Реакторы американского будущего

Текст: Сергей Панов

В самом начале 2017 года ведущие научно-исследовательские американские лаборатории, специализирующиеся на вопросах развития атомной науки и техники (Argonne, Idaho и Oak Ridge), выпустили совместный доклад под названием Advanced Demonstration and Test Reactor Options Study, подготовленный по заказу Минэнерго США. Работа посвящена оценке перспектив развития инновационных реакторных технологий на территории США в среднесрочной и долгосрочной перспективе; она несомненно представляет интерес для экспертного сообщества атомной отрасли всего мира.


Фото: Flickr/ Idaho National Laboratory
Основные положения
В рассматриваемом докладе представлены итоги многокритериальной оценки инновационных проектов реакторных установок, разрабатываемых различными компаниями с целью масштабного внедрения в США в этом столетии.

Работа содержит комплексное сравнение предлагаемых проектов для максимально обоснованного определения потенциала их развития в США. Конкретные варианты рассматриваемых реакторных технологий были определены на основании анализа работ, проведенных под эгидой Минэнерго США, а также различных ­технико-­экономических исследований, подготовленных за последнее время профильными организациями других стран.

Стратегические цели, которым должны отвечать выбранные реакторные технологии, были сформулированы авторами с учетом максимально широкого диапазона ключевых задач и насущных потребностей американской атомной отрасли. Помимо сотрудников трех авторитетных национальных лабораторий в исследовании приняли активное участие эксперты, представляющие крупные промышленные компании, научные организации и правительственные органы.

В процессе работы команда экспертов сформулировала комплексный набор целей, критериев и показателей, как экономических, так и проектно-конструкторских, на основе которых были оценены предлагаемые инновационные проекты. Следует отметить, что компании — разработчики лучших технологий имеют неплохие шансы получить гранты Минэнерго США на нужды своего дальнейшего развития.

Проекты-соискатели сравнивались с учетом их технологической зрелости, а также потенциальной возможности максимально эффективно способствовать достижению стратегических целей, стоящих перед атомной отраслью США. Путь, который необходимо пройти той или иной рассматриваемой технологии от демонстрационного образца до широкомасштабного внедрения (коммерциализации), оценивался как с точки зрения его продолжительности, требуемых финансовых ресурсов, так и с точки зрения возможных особенностей процесса лицензирования («степень инновационности» технологии).

Исследование затронуло также вопрос о программах поддерживающих НИОКР, необходимых для обоснования того или иного варианта реакторной технологии, включая оценку необходимости и направлений модернизации исследовательской базы.

Постановка задачи
Авторы исследования не оригинальны в ответе на вопрос, почему своевременная комплексная оценка потенциала развития предлагаемых перспективных реакторных технологий имеет особое значение не только для США, но и для современного мира в целом.

Традиционно помимо АЭС, способных обеспечивать надежное электроснабжение потребителей, и борьбы с изменением климата путем расширения доли атомной генерации, свободной от вредных выбросов, в качестве перспективных называются неэлектрические варианты применения энергии деления атомного ядра: производство технологического тепла и водорода, а также опреснение воды.
Наиболее перспективными инновационными реакторными технологиями в докладе названы те, в которых применяется теплоноситель, отличный от традиционного водяного. Отмечается, что выбранные технологии, в отличие от широко распространенных в настоящее время легководных реакторов, имеют существенные преимущества в плане расширения вариантов применения энергоблоков АЭС, устойчивого повышения конкурентоспособности атомной энергетики, а также расширения ее ресурсной базы.

Исследованные концепции передовых реакторных технологий включают целый ряд технологических инноваций, в числе которых:
  • обеспечение существенно более высокой температуры теплоносителя на выходе из реактора, нежели у традиционных легководных реакторов, что приводит к повышению КПД, а также возможности получения технологического тепла;
  • реализация свойств внутренне присущей безопасности, включая максимально широкое использование пассивных систем отвода тепла;
  • возможность использования альтернативных видов ядерного топлива (дисперсионное, металлические, керамические), материалов оболочки твэлов и ТВС, что позволит обеспечить большую глубину выгорания, утилизацию минорных актинидов и повышенную устойчивость в аварийных ситуациях;
  • применение современных систем преобразования энергии (к примеру, цикл Брайтона), что должно повысить общую эффективность АЭС и заметно уменьшить расход питательной воды;
  • модульность конструкции, способствующая сокращению времени сооружения объекта генерации и создающая возможность поэтапного увеличения установленной мощности, что позволяет обеспечить гибкость в удовлетворении спроса на тепловую и электрическую энергию;
  • большая степень автономности системы управления реактором, что позволяет существенно сократить сопутствующие эксплуатационные расходы.
Цели внедрения выбранной в итоге инновационной технологии: демонстрация возможности коммерчески эффективной генерации электроэнергии и применения технологического тепла, утилизации минорных актинидов, обоснование свойств предлагаемых топливных композиций и конструкционных материалов путем проведения полномасштабных реакторных испытаний.

