Конкурентоспособность ядерных реакторов нового поколения

Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Лекция № 8. Конкурентоспособность ядерных реакторов нового поколения Содержание 8.1. Поколения ядерных реакторов. 8.2. Требования к крупномасштабной конкурентоспособной энергетике 8.3. Международный проект GIF-IV 8.4. Международный проект INPRO 8.5. Барьеры безопасности АЭС 8.6. Конкурентоспособность реакторов поколений III и IV 8.7. Конкурентоспособность реакторов средней и малой мощности 8.8. Интеграция ядерного образования Заключение Список литературы Упражнения и задачи к лекции 8 8.1. Поколения ядерных реакторов В настоящее время в отечественной и мировой ядерной энергетике выделяют три поколения действующих и строящихся ядерных энергоблоков (рис.8.1). Первое поколение энергоблоков разработано и построено до выхода в свет основных нормативных документов по безопасности ядерной энергетики. Второе поколение энергоблоков спроектировано, построено и модернизировано в соответствие с нормативными документами 1973 – 1988 гг. На формирование международных стандартов безопасности АЭС и на усовершенствование конструкций реакторов во всех странах-производителях АЭС серьезно повлияли аварии на АЭС в США (Three Mile Island) и СССР (Чернобыль). реакторы поколений «III» и В XXI в мире строятся только «III+». Новые концепции реакторов третьего поколения 1 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. включают дальнейшее ужесточение требований к безопасности реакторов на основе механизмов пассивной (внутренне присущей) безопасности и международных критериев безопасности, предотвращения и ослабления аварий, а также физической защиты и нераспространения ядерных материалов. Рис.8.1. Эволюция поколений энергетических ядерных реакторов: от поколения-1 к поколению IV. Сегодня требования таковы: вероятность аварий с разрушением активной зоны на новых станциях не должна быть более 1 раза в 100 тыс. лет на 1 реактор (вероятность 10-5 1/реактор∙год), а вероятность крупных аварий с выбросами радиоактивности за пределы АЭС не должна превышать 1 раза в 1 млн. лет на реактор (10-6 1/реактор∙год). В качестве реакторов третьего поколения в России рассматриваются проекты ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, БН-800 и БН-1200, ряд проектов средней и малой мощности (БРЕСТ, СВБР и др.). Ожидается, что после 2030 г. начнут строиться реакторы 4-го поколения. 8.2. Требования к крупномасштабной конкурентоспособной энергетике В настоящее время ядерная энергия как первичный источник энергии составляет в энергобалансе мира около 6% (см. Лекции 1 и 2). Переход от ядерной энергетики ограниченного масштаба на действующих ныне тепловых реакторах, выросших из задач военной техники, к крупномасштабной энергетике (тысячи ГВт в мире) на основе быстрых 2 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. реакторов (РБН) должен быть обусловлен их высокой безопасностью и конкурентоспособностью, как и всей инфраструктуры ядерной энергетики. В «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», одобренной Правительством РФ в 2000г., и в монографии «Белая книга ядерной энергетики», изданной в 2001 г. под редакцией Е.О. Адамова, впервые сформулирован комплекс требований к «большой ядерной энергетике», включающей реакторные технологии и объекты замкнутого ЯТЦ. Эти требования, основанные на принципе «естественной безопасности» (в ядерной, экологической и политической областях) и ресурсной обеспеченности, таковы:  обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами электрогенерации (снижение капитальных и эксплуатационных затрат);  исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения людей, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории (максимальный ущерб – потеря блока АЭС);  полное использование энергетического потенциала добываемого сырья на длительную перспективу (сотни и тысячи лет);  радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле с сохранением природного радиационного баланса;  технологическое усиление режима нераспространения ядерного оружия за счет исключения наработки и выделения в топливном цикле чистых 235 U и Pu оружейного качества, а также постепенного отказа от использования в ядерной энергетике технологий разделения (обогащения) изотопов урана. Для реализации этих принципов в России сформирована целевая программа «Прорыв», в рамках которой разрабатывается проект «Быстрого Реактора с ЕСТественной безопасностью» и свинцовым теплоносителем БРЕСТ. Среди первостепенных задач программы «Прорыв» стоят: Разработка технологии и создание производства нитридного топлива (UN); обоснование, проектирование и строительство АЭС с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300; обоснование и проектирование АЭС с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200; разработка пристанционного ЯТЦ для переработки ОЯТ и рефабрикации нитридного топлива. «Лучшая защита от опасности – это отказ от опасных технических решений, если обеспечение безопасности не удовлетворяет критерию экономической целесообразности». Требуется переход от стереотипа «чем дороже, тем безопаснее», к норме «чем безопаснее, тем дешевле». Сегодня есть все основания говорить о том, что ядерная энергетика может 3 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. быть трансформирована в крупномасштабную энерготехнологию без ограничений по топливу, безопасности и отходам. 