Большие исследовательские задачи в развитии нового направления реакторостроения требуют значительных финансовых затрат и не могут рассматриваться без взаимосвязи с другими подобными проектами. На этом основании несколько лет проводится системный анализ, который носит вспомогательный характер. В основе его лежат расчетные программы, с помощью которых определяются масштабы развития различных реакторных систем в определенных областях промышленности с учетом экономических соображений и ряда других условий.
В ФРГ такой системный анализ впервые проведен Хардом и Меммертом [28]. Затем последовал ряд аналогичных работ по усовершенствованным программам, выполненным прежде всего в двух крупных ядерных центрах — в Юлихе и Карлсруэ. Важнейшими данными такого анализа являются показатели спроса и предложения, т. е., с одной стороны, экономические характеристики традиционных и различных атомных электростанций и, с другой стороны, оценки потребности в электроэнергии к определенному моменту времени с учетом таких особенностей энергопотребителей, как, например, график нагрузок систем.
В качестве исследуемого отрезка времени в системном анализе рассматривается период от 1970 до 2000 г. Чтобы определить дальнейшие тенденции развития, расчеты проводились вплоть до 2020 г.
Рис. 9.17. Ожидаемая потребность в установленной мощности электростанций Р США, ЕЭС (Европейского экономического сообщества) и ФРГ [31].
Оценка потребности в электроэнергии для США, ЕЭС и ФРГ приведена на рис. 9.17 [29—31]. При этом учтено увеличение стоимости АЭС со временем.
Условием, с помощью которого определяются спрос и предложение на обычные электростанции и различные АЭС, является чисто экономический фактор — минимум долгосрочных (суммарных) капитальных затрат. Такие оптимизационные расчеты проводятся с учетом ряда условий, которые по возможности принимаются наиболее реальными при планировании. К ним относятся, например, различного рода ограничения, связанные с пуском новых и исключением старых электростанций. Этим самым фактически определяется, является ли какой-то новый тип электростанции лучше предыдущих, а также выявляются препятствия к его внедрению, если он оказывается лучше своих конкурентов. Кроме того, принимается во внимание мощность реакторной промышленности и предприятий топливного цикла, учитывается, что уже построенные установки после выработки ресурса выводятся из работы. Принимаются различные предположения о балансе топлива. Здесь различают так называемые «открытые системы», в которые за определенную плату можно вводить любое количество не существующего в природе топлива (например, плутония для реакторов на быстрых нейтронах,) и «закрытые системы», в которых используется только то делящееся вещество, которое эта система может произвести [31].
При учете вспомогательных условий такого рода минимизируются суммарные капитальные вложения для данного отрезка времени, определяется структура рассматриваемых энергетических систем и баланс материалов топливного цикла. В свою очередь баланс материалов определяет зависимость от времени необходимой мощности различных предприятий топливного цикла, среди которых наиболее важными являются установки по разделению изотопов.
Другой важный результат таких расчетов — определение суммарных потребностей в делящихся и воспроизводящих материалах. Системный анализ позволяет оценить будущие затраты и экономический выигрыш от оптимального плана строительства электростанций по сравнению с другим планом развития энергетики. Можно, например, затраты на дальнейшее развитие усовершенствованных реакторов сопоставить с экономическим выигрышем от последующего внедрения этих реакторов в энергетику. Для ФРГ оценено, что даже в неблагоприятном случае такое соотношение для 2000 г. составит 1:25, т. е. необходимые затраты на развитие находятся в очень хорошем отношении к получаемому выигрышу [32].
Результаты системного анализа рассмотрены в различных работах [31, 33—35]. Здесь же приводятся лишь некоторые сведения, относящиеся к внедрению в ФРГ высокотемпературных реакторов.
На рис. 9.18 приведены результаты анализа системы, в которой имеются обычные электростанции, легководные реакторы, высокотемпературные реакторы с паровыми турбинами и натриевые реакторы на быстрых нейтронах с окисным топливом [31]. Рассматривается закрытая система. Для реакторов на быстрых нейтронах принято, что они пускаются на уране с обогащением 23% и работают до тех пор, пока производимое в системе количество плутония не обеспечит экономически оптимальную долю мощности этих реакторов.
1 По-видимому, имеется в виду развитие реакторов HTR. Прим. ред.
Рис. 9.18. Предполагаемое для ФРГ распределение мощностей между обычными электростанциями, АЭС с легководными реакторами (LWR), газоохлаждаемыми высокотемпературными реакторами с паровыми турбинами (HTR-DT) и натриевыми реакторами-размножителями на быстрых нейтронах с окисным топливом (NaBR-O).
Такие быстрые конверторы вследствие высокого коэффициента воспроизводства произведут в течение примерно пяти лет так много плутония, что их можно эксплуатировать как реакторы-размножители. Результаты системного анализа показали, что в перспективе должны сооружаться только реакторы HTR и натриевые реакторы на быстрых нейтронах. Поскольку реакторы HTR примерно через семь лет после их внедрения будут свободны от начальных ограничений, они могут быстро вытеснить легководные реакторы из базового режима работы в область пиковых и полупиковых режимов работы. Примерно к 2010 г. АЭС с легководными реакторами должны прекратить свое существование, а высокотемпературные и натриевые реакторы на быстрых нейтронах будут иметь примерно одинаковую мощность.
На рис. 9.19 приведены результаты анализа, когда дополнительно рассмотрены реакторы HTR с гелиевой турбиной и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с перспективными карбидными твэлами. Оказалось, что после примерно 1995 г. будут развиваться практически только эти два типа реакторов.
Обе диаграммы показывают, что высокотемпературные и натриевые реакторы на быстрых нейтронах экономически наиболее перспективны для АЭС как по реальным на сегодня характеристикам, так и с учетом их дальнейшего усовершенствования. Реакторы HTR не зависят от искусственно получаемого топлива и, следовательно, от стоимости урана.
Рис. 9.19. То же, что на рис. 9.18, но с учетом реакторов HTR с гелиевой турбиной (HTR-HT) и натриевых реакторов на быстрых нейтронах с карбидным топливом (NaBR-K) [31].
Рис. 9.20 показывает большую зависимость натриевых реакторов на быстрых нейтронах от воспроизводимого плутония. Он относится к случаю, когда реакторы-размножители на быстрых нейтронах развиваются только на плутонии в соответствии с его количеством, имеющимся внутри рассматриваемой системы (ФРГ). Явное превосходство реакторов HTR в этом случае очевидно.
Подобный анализ проводился также применительно к быстрому реактору-размножителю с гелиевым охлаждением [31], который оказался немного предпочтительнее, чем натриевый реактор с карбидными твэлами.
Рис. 9.20. То же, что на рис. 9.19, но реакторы на быстрых нейтронах работают только на плутониевом топливе [31].
В заключение следует отметить, что системные анализы такого рода не являются «прогнозами». Они могут рассматриваться только в качестве вспомогательных при выборе решений и способствовать оценке эффективности внедрения различных типов АЭС. Поэтому имеются специалисты, которые предостерегают от переоценки таких результатов и видят в легководных реакторах действительных конкурентов реакторов HTR. Вместе с тем все системные анализы позволяют выявить следующую многообещающую тенденцию развития ядерной энергетики: газоохлаждаемые гелиевые высокотемпературные реакторы с большой вероятностью к концу столетия станут одним из двух важных типов реакторов. Более того, имеются основания предположить, что в будущем из двух главных типов реакторов (высокотемпературные и на быстрых нейтронах) предпочтение получат газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах.
