сравнение с другими энергетическими технологиями. Чтобы рассчитать эксплуатационные расходы станции на протяжении всего срока ее службы (включая затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию использованного топлива и отходов), мы должны оценить «приведенную» стоимость по приведенной стоимости.Приведенная стоимость энергии (LCOE) представляет собой цену, которую электричество должно принести, если проект будет безубыточным (после учета всех затрат на срок службы, инфляции и альтернативной стоимости капитала путем применения ставки дисконтирования).
• Внешние издержки для общества, связанные с эксплуатацией, которые в случае ядерной энергетики обычно считаются равными нулю, но могут включать в себя расходы на устранение серьезных аварий, которые превышают предел страхования и на практике должны быть покрыты правительство.Нормативные акты, регулирующие ядерную энергетику, обычно требуют, чтобы оператор станции обеспечивал удаление любых отходов, поэтому эти затраты «интернализуются» как часть эксплуатационных расходов (а не являются внешними). Производство электроэнергии из ископаемого топлива не регулируется таким же образом, и поэтому операторы таких тепловых электростанций еще не учитывают затраты на выбросы парниковых газов или других газов и твердых частиц, выбрасываемых в атмосферу. Включение этих внешних затрат в расчет альтернативных вариантов повышает экономическую конкурентоспособность новых атомных станций.
• Прочие затраты, такие как системные затраты и налоги, специфичные для ядерной энергетики.

Каждый из этих аспектов рассматривается ниже.

Капитальные затраты

Затраты возникают во время строительства генерирующей станции и включают затраты на необходимое оборудование, инженерные работы и рабочую силу, а также затраты на финансирование инвестиций.

Стоимость овернайт — это капитальные затраты без учета финансовых затрат, начисленных в период строительства.Ночные расходы включают затраты на проектирование, материально-техническое обеспечение и строительство (EPC), затраты владельцев (земля, инфраструктура охлаждения, связанные здания, строительные работы, распределительные устройства, управление проектом, лицензии, и т. Д. ) и различные непредвиденные расходы.

Строительные / инвестиционные затраты — это капитальные затраты, включающие все элементы капитальных затрат (суточные затраты, рост затрат и финансовые расходы). Стоимость строительства выражается в тех же единицах, что и стоимость овернайт, и используется для определения общей стоимости строительства и для определения последствий задержек строительства.В целом затраты на строительство атомных электростанций значительно выше, чем для угольных или газовых электростанций, из-за необходимости использования специальных материалов, а также включения сложных средств безопасности и резервного оборудования управления. На них приходится значительная часть затрат на производство атомной энергии, но после постройки станции переменные стоимости становятся незначительными. Около 80% суточных затрат относится к затратам EPC, причем около 70% из них состоят из прямых затрат (физическое оборудование завода с рабочей силой и материалами для его сборки) и 30% косвенных затрат (затраты на надзорное проектирование и вспомогательные затраты на рабочую силу с некоторыми материалами) .Оставшиеся 20% суточных расходов предназначены для покрытия непредвиденных расходов и расходов владельцев (по сути, это стоимость систем тестирования и обучения персонала).

Финансовые расходы будут зависеть от периода строительства и применимых процентных платежей по долгу.

Время строительства атомной электростанции обычно принимается как время между заливкой первого «ядерного бетона» и подключением к сети. Длительные периоды строительства увеличивают расходы на финансирование, и в прошлом они значительно увеличились.В Азии сроки строительства, как правило, были короче; например, два блока ABWR мощностью 1315 МВт (эл.) в Кашивадзаки-Карива 6 и 7 в Японии, которые начали работать в 1996 и 1997 годах, были построены за чуть более четырех лет, и 48-54 месяца — это типичный прогноз для сегодняшних станций. Среднее время строительства трех последних южнокорейских реакторов без замены кабелей составило 51 месяц.

Проценты на капитал для строительства могут быть важным элементом общих капитальных затрат, но это зависит от ставки процента и периода строительства.Исследование Чикагского университета 2004 года показывает, что для пятилетнего периода строительства процентные платежи во время строительства могут составлять до 30% от общих расходов. Этот показатель возрастает до 40%, если применять его к семилетнему графику строительства, что демонстрирует важность завершения строительства завода в срок. Если инвесторы добавляют премию за риск к процентным платежам, применяемым к атомным станциям, влияние финансовых затрат будет существенным.

Понимание величины различных элементов капитальных затрат было предоставлено свидетельскими показаниями на слушаниях Комиссии по государственной службе штата Джорджия по проекту Vogtle 3 & 4 в июне 2014 года.Здесь для 45,7% акций Georgia Power стоимость EPC составила 3,8 млрд долларов, стоимость владения — 0,6 млрд долларов, а финансирование — 1,7 млрд долларов (если завершится к 2016-17 годам). Стоимость возможного отложенного завершения работ оценивалась в 1,2 миллиона долларов в день. Общая стоимость проекта должна была составить около 14 миллиардов долларов.

В отчете World Nuclear Supply Chain Всемирной ядерной ассоциации за 2016 год приведены две таблицы капитальных затрат с разбивкой по видам деятельности и с точки зрения рабочей силы, товаров и материалов:

Увеличение капитальных затрат

В связи с тем, что за последние два десятилетия в Северной Америке и Западной Европе построено относительно небольшое количество атомных станций, объем информации о стоимости строительства современных атомных станций несколько ограничен.Переход к реакторам поколения III добавил неопределенности. Другие технологии неядерной генерации также демонстрируют вариации, как и крупные инфраструктурные проекты, такие как дороги и мосты, в зависимости от того, где они построены. Однако это изменение особенно важно для производства электроэнергии, поскольку его экономика во многом зависит от минимизации капитальных вложений, которые должны быть переложены на потребителей, в отличие от дорог, мостов и плотин, которые обычно менее сложны. Согласно исследованиям Университета Линкольна (Великобритания) и Мегапроекта Европейского Союза, крупные инфраструктурные проекты всех видов, как правило, превышают бюджет и задерживаются в большинстве частей мира.

Расчеты Агентства по ядерной энергии ОЭСР суточных затрат для АЭС, построенной в ОЭСР, выросли с примерно 1900 долларов / кВтэ в конце 1990-х годов до 3850 долларов / кВтэ в 2009 году. В отчете за 2015 год Прогнозируемые затраты При производстве электроэнергии суточные затраты варьировались от 2021 долл. США / кВт-ч в Южной Корее до 6215 долл. США / кВт-ч в Венгрии. Для Китая два сопоставимых показателя составили 1807 долларов / кВт-эл. Показатели LCOE при ставке дисконтирования 3% варьируются от 29 долларов США / МВтч в Корее до 64 долларов США / МВтч в Великобритании, при ставке дисконтирования 7% от 40 долларов США / МВтч (Корея) до 101 доллара США / МВтч (Великобритания) и по ставке 10%. От 51 доллара за МВтч (Корея) до 136 долларов за МВтч (Великобритания).

