МОСКВА, 29 апр — ПРАЙМ. "Росатом" планирует строить на Урале, в Сибири и на Дальнем Востоке энергоблоки АЭС средней мощности по 600 МВт, конкретный проект такого блока намечено выбрать в начале 2025 года, рассказал первый заместитель генерального директора концерна "Росэнергоатом" по эксплуатации АЭС Александр Шутиков.
"Нам нужен блок средней мощности, с которым предстоит идти на новые площадки — на Урал, на Дальний Восток, в Забайкалье. Учитывая состояние сетевой инфраструктуры в этих регионах, нам понадобятся блоки единичной мощностью не 1200 МВт, как в европейской части России, а 600 МВт", — сказал Шутиков в интервью официальному изданию "Росэнергоатома" журналу "Энергичные люди".
Что касается конкретного проекта нового энергоблока, то, по словам Шутикова, "свое веское слово должна сказать наука: будут ли это блоки с традиционным регулированием мощности активной зоны или со спектральным регулированием".
"Работа продолжается, в начале 2025 года должно быть принято решение. А пилотные "средние" блоки построим все-таки на Кольской АЭС, они станут референтными для остальных", — добавил он.
Уже утверждены планы строительства в России 12 энергоблоков АЭС до 2035 года и обсуждается сооружение еще от 12 (консервативный сценарий) до 17 блоков (оптимистический сценарий) к 2045 году. Причем будет идти постепенное смещение географии сооружения атомных блоков — из Центра России на Урал, Дальний Восток, в Сибирь и отчасти на юг страны. О новых блоках какой мощности идет речь, не уточнялось. По планам, к 2045 году доля атомной генерации в России должна вырасти до 25% с нынешних 20%.
Сейчас разработана и утверждена правительством генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2035 года.
"В конце 2024-го правительство РФ должно утвердить генеральную схему на следующие 18 лет, до 2042 года. Предложения по площадкам размещения новых энергоблоков АЭС мы должны сформировать уже к сентябрю 2023 года, а окончательно они будут зафиксированы в соответствующем распоряжении кабмина по результатам соотнесения этих предложений с прогнозируемым дефицитом электроэнергии, состоянием сетевой инфраструктуры и экономическими последствиями принятия тех или иных решений", — в свою очередь отметил заместитель генерального директора — директор по энергетической политике "Росэнергоатома" Константин Артемьев, которого цитирует журнал концерна.
ПРЕИМУЩЕСТВА БЛОКОВ СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ
Потребность в АЭС средней мощности существует в регионах с относительно слабо развитой сетевой инфраструктурой, в удаленных районах, куда доставка топлива извне затруднена.
В 2010-х годах приоритетным проектом такого блока "Росатом" выбрал проект ВВЭР-600, разработанный его предприятием "ОКБ "Гидропресс" (Подольск, Московская область). Тогда же сообщалось, что пилотные блоки планируется разместить на будущей Кольской АЭС-2. Проект ВВЭР-600 соответствует современным требованиям безопасности, а также обеспечивает сокращение капитальных и эксплуатационных затрат за счет снижения металлоемкости реакторной установки и уменьшения количества обеспечивающих систем.
Одним из основных достоинств проекта ВВЭР-600 является применение оборудования и конструкторско-технологических решений, использованных в проектах отечественных реакторных установок ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Основные конструкторские и проектные решения по установке ВВЭР-600 применены на действующих энергоблоках российских Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2.
Вторая особенность планируемых блоков Кольской АЭС-2 связана с "вписыванием" технологий реакторов ВВЭР в структуру ядерной генерации в долгосрочной перспективе.
"Росатом" реализует новую стратегию развития российской атомной энергетики, базовым положением которой обозначен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла. Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных сейчас реакторов ВВЭР на так называемых тепловых нейтронах вместе с реакторами на быстрых нейтронах.
Тем самым, как ожидается, расширится воспроизводство ядерного "горючего" и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая при этом больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) — самые опасные радионуклиды предложено "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.
Логика двухкомпонентной ядерной энергосистемы основана на использовании плутония, выделяемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, для изготовления топлива реакторов на быстрых нейтронах и возможности применения плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для изготовления так называемого смешанного оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива установок ВВЭР.
По мнению специалистов, реализация такой схемы потребует развития технологий реакторов ВВЭР путем создания реактора ВВЭР-С, конструкция которого благодаря ряду технических решений позволяет регулировать спектр нейтронов — их распределение по энергии в активной зоне реактора (это и есть спектральное регулирование).
Применение системы спектрального регулирования имеет целый ряд преимуществ. Во-первых, при равной мощности реактор ВВЭР-С, по расчетам, будет потреблять на треть меньше урана, чем современные передовые реакторы ВВЭР. Во-вторых, спектральное управление позволяет эксплуатировать реактор, полностью загруженный МОКС-топливом. Сейчас реакторы ВВЭР можно загружать МОКС-топливом не более чем наполовину. Кроме того, возможно оптимизировать все конструкции реакторной установки, сделав дешевле энергоблок на ее основе.