8.3. Международный проект GIF-IV По инициативе США в 2000 г. стартовала программа «Generation-IV» (Поколение-4) для разработки нового поколения ядерно-энергетических систем – реакторов 4-го поколения и топливных циклов (от добычи урана до захоронения отходов), коммерциализация которых может начаться не позднее 2030 г. Эта программа вскоре была развита в полномасштабный международный проект GIF (Generation-IV International Forum). В проекте участвуют 12 стран. В 2006 г. в состав участников включена Россия. Главная цель проекта GIF-IV сформулирована следующим образом: разработать и внедрить к 2030 г. одну или несколько конкурентоспособных ядерных систем энергоснабжения, в которых будут решены проблемы эксплуатационной безопасности, обращения с радиоактивными отходами, нераспространения ядерных материалов, что позволит получить общественную поддержку для широкого развития ядерной энергетики. Реакторы 4-го поколения должны работать на таком топливном цикле, который сводит к минимуму производство долгоживущих отходов и при этом экономно использует урановые запасы. Для научно-исследовательской и конструкторской проработки были отобраны шесть типов ядерных реакторов: 1) газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах GFR (Gas-Cooled Fast Reactor), 2) реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем LFR (Leed Cooled Fast Reactor), 3) реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем SFR (Sodium Cooled Fast Reactor), 4) легководный реактор со сверхкритическими параметрами пара SCWR (Supercritical Water Cooled Reactor), 5) сверхвысокотемпературный реактор VHTR (Very High Tem-perature Reactor), 6) реактор на расплаве солей MSR (Molten Salt Reactor). 8.4. Международный проект INPRO В рамках международного проекта INPRO, инициированного Россией под эгидой МАГАТЭ, ядерная энергетика рассматривается как целостная система, которая должна 4 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. включать все стадии производства энергии от добычи и транспорта топлива до уничтожения отходов. В основу первого этапа проекта INPRO были положены: • определение роли ядерной энергетики для устойчивого развития глобального, регионального и национального уровней; • выявление требуемых характеристик АЭС и ЯТЦ; • разработка методики и моделей сравнительного анализа различных вариантов инновационных проектов АЭС и ЯТЦ. Новый проект ИНПРО «Взаимодействия синергетических региональных ядерноэнергетических групп, оцененные с позиций устойчивости (INPRO-SYNERGIES)» предусматривает совершенствование методологии ИНПРО. Основной целью проекта INPRO-SYNERGIES является определение и оценка вариантов взаимовыгодного сотрудничества стран, а также движущих сил и препятствий на пути к достижению глобально устойчивых ядерных энергетических систем (ЯЭС). Конкретной задачей проекта является определение краткосрочных (2012-2030 годы) и среднесрочных (2030-2050 годы) совместных действий стран, направленных на достижение устойчивости ЯЭС в долгосрочной перспективе. Они должны обеспечить взаимную выгоду в экономике, безопасности поставок, распределении ресурсов, минимизации национальных инфраструктурных требований, защищенности от распространения делящихся материалов и других ключевых областях. 8.5. Барьеры безопасности АЭС Перед компаниями, занимающимися сооружением АЭС, стоит задача – обеспечить полное соответствие современных АЭС международным требованиям к безопасности ядерных реакторов. Сегодня требования таковы: вероятность аварий с разрушением активной зоны на новых станциях не должна быть более 1 раза в 100 тыс. лет на 1 реактор (вероятность 10-5 1/реактор∙год), а вероятность крупных аварий с выбросами радиоактивности за пределы АЭС не должна превышать 1 раза в 1 млн. лет на реактор (10 -6 1/реактор∙год). Для предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду на каждой современной АЭС созданы четыре так называемых барьеров безопасности (рис.8.2). 