В отчете NEA за 2015 год делается важный вывод относительно LCOE: «При ставке дисконтирования 3% ядерная энергия является самым дешевым вариантом для всех стран. Однако, учитывая тот факт, что ядерные технологии являются капиталоемкими по сравнению с природным газом или углем, стоимость ядерных технологий растет относительно быстро по мере повышения учетной ставки. В результате при ставке дисконтирования 7% медианное значение ядерной энергии близко к медианной величине для угля [но ниже, чем у газа в ПГУ], а при ставке дисконтирования 10% медианное значение для ядерной энергии выше, чем у либо ПГУ, либо уголь.Эти результаты включают стоимость углерода в размере 30 долларов США за тонну, а также региональные различия в предполагаемых расходах на топливо ».

Управление энергетической информации США (EIA) подсчитало, что в постоянных значениях 2002 года реализованные суточные затраты на строительство атомной электростанции в США выросли с 1500 долларов / кВтэ в начале 1960-х годов до 4000 долларов / кВтэ в середине 1970-х годов. В ОВОС упоминались повышенные нормативные требования (включая изменения в конструкции, которые требовали оснащения заводов модифицированным оборудованием), проблемы с лицензированием, проблемы управления проектами и неверная оценка затрат и спроса в качестве факторов, способствовавших росту в 1970-х годах.В его отчете за ноябрь 2016 года «Оценка капитальных затрат для электростанций коммунального масштаба» дается оценка новой АЭС в США в 5945 долларов за кВт (суточная стоимость).

Существуют также значительные различия в капитальных затратах по странам, особенно между развивающимися индустриальными странами Восточной Азии и развитыми рынками Европы и Северной Америки. Вариации имеют множество объяснений, в том числе: дифференциальные затраты на рабочую силу; больше опыта в строительстве реакторов в последнее время; экономия на масштабе от строительства нескольких единиц; и оптимизировали лицензирование и управление проектами в рамках крупных проектов гражданского строительства.

Французский национальный аудиторский орган, Cour des Comptes , заявил в 2012 году, что суточные капитальные затраты на строительство АЭС со временем увеличились с 1070 евро / кВтэ (в ценах 2010 года), когда первый из 58 действующих PWR был построенный в Фессенхайме (введен в эксплуатацию в 1978 году) до 2060 евро / кВтэ, когда Chooz 1 и 2 были построены в 2000 году, и до запланированной 3700 евро / кВтэ для Фламанвильского EPR. Можно утверждать, что большая часть этой эскалации связана с уменьшением масштабов программы к 2000 году (по сравнению с тем, когда французы вводили в эксплуатацию 4-6 новых PWR в год в 1980-х годах) и связанной с этим неспособностью достичь серийной экономии.Французская программа также, возможно, показывает, что промышленная организация и стандартизация ряда реакторов позволили взять под контроль затраты на строительство, время строительства, а также затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание. Общая стоимость однодневных инвестиций французской программы PWR составила менее 85 миллиардов евро в ценах 2010 года. При делении на общую установленную мощность (63 ГВт) средняя стоимость за ночь составляет 1335 евро / кВт. Это во многом соответствует затратам, которые тогда предоставляли производители.В 2019 году EDF подсчитала, что стоимость строительства шести блоков EPR2 во Франции в конце 2020-х годов составит не менее 56 миллиардов евро, то есть около 5700 евро / кВт.

В некоторых странах, особенно в Великобритании, наблюдается тенденция к более активному участию поставщиков в финансировании проектов, но с намерением отказаться от капитала после запуска завода.

Презентация д-ра Н. Баркатуллы, Отдел регулирования и надзора ОАЭ, на симпозиуме Всемирной ядерной ассоциации в 2014 г. показала риск, связанный с затратами на строительство (на киловатт мощности), во многом из-за финансовых затрат, понесенных в результате задержек:

В той же презентации были показаны следующие диапазоны цифр овернайт-стоимости капитала в различных частях мира:

Согласно Дорожной карте ядерной энергии МЭА-АЯЭ на 2015 год, средние суточные расходы Китая в размере примерно 3500 долларов США за кВт были более чем на треть меньше, чем в ЕС, составлявшие 5 500 долларов США за кВт.Затраты в США были примерно на 10% ниже, чем в ЕС, но все же на 30% выше, чем в Китае и Индии, и на 25% выше, чем в Южной Корее. В основном сценарии предполагалось, что к 2050 году стоимость ядерной энергии в США и ЕС за ночь несколько снизится, достигнув уровней, близких к уровням в Южной Корее, в то время как затраты в Азии останутся неизменными.

В Китае считается, что строительство двух идентичных реакторов мощностью 1000 МВт на площадке может привести к снижению стоимости киловатта на 15% по сравнению со стоимостью одного реактора.

Исследование, проведенное Институтом прорыва по историческим затратам на строительство глобальных ядерных энергетических реакторов в 2016 году, представило новые данные о стоимости строительства ядерных реакторов за ночь в семи странах. Были сделаны некоторые выводы, которые противоречат литературе прошлого. В то время как некоторые страны, в частности США, демонстрируют рост затрат с течением времени, другие страны демонстрируют более стабильные затраты в долгосрочной перспективе и снижение затрат в определенные периоды их технологической истории. В одной стране, Южной Корее, наблюдается устойчивое снижение затрат на строительство на протяжении всего опыта использования атомной энергетики.Различия в тенденциях показывают, что новаторский опыт США или даже Франции не обязательно является лучшим или наиболее актуальным примером истории ядерных затрат. Эти результаты показали, что для ядерно-энергетических технологий не ожидается ни единой или внутренней скорости обучения, ни какой-либо ожидаемой тенденции в стоимости. Как представляется, рост затрат зависит от нескольких факторов. Большой разброс в тенденциях затрат и в разных странах — даже с аналогичными технологиями ядерных реакторов — предполагает, что факторы затрат, отличные от обучения на практике, преобладали в опыте строительства ядерной энергетики и его стоимости.Такие факторы, как структура энергосистемы, размер реактора, режим регулирования и международное сотрудничество могут иметь большее влияние. Поэтому делать какие-либо убедительные выводы о будущих затратах на ядерную энергетику на основе опыта одной страны — особенно опыта США 1970-х и 1980-х годов — было бы нецелесообразно.