Оценка предлагаемых вариантов
При подготовке данной работы была проведена оценка готовности предлагаемых реакторных технологий, входящих в контур международного проекта Generation-IV.

Полученные результаты свидетельствуют о том, что две технологии можно рассматривать как готовые для демонстрации «в железе» в ближайшей перспективе, а еще два варианта требуют более тщательной проработки предлагаемых решений на базе исследовательских реакторов.

Авторы доклада признали, что высокому уровню технологической готовности, необходимому для сооружения коммерческого образца в самом ближайшем будущем, соответствуют: высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (проект SC-HTGR от французской Areva), а также быстрый реактор с натриевым охлаждением (проект PRISM от General Electric — Hitachi). Преимуществами названных реакторов эксперты называют успешный опыт эксплуатации и внушительные средства, вложенные государственными и частными инвесторами США в разработку этих технологий за последние 50 лет.

Еще одним весомым подтверждением их потенциала признан тот факт, что подобные реакторные установки в настоящее время сооружаются или готовятся к переходу в стадию сооружения в ряде стран Евросоюза, а также в Китае и России.

Еще две реакторные технологии были признаны менее зрелыми и потому требующими проведения дополнительных НИОКР для их обоснования. Речь идет о жидкосолевом реакторе на расплаве фторидов лития и бериллия (проект FHR DR национальной лаборатории Ok Ridge) и свинцовоохлаждаемом реакторе DLFR разработки Westinghouse. Авторы исследования отмечают, что в настоящее время в США и во всем мире наблюдается заметная активность в направлении освоения указанных технологий и они имеют все шансы на сооружение демонстрационного образца в среднесрочной перспективе.

Еще две технологии, включенные в Generation-IV, были проанализированы и признаны недостаточно перспективными для рынка США, но по разным причинам. Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением оказался недостаточно проработанным, а реактор с водяным охлаждением и сверхкритическими параметрами пара имеет призрачные шансы на коммерциализацию по причине отсутствия интереса к нему со стороны потенциальных инвесторов.
Дорожная карта развития
В рамках исследования на основании мирового и американского опыта были выявлены четыре основных этапа внедрения новых реакторных технологий.

  1. НИОКР, цель которых — комплексное обоснование ключевых характеристик технологии, связанных с планируемым к применению топливом, типом теплоносителя и конструктивными особенностями. На этом этапе особенно важны результаты материаловедческих экспериментов по облучению опытных образцов в исследовательских реакторах, хотя подобные эксперименты могут быть полезны и на всех последующих этапах освоения технологии (например, при рассмотрении альтернативных вариантов топливных композиций или применяемых материалов).

  2. Инженерная демонстрация — сооружение установки малого масштаба для отработки инновационных (никогда ранее не сооружавшихся) реакторных проектов. Основная цель при этом — демонстрация принципиальной работоспособности рассматриваемой технологии. Исторически сложилось так, что на этой стадии, как правило, сооружаются реакторы малой мощности (<50 МВт).
  3. Демонстрация производительности — сооружение установки большей мощности, чем на предыдущей стадии, необходимой для получения комплексного опыта эксплуатации и отладки всех компонентов разрабатываемой системы, включая элементы топливного цикла, если это необходимо. Результат — обоснование ожидаемой производительности (эффективности) системы на прототипе серийной установки.
  4. Коммерческое внедрение — дальнейшее масштабирование и отладка разработанной системы (запуск в серию), при условии, что предыдущие стадии продемонстрировали: все ее компоненты функционируют так, как было запланировано разработчиками.
По мнению авторов исследования (см. Таблицу 1), технологии высокотемпературного газового реактора и реактора с натриевым теплоносителем успешно прошли этапы инженерной демонстрации и демонстрации производительности, так как они имеют существенный опыт промышленной эксплуатации не только в США, но и в других странах. А значит, они обладают достаточным потенциалом для перехода на этап коммерческого внедрения с последующим сооружением серийных энергоблоков уже в начале 2030-х годов.

По имеющимся оценкам компаний — поставщиков указанных реакторов, для пуска пилотного энергоблока понадобится от 13 до 15 лет, а его суммарная стоимость составит около $4 млрд, включая $1 млрд на разработку проектной документации и прохождение процедуры лицензирования первого в своем роде аппарата.

