Беларусь (чиатй батька) настойчиво хочет поставить свой реактор. По информации росатома, хотят ставить водно-водяной, то есть, ВВЭР. Такие стоят на Кольской АЭС и кое-где еще, первая разработка была в конце 60 годов. Для справки: на ЧАЭС стоял РБМК.
Ну ладно, пусть наши не умеют считать затраты, а только выдачу "дешевой" энергии. А ведь затраты, помимо кредитов, материалов, рабочей силы еще включют:
• полная стоимость обращения с радиоактивными отходами (хранение, переработка и транспортировка);
• стоимость начальной загрузки урано-плутониевого ядерного топлива, а также эксплуатационной перегрузки;
• стоимость доставки и хранения «свежего» топлива, а также транспортировка и переработка отработавшего ядерного топлива;
• инфляционное удорожание ядерного топлива за период эксплуатации;
• снятие с эксплуатации АЭС необходимо включить в расчет себестоимости электроэнергии;
• стоимость страхования рисков и компенсации возможного радиационного ущерба, связанного с работой АЭС на всех этапах жизненного цикла станции.
Но ведь изучить надежность можно.
Отказы по типу реакторной установки.
[596x289]
Смотрим про ВВЭР-1000. Две строятся в России. 8 действуют. Есть мнение, что его и выберут. В отличие от более дорогого БН (но неизмеримо более надежного (опять-таки если его будут строить как надо, а не как библиотеку с гонкой сроков)), после которого вообще для нашей страны атомная энергия перестанет быть экономичной. Потом думаем про то, что надо будет бежать в Евросоюз, где атомная энергетика переживает стадию закрытия.
Также нравятся основные проблемы ВВЭР-1000:
• проблема выработки ресурса оборудования систем, важных для безопасности, отсутствие утвержденных методик по управлению ресурсными характеристиками оборудования;
• снижение темпов модернизации объектов использования атомной энергии, увеличение количества мероприятий по повышению безопасности, сроки выполнения которых переносятся из года в год;
• проблема обращения с радиоактивными отходами, медленные темпы внедрения современных технологий их переработки;
• проблема обращения с отработавшим ядерным топливом, связанная с хранением, и низких темпов вывоза его с АЭС;
•
превышение времени падения и застревание ОР СУЗ;
• разрывы мембраны предохранительного устройства СПП;
• отказы насосов аварийного и планового расхолаживания;
• нарушения водно-химического режима.
(выделение - стержни защиты падают в случае аварии слишком меленно :)
Как выглядит герметический кожух реактора. Цифра 6 - собственно реактор.
[570x493]