Операционные расходы завода

Операционные расходы включают стоимость топлива, а также стоимость эксплуатации и технического обслуживания (ЭиТО). Цифры стоимости топлива включают управление использованным топливом и окончательное удаление отходов.

Низкие затраты на топливо с самого начала дали ядерной энергии преимущество по сравнению с угольными и газовыми электростанциями. Однако уран необходимо обрабатывать, обогащать и производить в топливные элементы, на которые приходится около половины общей стоимости топлива. При оценке экономики ядерной энергетики необходимо также учитывать обращение с радиоактивным отработанным топливом и окончательное захоронение этого отработанного топлива или отделенных от него отходов. Но даже с учетом этих затрат общие затраты на топливо для атомной электростанции в странах ОЭСР обычно составляют от одной трети до половины затрат на угольную электростанцию ​​и от четверти до одной пятой затрат на газ. парогазовая установка.Институт ядерной энергии США предполагает, что стоимость топлива для угольной электростанции составляет 78% от общих затрат, для газовой электростанции — 87%, а для атомной электростанции — около 14% (или 34%, если все затраты на предварительную обработку и управление отходами включены).

Затраты на начальный этап топливного цикла 1 кг урана в качестве топлива UO2

* Цены приблизительные и по состоянию на март 2017 года.
При выгорании 45 000 МВт-сут / т это дает 360 000 кВт-ч электроэнергии на кг, следовательно, стоимость топлива = 0,39 / кВт-ч.

Расходы на топливо — одна из областей постоянного повышения эффективности и снижения затрат. Например, в Испании стоимость атомной электроэнергии была снижена на 29% за период 1995-2001 гг. Снижение затрат на 40% было достигнуто за счет повышения уровней обогащения и выгорания. Ожидается, что дальнейшее увеличение выгорания на 8% даст еще 5% -ное снижение стоимости топлива.

Уран является высококонцентрированным источником энергии, который легко и дешево транспортировать.Необходимые количества намного меньше, чем для угля или нефти. Один килограмм природного урана дает примерно в 20 000 раз больше энергии, чем такое же количество угля. Следовательно, по сути, это очень портативный и продаваемый товар.

Вклад топлива в общую стоимость производимой электроэнергии относительно невелик, поэтому даже большой рост цен на топливо будет иметь относительно небольшой эффект (см. Ниже). Урана много и он широко доступен.

Возможны и другие варианты экономии.Например, если отработанное топливо перерабатывается, а рекуперированные плутоний и уран используются в смешанном оксидном (МОКС) топливе, можно извлечь больше энергии. Затраты на достижение этого велики, но они компенсируются тем, что МОКС-топливо не требует обогащения, и в частности, меньшее количество высокоактивных отходов, образующихся в конце. Из семи тепловыделяющих сборок UO ₂ образуется одна МОХ-сборка плюс некоторые остеклованные высокоактивные отходы, что составляет лишь около 35% объема, массы и стоимости захоронения.

Эта «конечная стадия» топливного цикла, включая хранение отработанного топлива или захоронение в хранилище отходов, вносит до 10% общих затрат на кВтч или меньше, если используется прямое удаление отработанного топлива, а не его переработка.Программа по использованию отработанного топлива стоимостью 26 миллиардов долларов в США финансируется за счет сбора в размере 0,1 цента / кВтч.

Затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание (O&M) составляют около 66% от общих эксплуатационных затрат. ЭиТО можно разделить на «постоянные затраты», которые возникают независимо от того, вырабатывает ли электростанция электроэнергию, и «переменные затраты», которые варьируются в зависимости от производительности. Обычно эти затраты выражаются относительно единицы электроэнергии (например, центов за киловатт-час), чтобы обеспечить последовательное сравнение с другими энергетическими технологиями.

Затраты на вывод из эксплуатации составляют около 9-15% от первоначальной капитальной стоимости атомной электростанции. Но если их не учитывать на протяжении всего срока службы станции, они вносят лишь несколько процентов в инвестиционные затраты и даже меньше в стоимости генерации. В США они составляют 0,1-0,2 цента / кВтч, что составляет не более 5% стоимости производимой электроэнергии.

Внешние расходы

Внешние затраты не включаются в строительство и эксплуатацию какой-либо электростанции и оплачиваются не потребителем электроэнергии, а населением в целом.Внешние затраты определяются как фактически понесенные в отношении здоровья и окружающей среды, которые поддаются количественной оценке, но не включаются в стоимость электроэнергии.

Европейская комиссия запустила проект ExternE в 1991 году в сотрудничестве с Министерством энергетики США — первый исследовательский проект такого рода, «направленный на сопоставление правдоподобных финансовых цифр с учетом ущерба от различных форм производства электроэнергии для всего ЕС». Методология учитывает выбросы, дисперсию и окончательное воздействие.При использовании ядерной энергетики риск аварий учитывается наряду с высокими оценками радиологического воздействия от хвостохранилищ (утилизация отходов и снятие с эксплуатации уже входит в расходы потребителя). Ядерная энергия составляет в среднем 0,4 евроцента / кВтч, что примерно соответствует стоимости гидроэнергетики; уголь составляет более 4,0 ц / кВтч (4,1-7,3), газ составляет 1,3-2,3 ц / кВтч, и только ветер проявляет себя лучше, чем атомная энергия, в среднем 0,1-0,2 ц / кВтч. NB, это только внешние затраты. Если бы эти затраты действительно были включены, цена угля в ЕС увеличилась бы вдвое, а цена газа — на 30%.Это без попытки включить внешние издержки глобального потепления.

Еще одно исследование, заказанное Европейской комиссией в 2014 году и проведенное консультантом Ecofys, рассчитало внешние затраты на атомную энергетику как 18-22 евро / МВтч, включая около 5 евро / МВтч для воздействия на здоровье, 4 евро / МВтч для аварий и 12 евро / МВтч для так называемого «истощения ресурсов», относящегося к «затратам общества на потребление ограниченных топливных ресурсов сейчас, а не в будущем». Хотя Ecofys признает, что стоимость истощения ресурсов трудно рассчитать, поскольку дефицит конечного природного ресурса уже отражен в его рыночной цене и, следовательно, может быть равен нулю, высокая оценка была сделана с использованием сомнительной методологии и без учета потенциала утилизации ядерного топлива.

В другом отчете для Европейской комиссии, сделанном профессором Уильямом Д’Хаселером из Левенского университета в ноябре 2013 года, стоимость потенциальной ядерной аварии оценивается в диапазоне 0,3–3,0 евро / МВтч.