5 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Рис.8.2. Четыре основных барьера безопасности АЭС. Первый барьер – материал топливной таблетки (спеченная при 1200 оС двуокись урана). Продукты деления урана (и плутония) в результате кулоновского взаимодействия с окружающими атомами топлива быстро тормозятся на расстояниях до 10 мкм (1 мкм=10-6 м), и их кинетическая энергия преобразуется в тепло, вызывая разогрев топлива. То есть значительная часть продуктов деления задерживается в материале топлива. Второй барьер – герметичная оболочка тепловыделяющего элемента (твэла), содержащего топливные таблетки. В реакторах на тепловых нейтронах оболочка твэла выполнена из циркония ядерной чистоты (точнее, из сплавов на основе циркония), обладающего устойчивостью. низким сечением Оболочка твэла поглощения благодаря нейтронов и герметичности высокой коррозионной предотвращает выход радиоактивных элементов в теплоноситель, охлаждающий твэлы. Третий барьер – корпус реактора с трубопроводами первого контура. Корпус реакторов типа PWR (ВВЭР) изготовлен из нержавеющей стали толщиной 200-300 мм и предотвращает выход радиоактивности за его пределы. Четвертый барьер – защитная оболочка реактора (гермооболочка или контейнмент), изготовленная из предварительно напряженного железобетона (рис.8.3). 6 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Рис.8.3. Защитная оболочка (контейнмент) ядерного реактора – барьер безопасности АЭС от внутренних и внешних воздействий. Внутри контейнмента размещаются реактор, циркуляционные насосы, парогенераторы и другое оборудование первого контура. Контейнмент обеспечивает безопасность блока АЭС при авариях с разрывом трубопроводов первого контура, а также в случае внешних событий: землетрясений, цунами, ураганов, смерчей, падений самолётов, взрывов и т. д. 8.6. Конкурентоспособность реакторов поколений III и IV Конкурентоспособность является одной из важнейших интегральных характеристик, используемых для оценки эффективности экономической деятельности хозяйствующих субъектов и самой возможности предприятия существовать на рынке. Как ни удивительно, не существует общепринятого определения понятия «конкурентоспособность предприятия» или «конкурентоспособность товара». Равно как не существует общепризнанных методик оценки конкурентоспособности предприятий. Тем не менее, к числу наиболее весомых измеримых критериев конкурентоспособности относятся: доля на рынке (глобальном или региональном), чистая прибыль предприятия (отрасли) и темпы роста этих величин. То есть на цивилизованном рынке побеждает тот, кто производит товар и оказывает услуги быстрее, в большем количестве и лучшего качества. С вышеперечисленными критериями конкурентоспособности тесно связаны критерии эффективности инвестиционных проектов, рассмотренные в лекции 3: чистый приведенный доход NPV, период окупаемости, внутренняя норма доходности IRR (характеризующая темпы развития бизнеса), приведенные затраты Z и приведенная стоимость электроэнергии Clev. Применительно к АЭС в качестве критерия конкурентоспособности наиболее часто 7 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. используют приведенную стоимость электроэнергии. Как показано в Лекции 3, приведенная стоимость электроэнергии включает четыре обобщенных составляющих: капитальную, топливную, обслуживания и отчисления в фонды отложенных выплат (НИОКР, страхование, вывод из эксплуатации, обращение с ОЯТ и др.) Clev  p эф K E  F  Ф   . E E E (8.1) Конкурентоспособность реакторов нового поколения обеспечивается снижением каждой составляющей формулы (8.1) и повышением безопасности по сравнению с реакторами предыдущего поколения, а также снижением Clev по сравнению с электростанциями других типов (в первую очередь ТЭС). Затраты на страхование в связи с аварийностью АЭС (Ф/Е) рассмотрены в Лекции 3. Затраты на ядерное топливо и ЯТЦ (F/E) рассмотрены в Лекции 7. Здесь мы уделим внимание наибольшей составляющей стоимости электроэнергии – капитальной составляющей (рЭФК/Е), на долю которой приходится не менее 60 % стоимости электроэнергии АЭС. Для снижения капитальных затрат разработчики реакторов поколений III и III+ стимулируют эволюцию их конструкции в направлении от 4-х петлевых к 2-х петлевым системам охлаждения и к интегральной компоновке первого контура (рис.8.4). Благодаря этим усовершенствованиям и сокращению до двух-четырех раз длины коммуникаций (трубопроводов, кабелей, запорной арматуры и др.) удается в тех же или даже меньших габаритах зданий АЭС разместить оборудование, обеспечивающее вдвое большую мощность АЭС по сравнению с АЭС предыдущих поколений. Рис.8.4. Четырех-петлевой реактор ВВЭР-1000 и двух-петлевой реактор АР-1000 8 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. В 2010–2015 годах существенным вызовом конкурентоспособности российского машиностроения будет широкое использование модульного строительства, которое является будущей технологической парадигмой, способной принципиальным образом изменит сроки и затраты на строительство АЭС. Для этого внедряются современные цифровые технологии трехмерного проектирования оборудования, многомерные модели (мульти-D) сооружения АЭС. Как результат – сокращение до 36 месяцев длительности строительства от укладки первого бетона до загрузки ядерного топлива, создание виртуальных моделей всего энергоблока, позволяющих контролировать ход сооружения АЭС в реальном масштабе в любой выбранный момент времени с эффектом присутствия, создающих стереоскопическое изображение оборудования и иллюзию перемещения по станции с возможностью масштабирования. 