1.1. Аэс мира

Первая в мире АЭС была сооружена в 1954 году под Москвой в закрытом городе Обнинске. Ее мощность составляла всего лишь 5 МВт, но она обозначила лидирующую роль СССР в мирном использовании атомной энергии.

Как показано в табл.1, по состоянию на 01 июля 2018 года в 31 стране мира эксплуатировали 413 ядерных энергетических реакторов различной мощности [1]. Совокупный опыт их эксплуатации превысил 16 800 реакторо-лет. В 2017 году вклад АЭС мира в мировое производство электроэнергии составил ~ 10,3%, тогда как в рекордном 1996 году вклад АЭС достиг 17,6%. По суммарной установленной мощности АЭС лидируют США, Франция, Китай и Россия. Основной вклад вносят корпусные водо-водяные реакторы с водой под давлением (PWR, ВВЭР), далее следуют корпусные водо-водяные реакторы с кипящей водой (BWR), канальные тяжеловодные реакторы (CANDU) и канальные уран-графитовые реакторы (РБМК).

В большинстве случаев мощность единичного энергоблока составляет ~ 1000 МВт-эл, хотя обозначилась и реализуется тенденция к увеличению единичной мощности с целью снижения удельных затрат на сооружение и эксплуатацию энергоблока. Уже имеются блоки мощностью 1200-1400 МВт-эл, завершается разработка проектов реакторов мощностью 1500-1700 МВт-эл. Следует отметить, что СССР с большим опережением первым в мире построил два реактора РБМК-1500 мощностью по 1500 МВт-эл, которые успешно отработали по 20 лет на Игналинской АЭС в Литве. Их закрыли по чисто политическим мотивам, как условие членства в Литвы в Евросоюзе.

Тяжёлая авария на японской АЭС «Фукусима-1» в марте 2011года ещё раз (после Чернобыльской аварии 1986 года) наглядно продемонстрировала, что масштаб негативных последствий аварии тесно связан с уровнем мощности аварийного энергоблока. Поневоле возникает вопрос, полезно ли наращивать единичную мощность энергоблока. Действительно, авария энергоблока меньшей мощности приведёт к менее тяжким последствиям, к тому же он будет иметь другую конструкцию, позволяющую значительно повысить уровень его безопасности. В настоящее время перспективы энергетических реакторов малой и средней мощности стали предметом исследований в ряде национальных программ и международных проектов.

В таблицах 2, 3, 4, 5 и 6 приведены основные технические характеристики ряда действующих энергоблоков, преимущественно зарубежных, так как отечественные установки будут рассмотрены более детально [2].

Для реакторов типа PWR мощность варьируется от 150 до 1300 МВт-эл, к.п.д. возрос по мере эволюции с 28 до 36%. Давление в первом контуре составляет ~ 15 МПа. Температура воды на входе возросла с 266 до 300 °С, а величина подогрева воды уменьшилась с 50 до 30 °С.

Для реакторов типа BWR мощность по мере эволюции увеличилась с 200 до 1300 МВт-эл, давление в первом контуре составляет ~ 7 МПа. К.п.д. изменился с 29 до 34%. Температура воды на входе в активную зону уменьшилась с 260 до 215 °С.

Для тяжеловодных реакторов типа CANDU, охлаждаемых тяжелой водой, мощность варьируется с 200 до 740 МВт-эл, к.п.д. составляет ~ 29%. Давление теплоносителя на выходе из канала равно 9-10 МПа, а температура в процессе эволюции возросла с 290 до 310 °С.

Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощность в ходе эволюции возросла с 65 до 1200 МВт-эл, однако следует отметить, что в отличие от французского «Суперфеникса» мощностью 1200 МВт-эл российский БН-600 работает устойчиво уже более 35 лет. К.п.д. натриевых реакторов варьируется в диапазоне 35-40%, т.е. превышает к.п.д. водоохлаждаемых реакторов, но уступает к.п.д. современных тепловых энергоустановок, использующих в качестве рабочего тела водяной пар сверхкритических параметров.