В настоящее время цены на внешние льготы ограничены. По мере того как производители ископаемого топлива начинают нести реальные затраты, связанные с их воздействием на климат, за счет налогов на выбросы углерода или режимов торговли выбросами, конкурентоспособность новых атомных станций будет повышаться. Это особенно верно, когда сравнение проводится с угольными электростанциями, но это также применимо, в меньшей степени, к газовым эквивалентам.

Вероятный размер сборов за выбросы углерода стал важным фактором экономической оценки новых атомных станций, особенно в ЕС, где был введен режим торговли выбросами, но который еще не отразил истинную стоимость выбросов углерода. Цены оставались относительно низкими в пределах национальных и субнациональных юрисдикций, которые в настоящее время устанавливают цену на выбросы углерода. В ЕС с 2013 года цена надбавки Европейского Союза оставалась на уровне 5-9 евро за тонну CO ₂ до конца 2017 года, но с тех пор утроилась.ЕС рассматривает возможность реформирования системы торговли квотами на выбросы, чтобы обеспечить более стабильные и более высокие цены на разрешения, необходимые для поддержки достижения цели сокращения выбросов парниковых газов в 1990-2030 годах на уровне 40%.

Анализ, проведенный Brattle Group в 2016 году, показал, что кредиты с нулевым уровнем выбросов для ядерной энергетики могут обеспечить экономическую жизнеспособность атомных электростанций в конкуренции с субсидируемыми возобновляемыми источниками энергии и дешевыми газовыми станциями. В нем говорится: «Типичный дефицит доходов для уязвимой атомной электростанции составляет около 10 долларов на МВтч», что эквивалентно затратам на «предотвращенные выбросы CO ₂ »…. от 12 до 20 долларов за тонну CO ₂ , в зависимости от региональной структуры ископаемого топлива, которое заменит электростанцию ​​». В нем говорится:« Эта стоимость выгодно отличается от других вариантов сокращения выбросов углерода, таких как государственная политика, направленная на сокращение выбросов CO. ₂ выбросов от энергетического сектора, а также со многими оценками социальных издержек углерода ».

«Эти результаты демонстрируют, что сохранение существующих атомных генерирующих станций, даже при умеренной надбавке за возмещение эксплуатационных расходов в течение ограниченного периода времени, представляет собой экономически эффективный метод предотвращения выбросов CO ₂ в ближайшем будущем и позволит соблюдать любые будущая климатическая политика по разумной цене.Поддержание ядерной жизнеспособности в промежуточный период — это разумный и рентабельный страховой полис в долгосрочной перспективе ».

В соответствии со Стандартом чистой энергии Нью-Йорка (CES) кредиты с нулевым уровнем выбросов (ZEC) будут реализовываться шестью траншами в течение 12 лет, начиная с апреля 2017 года. За первые два года ядерные генераторы получили ZEC в размере 17,54 долл. США / МВтч, оплачиваются распределительными предприятиями (и, следовательно, в конечном итоге плательщиками тарифов), но в остальном аналогичны федеральным налоговым льготам на добычу, применяемым к возобновляемым источникам энергии с 1993 года с поправкой на инфляцию, хотя и по более низкой ставке, чем его 23 доллара за МВтч для ветра.В последующие годы ZEC вырастут до 29,15 долл. США за МВт-ч.

Комиссия по коммунальным услугам штата Нью-Йорк 1 августа 2016 года утвердила Стандарт чистой энергии. Сообщается, что большинство голосов было отдано по трем основным критериям: надежность сети, сокращение выбросов углерода и поддержание рабочих мест. В заявлении губернатора говорится: «Все больше ученых-климатологов предупреждают, что, если эти атомные электростанции будут внезапно закрыты, выбросы углерода в Нью-Йорке увеличатся более чем на 31 миллион метрических тонн в течение следующих двух лет, что приведет к ухудшению здоровья населения и другим вопросам. социальные издержки не менее 1 доллара.4 миллиарда ».

В Иллинойсе в декабре 2016 года был принят закон о рабочих местах в сфере энергетики в будущем, основной особенностью которого является установление Стандарта нулевых выбросов (ZES) для сохранения находящихся под угрозой атомных электростанций штата, что позволило сохранить 4200 рабочих мест и сохранить экономическую активность на сумму 1,2 миллиарда долларов. ежегодно и избегая увеличения затрат на электроэнергию. В законопроекте предоставлены ZEC, аналогичные тем, которые существуют в Нью-Йорке, — «торгуемый кредит, который представляет экологические характеристики одного мегаватт-часа энергии, произведенной на установке с нулевым уровнем выбросов» (например, атомные электростанции, которые обеспечивают около 90% нулевой энергии в штате. углеродное электричество).Он будет предоставлять до 235 миллионов долларов в год для поддержки двух станций с чистой мощностью 2 884 МВт в течение десяти лет.

Для получения дополнительной информации о программах ZEC, учрежденных в других странах США, см. Nuclear Power in the USA.

Прочие расходы

Для обеспечения надежного электроснабжения должны быть резервные мощности для покрытия простоев заправки или технического обслуживания на заводах, которые производят большую часть времени, а также должны быть предусмотрены резервные мощности для непостоянных ветряных и солнечных электростанций в то время, когда они не может работать.Также необходимо предусмотреть возможность передачи электроэнергии от места, где она производится, туда, где она необходима. Затраты, связанные с обеспечением резервных и передающих / распределительных средств, известны как системные затраты.

Системные затраты не связаны со строительством и эксплуатацией любой электростанции, но должны оплачиваться потребителем электроэнергии, обычно как часть затрат на передачу и распределение. С точки зрения государственной политики они так же важны, как и фактическая стоимость производства, но редко учитываются при сравнении различных вариантов энергоснабжения, особенно при сравнении базовой нагрузки с рассредоточенными прерывистыми возобновляемыми источниками энергии, такими как солнечная и ветровая энергия.Фактически, общая стоимость системы должна быть проанализирована при вводе в сеть новых генерирующих мощностей. Любая новая электростанция, вероятно, потребует изменений в сети и, следовательно, требует значительных затрат на энергоснабжение, которые необходимо учитывать. Но эта стоимость для крупных заводов, постоянно работающих для удовлетворения спроса на базовую нагрузку, очень мала по сравнению с интеграцией периодически возобновляемых источников энергии в сеть.

Для генераторов на ядерном и ископаемом топливе системные затраты в основном связаны с необходимостью в резервных мощностях для покрытия периодических отключений, запланированных или незапланированных.Системные затраты, связанные с прерывистой генерацией из возобновляемых источников, связаны с их неспособностью вырабатывать электроэнергию без необходимых погодных условий и их обычно рассредоточенным расположением, удаленным от центров спроса.