8.7. Конкурентоспособность реакторов средней и малой мощности В промышленно развитых странах строятся в основном реакторы большой электрической мощности W=1000-1600 МВт, отличающиеся высокими капитальными затратами – около 3-6 млрд. долл. за блок (см. Лекции 1, 6 и 7). Однако в последние годы все большее внимание уделяется разработке реакторов малой (W<300 МВт) и средней (W =300700 МВт) мощности. В зарубежной литературе они имеют наименование SMR reactors Small and Medium size Reactors (или Small and Modular Reactors). По данным МАГАТЭ на 2010 г. из ≈440 действующих реакторов в мире 26 относились к малым реакторам и 106 – к средним по мощности реакторам. Из 66 строившихся реакторов 4 относились к малым реакторам и 9 – к средним. Интерес к SMR-реакторам обусловлен следующими причинами: - SMR-реакторы перспективны в удаленных и изолированных районах, где нет необходимости в больших мощностях, где электрические сети либо слабы, либо отсутствуют, и где высока потребность в не-электрическом применении энергии (для производства тепла или обессоливания воды); - капитальные затраты на сооружение SMR-реакторов меньше, чем на сооружение крупных реакторов, что важно для привлечения инвесторов; - возможность заводского конвейерного производства благодаря «модульности конструкции», что важно для снижения капитальных затрат и сроков сооружения. 9 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. В США рассматривается возможность замены старых реакторов и небольших старых угольных электростанций суммарной мощностью 27 ГВт малыми и средними реакторами, число которых может составлять несколько десятков и даже сотен (для сравнения, установленная мощность всех АЭС России в 2013 г. составляла около 25 ГВт). Странам, инициирующим впервые программы развития ядерной энергетики, целесообразнее стартовать с SMR-реакторами, нежели с традиционными исследовательскими реакторами. От 45 до 65 стран серьезно рассматривают такую возможность. В 17 из этих стран электрические сети имеют пропускную мощность менее 5 ГВт, что делает SMR-реакторы наиболее приемлемыми для этих стран. Объем рынка SMR-реакторов потенциально может составить сотни реакторов. Утверждается даже, что технология SMR-реакторов может содействовать новому ренессансу ядерной промышленности и энергетики. *** В чем же преимущества АЭС перед другими видами выработки электроэнергии? 1. Главное преимущество — высочайшая «калорийность топлива», что существенно снижает затраты на перевозку топлива и делает АЭС практически независимой от расположения источников топлива. Например, в реакторе ВВЭР-1000 ежегодно заменяются около 50 ТВС суммарной массой топлива (UO2) около 25 т/год. Тогда как Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля. То есть расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны, что для российских расстояний особенно важно. 2. Надежный прогноз стоимости производимой АЭС электроэнергии на длительную перспективу (60 лет и более), слабая зависимость стоимости электроэнергии АЭС от волатильности цен на рынке урановой продукции (в отличие от ТЭС, имеющих высокую топливную составляющую – около 70%). Стоимость электроэнергии на АЭС меньше, чем на пылеугольных и газомазутных ТЭС. 3. Относительная экологическая чистота АЭС. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ (сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, радионуклиды и др.) на 1000 МВт установленной мощности составляют от ≈ 13 000 тонн в год на газовых до ≈165 000 на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. Поэтому АЭС не оказывают такое влияние на климат, как ТЭС. 4. АЭС не потребляет кислород воздуха в то время, как ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления (сжигания) топлива. 10 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. 5. Удельная радиоактивность выбросов угольной ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС (на единицу произведенной электроэнергии). В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. В чем же недостатки АЭС в сравнении с другими видами выработки электроэнергии? 