Обе менее зрелые реакторные технологии (жидкосолевая FHR DR и свинцовая DLFR), прошедшие предварительный отбор, находятся на этапе инженерной демонстрации. Переход на этап демонстрации производительности ожидается на рубеже 2040 года, а коммерческого внедрения — ближе к 2050 году. При этом более детальный анализ показал, что возможны различные пути развития этих проектов с точки зрения вариантов подтверждения «в железе» предлагаемых технологических решений.
Таблица 1. Опыт США и других стран в освоении перспективных реакторных технологий (по версии авторов доклада Advanced Demonstration and Test Reactor Options Study)
Как уже отмечалось, для успешного развития инновационной реакторной технологии необходимо проведение широкого спектра экспериментов в специализированных исследовательских реакторах. Экспертные оценки показывают, что в долгосрочной перспективе для США крайне необходимо сооружение нового многофункционального исследовательского аппарата, который позволит проводить эксперименты с различными топливными композициями, осуществлять широкий спектр материаловедческих исследований.

Проектирование и строительство подобного реактора, по имеющимся оценкам, займет от 10 до 13 лет, а суммарные затраты при этом составят порядка $3 млрд. Однако авторы работы настаивают на том, что со стратегической точки зрения эти затраты для атомной отрасли США не так уж велики.

Стратегические цели
1. Генерация промышленного тепла
Проведенный американскими экспертами анализ показал, что с точки зрения получения высокотемпературного тепла в коммерчески значимых масштабах наиболее перспективна высокотемпературная реакторная установка с газовым теплоносителем.

Это связано с температурой теплоносителя на выходе из активной зоны (>700 °C), с гибкостью проектно-конструкторских решений для целей различных энергетических применений, а также с серьезным уровнем проработки данной технологии.

Как уже было сказано, авторы доклада отдают предпочтение модульной конструкции SC-HTGR, предлагаемой французской группой Areva. В этом проекте применяется классический термодинамический цикл Ренкина, в качестве теплоносителя выступает гелий, а замедлителя — графит. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны реактора составляет порядка 750 °C, что существенно выше показателей современных легководных установок, но при этом не превышает показателей, успешно отработанных в процессе эксплуатации ранее сооруженных реакторов подобного типа.

Важно, что модульные высокотемпературные реакторы в основном опираются на пассивные системы безопасности, не зависящие от внешних источников питания. В качестве топлива предлагается использовать традиционные для этой реакторной технологии шаровые твэлы, изготовленные по технологии TRISO (tristructural isotropic), которые представляют собой ядра из диоксида урана диаметром около 0,5 мм, покрытые слоем пористого графита.

Графит служит для удержания продуктов деления даже при очень высоких температурах. Использование в качестве теплоносителя инертного гелия в совокупности с графитовым замедлителем позволяет сформировать активную зону, которая не подвержена плавлению даже при запроектных авариях.

2. Расширенное использование природных ресурсов, утилизация РАО и ОЯТ
Наиболее перспективной реакторной технологией с позиции достижения этой стратегической цели была признана натриевая. Это связано не только с уровнем развития технологии, но и прежде всего — с возможностями достижения высокого коэффициента воспроизводства в быстром спектре нейтронов, а также использования регенерированного топлива различного происхождения (полученного как в результате переработки ОЯТ тепловых реакторов, так и непосредственно из быстрых установок).

Оценивая натриевые установки, эксперты остановили свой выбор на проекте PRISM (Power Reactor Inherently Safe Module — энергетический модульный реактор с внутренне присущей безопасностью), который предложил американо-японский консорциум GE-Hitachi. В этом проекте используется термодинамический цикл Ренкина с перегревом, тепловая мощность реактора составляет 471 МВт, а электрическая мощность энергоблока — 165 МВт, что дает КПД порядка 35%.

Разработка проекта велась с максимально широким использованием знаний и опыта, полученных в процессе штатной эксплуатации и проведения разнообразных НИОКР на американских натриевых реакторах EBR-II и Fast Flux Test Facility (FFTF). На начальном этапе в PRISM планируется применять уран-циркониевое топливо, которое впоследствии для целей полномасштабного замыкания ЯТЦ может быть заменено на уран-плутоний-циркониевое с добавлением младших актинидов.

Ожидается, что основными преимуществами энергоблоков на базе PRISM при масштабировании технологии станут: модульное исполнение, использование систем пассивной безопасности и относительно низкая сложность с точки зрения конструктива. Отдельно отмечается, что возможность безаварийной эксплуатации реактора с натриевым охлаждением была в должной мере продемонстрирована в процессе эксплуатации EBR-II. Все это в совокупности должно минимизировать регуляторные и финансовые риски при сооружении энергоблоков с реактором PRISM в США.