Интеграция прерывистых возобновляемых источников энергии на льготной основе, несмотря на более высокую стоимость единицы, создает значительный ущерб для диспетчерских поставок, как сейчас становится очевидным в Германии, Австрии и Испании, ставя под угрозу надежность поставок и увеличивая расходы.При почти 40% -ной доле электроэнергии, приходящейся на периодические возобновляемые источники энергии, компонент капитальных затрат на электроэнергию от традиционных источников тепловой генерации существенно возрастает по мере уменьшения их коэффициента мощности — эффекта использования. Это, например, разрушило экономику некоторых газовых электростанций в Германии.

В некоторых странах дизайн рынка приводит к провалу рынка, будучи надежным (и низкоуглеродным), но капиталоемкие технологии (например, крупные гидроэлектростанции и атомные электростанции) не могут быть профинансированы, поскольку отсутствуют долгосрочные контракты на закупку электроэнергии, что означает нет уверенности в том, что вложения окупятся.Долгосрочные решения по хранению электроэнергии (когда / если технология станет доступной) сталкиваются с той же проблемой финансирования, потому что они также будут капиталоемкими.

Общая стоимостная конкурентоспособность атомной энергетики, измеренная на уравновешенной основе (см. Рисунок ниже, посвященный сравнительным LCOE и системным затратам в четырех странах), значительно повышается за счет ее умеренных системных затрат. Однако влияние прерывистой подачи электроэнергии на оптовые рынки оказывает глубокое влияние на экономику генераторов с базовой нагрузкой, в том числе ядерных, что не отражено в сравнениях приведенных затрат, проводимых Международным энергетическим агентством (МЭА) — Агентством по ядерной энергии NEA) сообщает.Незначительные предельные эксплуатационные расходы на ветровую и солнечную энергию означают, что, когда климатические условия позволяют производить из этих источников, они подрывают всех других производителей электроэнергии. При высоком уровне возобновляемой генерации, например, как это подразумевается 30% -ным целевым показателем проникновения возобновляемых источников энергии в ЕС, коэффициент мощности ядерной энергетики снижается, а волатильность оптовых цен значительно возрастает, в то время как средний уровень оптовых цен падает. Увеличивающееся проникновение возобновляемых источников энергии с перерывами, таким образом, значительно снижает финансовую жизнеспособность ядерной генерации на оптовых рынках, где значительны перемежающиеся возобновляемые источники энергии.См. Также раздел «Рынки электроэнергии» ниже.

Интеграция периодических возобновляемых источников энергии с традиционной генерацией базовой нагрузки является серьезной проблемой, с которой сталкиваются политики в ЕС, в некоторых штатах США и других странах. Пока эта проблема не будет решена, , например, путем введения долгосрочных рынков мощности или соглашений о покупке электроэнергии, то инвестиции в генерирующие мощности с базовой нагрузкой на этих рынках, вероятно, останутся недостаточными. Когда структура рынка создает потенциально ненадежные системы снабжения, которые необходимо устранять путем создания дополнительных рынков для резервной мощности и других услуг по обеспечению стабильности сети, затраты, которые должны нести производители электроэнергии (где давление конкуренции будет действовать как сдерживающий фактор), эффективно был экстернализован.В некоторых странах их рыночная структура приводит к сбоям в работе рынка, в результате чего надежные (и низкоуглеродные), но капиталоемкие технологии (например, крупные гидроэлектростанции и атомные электростанции) не могут быть профинансированы из-за отсутствия долгосрочных контрактов на закупку электроэнергии — так что есть нет уверенности в том, что вложения окупятся. Долгосрочные решения по хранению электроэнергии (когда / если технология станет доступной) сталкиваются с той же проблемой финансирования, потому что они также будут капиталоемкими.

Исследование Агентства по ядерной энергии ОЭСР 2019 года, Затраты на декарбонизацию: системные затраты с высокой долей ядерной и возобновляемой энергии, показало, что интеграция значительной доли периодически возобновляемой электроэнергии является серьезной проблемой для электроэнергетических систем стран ОЭСР и для диспетчерских производителей. например ядерный.Затраты на энергосистему для периодических возобновляемых источников энергии велики (8-50 долларов США / МВтч), но зависят от страны, контекста и технологии (береговый ветер <морской ветер <солнечные фотоэлектрические панели). Стоимость ядерной системы составляет 1–3 доллара за МВтч.

См. Также статью о передающих сетях.

Налоги на атомную промышленность взимаются в нескольких странах ЕС. В 2014 году Бельгия собрала около 479 миллионов евро за счет налога в размере 0,005 евро / кВтч. В июле 2015 года Electrabel согласился выплатить налог в размере 130 миллионов евро за 2016 год, а также плату за продление срока эксплуатации Doel 1 и 2 (20 миллионов евро в год).Начиная с 2017 года, применяется формула для расчета налоговых отчислений в размере не менее 150 миллионов евро в год.

В 2000 году Швеция ввела налог на установленную мощность для атомной отрасли, который со временем постепенно увеличивался; в 2015 году сумма налога составила около 435 миллионов евро. В июне 2016 года правительство Швеции на фоне растущей обеспокоенности по поводу дальнейшей жизнеспособности существующих станций согласилось с 2017 года поэтапно отменить налог на атомную энергию.

В Германии на ядерное топливо взимался налог, по которому компании должны были платить за грамм топлива, использованного в течение шести лет до 2016 года.После различных судебных решений в июне 2017 года Федеральный конституционный суд окончательно постановил, что налог на ядерное топливо был «формально неконституционным и недействительным», что означало, что трем основным коммунальным предприятиям может быть возмещено около 6,3 миллиарда евро, уплаченных в период с 2011 по 2016 год — 2,8 миллиарда евро. от E.On, 1,7 млрд евро от RWE и 1,44 млрд евро от EnBW плюс проценты.

В Великобритании взимается сбор за изменение климата, который действует до 2023 года. Это налог на переработку энергии, поставляемой небытовым потребителям в Великобритании, введенный в 2001 году.Первоначально взимаемые с ископаемого топлива и ядерной энергии, правительство отменило освобождение от налогов на возобновляемые источники энергии в своем бюджете на июль 2015 года. В 2011 году правительство ввело минимальную цену на углерод — механизм, который долгое время считался основополагающим для экономики новой ядерной энергетики Великобритании. Правительство установило минимум 16 фунтов стерлингов за тонну CO ₂ с 2013 года, который будет постепенно расти до 30 фунтов стерлингов за тонну в 2020 году и 70 фунтов стерлингов за тонну в 2030 году.

См. Также документ о энергетических субсидиях и внешних затратах.