1. Главный недостаток АЭС — не нулевая вероятность тяжелых (запроектных) аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение выбросов радиоактивных элементов в окружающую среду, но повышающими капитальные затраты. 2. Обращение с облученным (отработанным) ядерным топливом и вывод АЭС из эксплуатации требует больших расходов, которые могут превышать 30% от стоимости их строительства. 3. Для АЭС нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки (вследствие высоких капитальных затрат и требований к безопасной эксплуатации твэлов и ТВС). 4. Тепловое загрязнение окружающей среды, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, из-за более низкого КПД АЭС (не более 35 %) по сравнению с ТЭС. 8.8. Интеграция ядерного образования Последние 10–15 лет характеризуются беспрецедентной международной кооперацией в области ядерной энергетики. Разрабатываются инновационные ядерные реакторы и ядерные топливные циклы большими международными коллективами специалистов. В ответ на глобализацию рынка ядерных технологий и растущую интеграцию ядерных исследований и промышленности МАГАТЭ откликнулось двумя важными для ядерного образования инициативами. 1. В департаменте ядерной энергии МАГАТЭ создана секция «Управление ядерными знаниями и Международная система ядерной информации» (INIS & Nuclear Knowledge Management). 2. МАГАТЭ совместно с рядом других международных организаций поддержало учреждение Всемирного ядерного университета (World Nuclear University – WNU). После учреждения WNU созданы ассоциации (сети) ядерного образования в Европе (ENEN – European Nuclear Education Network), Канаде (UNENE – University Network of 11 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Excellence in Nuclear Engi-neering), в Азии (ANENT – Asian Network for Education in Nuclear Technology). С 1997 г. в США действует университетская сеть NEDHO (Nuclear Engineering Department Heads Organization). Эти организации активно взаимодействуют с МАГАТЭ, Всемирным ядерным университетом и Всемирной ядерной ассоциацией (WNA – World Nuclear Assosiation), объединяющей предприятия ЯТЦ из всех стран мира. Члены этих организаций признали целесообразным принять английский язык рабочим для общения специалистов и студентов в области ядерной энергетики. Для этих целей английскими специалистами издан новый учебник «Nuclear English». Заключение В настоящее время в отечественной и мировой ядерной энергетике выделяют три поколения действующих и строящихся ядерных энергоблоков. В XXI в мире строятся только реакторы поколений «III» и «III+». Новые концепции реакторов третьего поколения включают дальнейшее ужесточение требований к безопасности реакторов на основе механизмов пассивной (внутренне присущей) безопасности и международных критериев безопасности, предотвращения и ослабления аварий, а также физической защиты и нераспространения ядерных материалов. Ожидается, что после 2030 г. начнут строиться реакторы 4-го поколения. В настоящее время ядерная энергия как первичный источник энергии составляет в энергобалансе мира около 6%. Переход от ядерной энергетики ограниченного масштаба на действующих ныне тепловых реакторах, выросших из задач военной техники, к крупномасштабной энергетике (тысячи ГВт в мире) на основе быстрых реакторов (РБН) должен быть обусловлен их высокой безопасностью и конкурентоспособностью, как и всей инфраструктуры ядерной энергетики. Сегодня есть все основания говорить о том, что ядерная энергетика может быть трансформирована в крупномасштабную конкурентоспособную энерготехнологию без ограничений по топливу, безопасности и отходам. Последние 10–15 лет характеризуются беспрецедентной международной кооперацией в области ядерной энергетики. Разрабатываются инновационные ядерные реакторы и ядерные топливные циклы большими международными коллективами специалистов в рамках международных проектов INPRO, GIF-IV и др. Все большее внимание уделяется разработке реакторов малой (W<300 МВт) и средней (W =300-700 МВт) мощности, получивших наименование SMR-реакторы. Эти реакторы 12 отличаются меньшими капитальными Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. затратами, что важно для привлечения инвесторов, возможностью заводского конвейерного производства благодаря «модульности конструкции» и незаменимостью в отдаленных и труднодоступных районах. В ответ на глобализацию рынка ядерных технологий и растущую интеграцию ядерных исследований и промышленности МАГАТЭ откликнулось активной поддержкой ядерного образования во всем мире. Созданы: секция «Управление ядерными знаниями» в МАГАТЭ; Всемирный ядерный университет; Сети ядерного образования в Европе, Азии, США и Канаде, интегрированные в WNU. Список литературы А) Основная литература 1. Харитонов В.В. Энергетика. Технико-экономические основы: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007. – 256 с.