Поделиться:


Россия имеет высокую степень технологической готовности для обеспечения инновационного развития ядерной энергетики

сводится в настоящее время к конкретным целям, которые можно сформулировать как на ближнесрочную, так и на дальнесрочную перспективы.В ближнесрочной перспективе необходимо наращивать энергетические мощности с достижением доли ЯЭ в общем балансе производства электроэнергии в стране не менее 25% к 2030 г.; исследовать потребности и пути развития региональной атомной энергетики на базе АЭС с реакторами малой и средней мощностей; обеспечить рост экспорта ядерных технологий на уровне, соизмеримом с использованием этих технологий внутри страны; создать базовые элементы новой технологической платформы крупномасштабной ядерно-энергетической системы (ЯЭС) по замыканию ядерно-топливного цикла.В дальнесрочной перспективе потребуется создать замкнутую по урану и плутонию крупномасштабную ЯЭС как основу энергообеспечения устойчивого развития России в третьем тысячелетии.«Благодаря достигнутым к настоящему времени результатам Россия имеет высокую степень технологической готовности для обеспечения инновационного развития своей ядерной энергетики», — подчеркнул Владимир Асмолов. В ближайшей перспективе, как минимум до 2015–2020 гг, базовым останется проект АЭС–2006 с реактором ВВЭР-1200, т.е. технология корпусных реакторов с водяным теплоносителем.По словам Владимира Асмолова, Россия обладает наибольшим в мире опытом в области разработки и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах.

Среди них — единственный в мире коммерческий реактор большой мощности БН-600, который безупречно работает в течение более 25 лет.Крупномасштабная ЯЭС может быть обеспечена топливом только при эффективном использовании энергопотенциала урана–238. Количество накопленного урана–238 только в отвалах обогатительных производств достаточно для топливообеспечения крупномасштабной ЯЭС страны с замкнутым ЯТЦ в течение сотен лет.В своем составе крупномасштабная ЯЭС должна иметь АЭС с быстрыми реакторами с умеренным коэффициентом воспроизводства (КВ = 1,2 – 1,3) и обеспечивать возможность многократного рециклинга топлива в этих реакторах.Главная задача АЭС с быстрыми натриевыми реакторами — воспроизводство ядерного топлива с одновременной генерацией электроэнергии. Основу же системы должны составлять водо–водяные реакторы, способные работать на плутонии и/или уране-233 и обеспечить КВ ? 0.9. Эту линию развития условно можно обозначить как проект «СУПЕРВВЭР». При этом эффективный коэффициент воспроизводства топлива в ЯЭС в целом (КВ эфф) должен быть равен единице.

ЦИОС ОАО «Концерн Энергоатом».