Рынки электроэнергии

Экономика любого производства электроэнергии в первую очередь зависит от того, сколько стоит каждая единица (кВтч, МВтч) для потребителя, который создает спрос на эту энергию.Это LCOE, как указано выше. Но, во-вторых, это зависит от рынка, на котором продается электроэнергия, где производитель и оператор сети сталкиваются с массой государственной политики, часто сочетающейся с субсидиями для других источников. Такая политика поднимает вопрос о том, какое общественное благо служит каждому и оптимизировано ли оно в целом. Там, где результат не максимизирует эффективное общественное благо, происходит сбой рынка. *

* Этот раздел во многом основан на веб-странице Консультационной группы по ядерной экономике, посвященной провалам рынка.

Рынок может хорошо работать для достижения поставленных целей, но все же приводит к его провалу. Это часто объясняется внешними эффектами — отрицательными или положительными воздействиями отрасли, — которые не отражаются на рынке. Что касается электроэнергии, прямые (частные) затраты на производство электроэнергии на станции обычно не включают внешние затраты (, например, выбросов, системные затраты из-за периодической работы, землепользование, шум) и не учитывают выгоды от положительных внешних эффектов. ( e.грамм. косвенная экономическая активность от рабочих мест, надежности системы, разнообразия топлива).

Рынки электроэнергии зависят от прямых или частных затрат на поставку (, т.е. включения и выключения) генераторов для удовлетворения меняющегося спроса на электроэнергию в реальном времени. Эти расходы определяют порядок отправки. Удовлетворение спроса на электроэнергию в реальном времени — сложный и трудный процесс. Рынки электроэнергии делают это, но не отражают внешние эффекты производителей, участвующих в рынке, и могут привести к сбоям в работе рынка.Не следует ожидать, что рынок электроэнергии с эффективными краткосрочными спотовыми ценами достигнет других целей, таких как снижение выбросов, долгосрочная надежность системы или реализация национальной политики.

Коммерческие генерирующие установки полагаются на продажу энергии на товарном рынке, который определяется политикой, в том числе политикой, которая может отдавать предпочтение конкретным источникам энергии, независимо от их непосредственных и долгосрочных недостатков в отношении общественного блага. (Генерирующие установки в регулируемой или государственной электроэнергетической отрасли могут поставлять электроэнергию в основном на основе затрат плюс, при этом регулирующие органы или правительства могут учитывать внешние факторы в своих решениях.) Атомные электростанции предоставляют обществу ряд преимуществ, которые не компенсируются потоком доходов товарного рынка электроэнергии. Эти общественные выгоды включают в себя электроэнергию без выбросов, долгосрочную надежную работу, стабильность системы, разнообразие видов топлива в системе и хеджирование цен на топливо, а также экономические выгоды от занятости.

Общие подходы к устранению сбоев рыночного механизма включают возложение затрат на отрицательные внешние эффекты, такие как выбросы CO ₂ , предоставление компенсации для поддержки положительных внешних факторов и государственную собственность на сектора, которые могут столкнуться с рыночными сбоями.Некоторые штаты США производят выплаты по кредиту с нулевыми выбросами (ZEC) ядерной генерации для вознаграждения за положительные внешние эффекты. ZEC аналогичны налоговым льготам на производство, применяемым к ветроэнергетике, хотя и ниже, но основаны непосредственно на предполагаемых выгодах от выбросов. Они означают, что стоимость ядерной электроэнергии может быть выше, чем стоимость ее производства в LCOE на рынках, на которые сильно влияют низкие цены на газ и субсидии на прерывистую ветроэнергетику, которая имеет рыночный приоритет. Без выплат ZEC ядерная операция может оказаться нежизнеспособной в этой ситуации.

Сравнение экономики различных форм производства электроэнергии

В 2017 году EIA США опубликовало данные о средних нормированных затратах на единицу продукции (LCOE) для генерирующих технологий, которые будут введены в эксплуатацию в 2022 году, согласно модели, приведенной в Ежегодном энергетическом прогнозе. Они показывают: усовершенствованная атомная энергия, 9,9 ц / кВтч; природный газ, 5,7-10,9 ц / кВтч (в зависимости от

Risk and Nuclear Power Plants

Энди Мэй

Финансовый риск слишком велик.

Обновленный пост (21.02.2017)

В любой дискуссии о будущем энергетики всплывает ядерная энергетика. После того, как атомная электростанция построена и введена в эксплуатацию, она может надежно производить дешевую электроэнергию в течение десятилетий. Кроме того, что касается здоровья человека, некоторые утверждают, что это самый безопасный источник энергии в США. Другие, например Бенджамин Совакул, заявляют, что мировые экономические издержки (общая сумма в мире: 177 млрд долларов США) ядерных аварий выше, чем для любого другого источника энергии и ядерная энергетика менее безопасна, чем все другие источники энергии, за исключением гидроэнергетики.Часть затрат может быть связана с чрезмерной реакцией на ядерные аварии, особенно в Чернобыле и Фукусиме. Другие имеют гораздо более низкие оценки смертности, чем Sovacool, неясно, сколько более поздних случаев рака связано или потенциально будет из-за Чернобыля.

Разрешение на строительство новой атомной электростанции и ее строительство является проблемой, потому что с 1952 года в мире произошло более 105 серьезных ядерных аварий из общего числа инцидентов, которые МАГАТЭ произвело на 2400. Тридцать три серьезных ядерных аварии, составленные The Guardian, перечислены и ранжированы здесь и отображены на рисунке 1.Как показано на рисунке 1, эти инциденты произошли по всему миру, некоторые из них являются конструктивными недостатками, например, катастрофой на Фукашиме-Дьячи 2011 года, а некоторые вызваны человеческой ошибкой, например, потеря источника кобальта-60 в Икителли, Турция.

Рис. 1. Все инциденты на АЭС, источник The Guardian.

Продолжаются дискуссии о безопасности ядерной энергетики. Роджер Грейвс убедительно написал, что:

«… нет никаких оснований выделять атомную энергетику как особо опасную.Страх перед ядерным оружием, который исповедуют многие средства массовой информации, сильно преувеличен ».

С 1952 года в результате ядерных аварий погибло либо 4 231 человека, либо менее 100, в зависимости от того, кто подсчитывает. Самая большая разница в том, сколько человек погибло из-за Чернобыльской катастрофы. Был ли это 31 человек, который умер сразу же, или тысячи умерли позже из-за радиационно-индуцированного рака, как утверждает Бенджамин Совакул? В любом случае, это мало по сравнению с числом погибших в результате прорыва плотин гидроэлектростанций, например, 171000 человек, погибших в результате прорыва плотины Шимантан и 60 других плотин, включая Баньцяо, в Китае в 1975 году или 4.3 миллиона человек ежегодно умирают из-за загрязнения воздуха внутри помещений в результате сжигания биомассы или угля внутри помещений. Итак, неужели мы иррационально боимся всего, что светится в темноте? Или аргументы Бенджамина Совакула более веские, чем аргументы Роджера Грейвса? Различия в основном связаны с тем, какие смертельные случаи и расходы включены в расчет, оба используют разумные методы и критерии. В любом случае ядерная энергия отличается от других источников, и риски различны. Я не уверен, что можно провести достоверное сравнение безопасности ядерных и других источников энергии.