+ илл.72 с. 2. Харитонов В.В. Динамика развития ядерной энергетики. Экономико-аналитические модели. – М.: НИЯУ МИФИ, 2014. – 328 с. Б)Дополнительная литература 1. Белая книга ядерной энергетики/Под общей редакцией проф. Е.О.Адамова. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ, 2001. - 270 с. 2. Tim Leahy. Generation IV Nuclear Energy Systems. July 2010. 3. CURRENT STATUS, TECHNICAL FEASIBILITY AND ECONOMICS OF SMALL NUCLEAR REACTORS. OECD Nuclear Energy Agency. 2011. – 177 р. 4. Сайты IAEA (International Atomic Energy Agency), WNA (The World Nuclear Association). Упражнения и задачи к лекции 8 8.1. Опишите динамику увеличения числа ядерных реакторов в мире в «релаксационном приближении» с учетом темпа λ ввода новых реакторов и длительности эксплуатации реакторов ТЭ. Если темп λ и период ТЭ постоянны, то как выглядит решение «релаксационного уравнения», то есть по какому закону изменяется численность ядерных реакторов с течением времени? Предполагается, что все реакторы одинаковы, а в начальный момент времени прогноза число реакторов было равно N0. Укажите правильный ответ. № п/п 1 2 3 Ответ N(t)=N0+kt N(t)=N0(1+kt) N(t)=N0exp(kt) 13 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. 8.2. Согласно прогнозам развития мировой ядерной энергетики темп роста числа реакторов ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год при длительности эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет. Сколько новых реакторов будет введено в 2015 и в 2035 годах, если начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438? № п/п 1 2 3 Ответ 2015: 17 реакторов 2015: 9 реакторов 2015: 17 реакторов 2035: 25 реакторов 2035: 25 реакторов 2035: 45 реакторов 8.3. Сколько новых реакторов надо построить до 2035 года (за 20 лет), если темп роста числа реакторов ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год, период эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет, начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438? № п/п 1 2 3 Ответ 340 25 411 8.4. Сколько всего старых реакторов будет выведено из эксплуатации за предстоящие 20 лет, если темп роста числа реакторов ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год, период эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет, начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438? № п/п 1 2 3 Ответ 250 25 196 8.5. На мировом рынке строительства АЭС реакторы российского дизайна (ВВЭР) занимают приблизительно ε=20% объема заказов. Если предположить, что эта доля сохранится до 2035 года, то сколько реакторов российского дизайна будет вводиться в эксплуатацию в 2015 и 2035 годах (суммарно в России и за рубежом)? Принять, что темп роста числа реакторов ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год, период эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет, начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438. № п/п 1 2 3 Ответ 2015: 11 реакторов 2015: 5 реакторов 2015: 3 реактора 2035: 33 реактора 2035: 15 реакторов 2035: 5 реакторов 8.6. Какую валовую выручку R ($) за 20 лет может получить Россия благодаря строительству АЭС (суммарно в России и за рубежом) при стоимости каждого реактора К=3 млрд.$, если темп роста числа реакторов ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год, период эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет, начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438, а реакторы российского дизайна (ВВЭР) занимают приблизительно ε=20% объема заказов на мировом рынке строительства АЭС? № п/п 1 2 3 Ответ R=247 млрд.$ 24,7 млрд.$ 480 млрд.$ 8.7. Сколько новых специалистов надо подготовить за ближайшие 10 лет для квалифицированной эксплуатации новых реакторов российского дизайна (в стране и за рубежом) при штатном коэффициенте 500 чел/ГВт и установленной мощности каждого нового реактора ≈1,2 ГВт? Принять, что темп роста числа реакторов в мире ожидается на уровне k=λ+1/ТЭ=2%/год, период эксплуатации реакторов ТЭ=55 лет, начальное число реакторов (начало 2015 г.) N0=438, а реакторы российского дизайна (ВВЭР) занимают 14 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. приблизительно ε=20% объема заказов на мировом рынке строительства АЭС. 1 – N=12000 чел; 2 – более 23 тыс. чел; 3 – N=23370 чел. 8.8. В конце 2014 года в США действовали около 100 энергетических реакторов, а в Китае – около N0=20 реакторов. Темпы развития ядерной энергетики в Китае планируются на уровне k=9%/год для удовлетворения растущих потребностей населения в электроэнергии. Во сколько раз число реакторов в Китае в 2040 году (через 25 лет) превзойдет нынешнее число реакторов в США – крупнейшей ядерной державе мира? № п/п Ответ 1 В 3 раза больше 2 На 90% больше 15 3 1,9 раза больше 4 На 5% больше