Если мы включим в стоимость все загрязнение воздуха углем, то уголь станет самым дорогим и опасным, за исключением гидроэнергетики. Тем не менее, большинство проблем связано с личным, домашним использованием угля или устаревшими угольными электростанциями без оборудования для контроля загрязнения. Современные угольные электростанции, используемые в западных странах на протяжении десятилетий, производят очень мало загрязнений и безопасны. Домохозяйства не имеют ядерной энергетики и личных плотин гидроэлектростанций, поэтому это сравнение кажется неверным.

Кажется, что атомная энергетика никуда не денется, ведь атомные электростанции есть по всему миру. Почему так сложно разрешить и построить его? Почему Германия закрыла так много атомных станций? Насколько серьезны опасности? Мы не будем здесь отвечать на эти вопросы, но мы можем представить, какие данные нам удалось найти.

Под ядерными мы подразумеваем реакторы деления. Кажется, что до термоядерных реакторов всегда будет 20 лет, и это вряд ли изменится. Последняя завершенная АЭС США, Уоттс-Бар Блок 2 в округе Реа, штат Теннесси, вступила в коммерческую эксплуатацию 19 октября 2016 года.

Рисунок 2: Атомная электростанция, блок 2, Вт Бар, источник TVA.

Блок 2 был готов на 80% в 1980 году. В то время строительство было остановлено из-за прогнозируемого снижения спроса. Строительство возобновилось в 2007 году. В результате аварии на АЭС «Фукусима-Даичи» в 2011 году строительство было снова остановлено, и Комиссия по ядерному регулированию (NRC) заказала некоторые изменения конструкции. Задержки и поздние модификации конструкции привели к тому, что первоначальная сметная стоимость в 2,5 миллиарда долларов почти удвоилась.Окончательная стоимость, когда она была завершена в 2016 году, составила 4,7 миллиарда долларов. Итак, на создание этого ядерного реактора старшего поколения «2» от начала до конца ушло более 40 лет. За 40 лет стоимость выросла вдвое.

TVA также потратила более шести миллиардов долларов на две частично построенные атомные электростанции на их площадке в Беллефонте недалеко от Голливуда, штат Алабама. Это должны были быть блоки 1 и 2. Они также подали заявки на получение разрешений для еще двух заводов, блоков 3 и 4. Недавно они объявили, что у них нет планов достроить первые два завода, и отозвали свои запросы на получение разрешения для вторых двух.Очевидно, что при проектировании и строительстве АЭС есть свои проблемы. Проблемы, по-видимому, заключаются в неопределенности процесса выдачи разрешений, высоких начальных затратах и ​​очень долгом периоде строительства. Длительные сроки получения разрешений и строительства усложняют финансирование и означают, что прогнозы выручки, прибыли и спроса устаревают задолго до завершения строительства заводов. Таким образом, по мере строительства заводов меняются рынки, бывают периоды, когда проект кажется нерентабельным, и строительство прекращается.После завершения работы любой проект сложно перезапустить.

Здесь есть две большие проблемы. Первый — это предполагаемая опасность для общества, которая может существовать, а может и не существовать. Второе, частично вызванное первым, — это огромный промежуток времени от начала до завершения и очень высокие и неопределенные предварительные затраты. Я думаю, что любой, кто когда-либо работал в капиталоемком бизнесе, сразу увидит проблему. Проблема не в безопасности как таковой, это в риске. Это не та отрасль, которая может выжить на рынке без государственных гарантий, риск для вложенного капитала и потенциальные затраты на ответственность настолько велики, что ни одна частная компания никогда не коснется этого.Или, иначе говоря, только правительство будет достаточно глупым, чтобы вкладывать свои деньги в строительство атомной электростанции.

Без жизнеспособных бизнес-перспектив атомная энергетика, вероятно, обречена, если сроки завершения проектирования не будут сокращены. Срок выдачи разрешений необходимо сократить и сделать более точным. Это означает, что отрасли необходимо разработать и стандартизировать компоненты своих коммерческих реакторов, поэтому утверждение стандартных компонентов гарантировано. Во-вторых, необходимо значительно сократить время строительства.Здесь также помогут стандартные компоненты. Вы должны быть в состоянии предложить, спроектировать, разрешить и построить завод, прежде чем ваши экономические прогнозы станут бесполезными. Нет никакого пути обойти это, денежный поток — король, время разработки до запуска должно быть коротким и предсказуемым. Время часто является самым дорогим компонентом в долгосрочных проектах, спросите любую строительную компанию или нефтегазовую компанию.

Посмотрите, что сказал голливудский мэр Алабамы Фрэнк «Бастер» Дьюк, который с 1974 по 1984 год работал монтажником, помогая строить Bellefonte, о строительной площадке TVA Bellefonte:

«Я думаю, что это была одна из лучших атомных станций, когда-либо построенных TVA, но она не подходит для любого ядерного использования Bellefonte.Боюсь, там сейчас все устарело, как старый компьютер. Я просто надеюсь, что TVA сможет что-то сделать со всеми [этими] активами ».

Радиоактивные отходы, образующиеся на атомных электростанциях, также являются серьезной проблемой. Ежегодно атомные электростанции по всему миру производят 200 000 м3 ³ низко- и среднеактивных отходов и около 11 000 м ³ т высокоактивных отходов. В США нет инфраструктуры для постоянного удаления отходов, некоторые из которых опасны в течение многих тысяч лет и более.Некоторые страны, включая Великобританию, Францию, Германию и Японию, перерабатывают свои высокоактивные отходы и рециркулируют оставшийся уран и плутоний, что снижает объем отходов. Список, показывающий, как различные страны утилизируют свои отходы, можно найти в этом отчете Всемирной ядерной ассоциации.

Отходы также являются проблемой для реакторов на расплавленной соли тория. Помимо образования отходов, ториевые реакторы представляют собой угрозу распространения ядерного оружия, как обсуждалось Эшли и др., 2012 в Nature.Это связано с тем, что одним из отходов является ²³³ U, а 8 кг ²³³ U достаточно для ядерного оружия.

Атомные электростанции обладают множеством привлекательных особенностей: они не загрязняют окружающую среду, если они не допускают утечки радиоактивности в окружающую среду и их отходы безопасно удаляются. Если вы можете получить разрешенный и построить один (немалый подвиг), он производит дешевую электроэнергию и мало отходов. Но маловероятно, что он станет значительным источником нового производства электроэнергии из-за страха общества перед авариями и высокого финансового риска.Безусловно, фактические аварии на сегодняшний день не привели к большому количеству травм или смертей по сравнению с другими источниками энергии, но экономические издержки аварий и ответственность строителей и операторов чрезвычайно высоки.

Производство ядерной энергии не привело к гибели людей ни в США, ни в Великобритании. Компендиум Кейтнессского информационного форума о ветряных электростанциях (CWIF) привел в таблицу в среднем по Великобритании 164 несчастных случая на ветряных фермах за 2012-2016 годы включительно. За тот же период 34 несчастных случая в Великобритании закончились смертельным исходом.В целом в Великобритании из-за ветряных электростанций погибло не менее 170 человек, поэтому по этой мерке ядерная энергия безопаснее ветра. Хотя показатели безопасности ядерной энергетики в США и Великобритании достаточно высоки, существует опасение, что это потенциальная катастрофа. Конечно, экономические издержки ядерных аварий намного выше, чем у любого другого вида энергии, по крайней мере, согласно Бенджамину Совакулу. Sovacool также показал, что 94% несчастных случаев со смертельным исходом при выработке электроэнергии связаны с плотинами гидроэлектростанций, особенно с одной крупной аварией на плотине Шимантан в Китае.Ядерная катастрофа, которую можно вообразить, ужасна, особенно в том, что касается терроризма. К тому же у нас все ядерные отходы хранятся на поверхности во временных хранилищах. Цитата Sovacool (источник):

«… ядерная энергетика менее безопасна, чем альтернативы. Когда общее количество смертей от других источников энергии сравнивается независимо от количества вырабатываемой ими энергии, ядерная энергетика занимает второе место среди наиболее смертоносных источников энергоснабжения — после плотин гидроэлектростанций — и несет ответственность за большее количество смертей на местах, чем нефть, уголь и природный газ. систем (Sovacool 2008).”

Добыча угля очень опасна, особенно в Китае. Но в других местах в последние годы стало намного безопаснее, особенно в США. По данным Всемирной организации здравоохранения, загрязнение городских помещений в результате сжигания биомассы (древесины, навоза и древесного угля) и угля внутри помещений ежегодно уносит жизни 4,3 миллиона человек. Это самый крупный убийца всех источников энергии.

Итак, хотя у нас есть оценки количества раненых или погибших в результате ядерных аварий, которые варьируются от менее 100 до более 4000, оба числа бледнеют по сравнению со смертельным исходом от других источников энергии, особенно от биотоплива, угля и гидроэлектроэнергии.По этой мерке ядерная безопасность безопаснее. Проблема заключается в предполагаемой опасности возможной ядерной аварии или террористического нападения, а не в фактических показателях безопасности. Этот страх заставляет предпринимать дорогостоящие действия (чрезмерные реакции?) При возникновении аварии, повышая стоимость аварии и потенциальную ответственность оператора и строителя реактора.

Маловероятно, что после 60 лет строительства атомных электростанций стоимость и время их строительства должны быть такими, как мы видим сегодня. По прошествии такого длительного времени отпадает необходимость в том, чтобы каждый реактор был единичным и утвержденным по частям.Но вот где мы находимся. Это капиталоемкий бизнес с высокими начальными затратами, а правила и отсутствие стандартизированных предварительно утвержденных компонентов затягивают период строительства (без выручки), и частные компании не могут войти в бизнес.

Я подозреваю, что если правительство и промышленность могут согласовать стандартизованный проект электростанции, то будет построено постоянное хранилище для отходов и будет упрощено строительство; ядерный был бы успехом. Но пока этого не произойдет, я сомневаюсь, что это когда-нибудь удастся.Никто, кроме правительства, не настолько глуп, чтобы инвестировать в отрасль так, как сейчас.

Нравится:

Нравится Загрузка …

Связанные

5 Выводы и рекомендации | Атомная энергетика: технические и институциональные возможности будущего

об экономических стимулах и избегании стимулов, которые могут напрямую повлиять на безопасность предприятия. 18 июля 1991 г. NRC выпустила Заявление о политике Комиссии по ядерному регулированию, в котором выражалась озабоченность тем, что такие программы стимулирования могут отрицательно сказаться на безопасности, и обязывала NRC контролировать такие программы.Совместное исследование программ экономического стимулирования отраслью и государством может помочь убедиться в том, что такие программы не препятствуют безопасной эксплуатации атомных электростанций.

На основании нашего опыта Комитет считает, что NRC следует продолжать осуществлять свои федеральные полномочия по упреждающему регулированию безопасности коммерческих атомных электростанций, если деятельность государственных правительственных агентств (или других государственных или частных агентств) противоречит ядерная безопасность. К таким видам деятельности могут относиться те, которые по отдельности или в совокупности препятствуют способности организации, несущей прямую ответственность за безопасность атомной станции (организации, получившей от Комиссии лицензию на эксплуатацию станции), выполнять эту ответственность. Комитет призывает к тесному сотрудничеству промышленности и государства в области безопасности .

Комитет также считает, основываясь на нашем опыте, что отрасль должна быть уверена в стабильности процесса лицензирования NRC. Поставщики и коммунальные предприятия нуждаются в гарантии того, что лицензирование стало и останется управляемым процессом, соответствующим образом ограничивающим позднее появление новых проблем.

Вероятно, что если возможность повторного слушания перед тем, как АЭС будет разрешено к эксплуатации, будет уменьшена или исключена, потребуется законодательство.В атомной отрасли убеждены, что такое законодательство потребуется для повышения доверия коммунальных предприятий и инвесторов к сохранению ядерной энергетики в качестве варианта удовлетворения потребностей США в электроэнергии. Комитет соглашается.

На основе нашего опыта Комитет считает, что потенциальные спонсоры атомных электростанций не должны сталкиваться с большим непредвиденным увеличением затрат в результате промежуточных нормативных изменений, таких как корректировка. Новое правило лицензирования NRC, 10 CFR Part 52, предусматривает необходимые стимулы для стандартизированных конструкций.

Промышленность и Комиссия по ядерному регулированию

Система ядерного регулирования США по своей сути является враждебной, но уменьшение ненужной напряженности в отношениях между NRC и лицензиатами ядерной энергетики, по мнению Комитета, улучшило бы нормативную среду и укрепило бы здоровье и безопасность населения. Таким образом, Комитет высоко оценивает усилия как NRC, так и отрасли по работе

.