3. Инженерная демонстрация перспективных реакторных технологий
Как уже говорилось, реакторные технологии с жидкосолевым и свинцовым охлаждением авторы доклада отнесли к требующим предварительной демонстрации «в железе» для подтверждения перспектив коммерческого внедрения.

В качестве жидкосолевой установки в докладе рассматривается проект, разработанный силами национальной лаборатории Ok Ridge, который предусматривает использование теплоносителя, представляющего собой расплав фторидов лития и бериллия. В проект энергоблока с реактором FHR DR помимо генерации электроэнергии заложена возможность получения высокотемпературного тепла при максимальном использовании свойств пассивной безопасности, обусловленных выбранными технологическими решениями (большой температурный запас до точки кипения теплоносителя и повреждения твэлов).

Мощность предлагаемой реакторной установки должна составить порядка 100 МВт (т.), а энергоблока — 42 МВт (эл.). При этом основной целью сооружения подобного аппарата станут демонстрация и отработка ключевых решений, заложенных в проект. Планируется, что в перспективе коммерческие жидкосолевые энергоблоки с подобными реакторами будут широко применяться для получения промышленного тепла, то есть способствовать достижению стратегической цели № 1.

Проект лаборатории Ok Ridge базируется на самых отработанных и доступных технологических решениях для жидкосолевых установок и не замахивается на обеспечение конкурентоспособных экономических показателей. Тем не менее все ключевые особенности демонстрационного жидкосолевого реактора планируется в случае успеха масштабировать до установки коммерческого уровня мощности.

В качестве топлива, так же как и в высокотемпературном реакторе от Areva, предлагается использовать твэлы типа TRISO, охлаждение которых будет осуществляться расплавом фторида лития и бериллия. Температура на выходе из активной зоны будет превышать 700 °C.

Проект демонстрационного реактора DLFR со свинцовым охлаждением разработки Westinghouse имеет существенно большую мощность в сравнении с жидкосолевым — 500 МВт (т.). Мощность энергоблока с подобным реактором будет равна 210 МВт (эл.). Дальнейшее коммерческое развертывание свинцовых реакторов должно способствовать достижению стратегических целей №№ 1 и 2.

На начальном этапе в свинцовом аппарате от Westinghouse в качестве топлива планируется использовать традиционный оксид урана, при этом температура теплоносителя на выходе из активной зоны будет чуть выше 510 °C. При масштабировании технологии запланировано внедрение материалов из оксида алюминия для изготовления оболочек твэлов; это позволит заметно увеличить температуру, обеспечить более высокую скорость потока теплоносителя, что в конечном счете скажется на увеличении КПД. Пассивная безопасность установки будет обеспечена интегральной компоновкой бассейнового типа и физико-химическими свойствами свинца как теплоносителя.
Таблица 2. Ключевые технико-экономические показатели перспективных реакторных установок
Отработка ключевых элементов предлагаемой технологии в рамках проведения комплексных НИОКР на первом в своем роде демонстрационном образце позволит в перспективе создать коммерческий энергоблок, мощность которого ориентировочно составит уже 700 МВт (эл.), а температура теплоносителя на выходе из активной зоны — 700–750 °C.

4. Исследовательский реактор
На протяжении последних 50 лет основными рабочими лошадками при проведении НИОКР в интересах ядерной науки и промышленности были исследовательские реакторы с водяным теплоносителем.

При этом основной ограничивающий фактор с точки зрения их использования для нужд развития реакторных технологий будущего — повреждающая доза, скорость накопления которой в традиционных исследовательских установках составляет, как правило, порядка 10 с. н. а. в год. В то время как для нужд обоснования перспективных материалов, планируемых к применению при конструировании коммерческих реакторов следующего поколения (Generation-IV), мощность дозы должна составлять от 200 до 500 с. н. а., что делает автоматически неприемлемыми сроки облучения тестовых образцов в имеющихся исследовательских реакторах (20–50 лет).

В связи с этим возникает необходимость облучать инновационные тестовые образцы в исследовательских реакторах, работающих в быстром спектре нейтронов, скорость накопления повреждающей дозы в которых существенно выше. Однако нехватка подобных установок ощущается сегодня во всем мире. Модернизация существующих исследовательских установок с водяным охлаждением, как правило, оказывается чрезвычайно проблематичной и дорогостоящей, особенно если речь заходит о создании отдельной петли с перспективным жидкометаллическим, газовым или жидкосолевым теплоносителем в целях исследования технологических решений, предлагаемых в рамках одного из проектов, входящих в Generation-IV.

В качестве основного варианта развертывания экспериментальной базы для проведения НИОКР в интересах развития инновационных реакторных технологий авторы рассматриваемого исследования предлагают опираться на хорошо отработанные технологии натриевого или высокотемпературного реакторов. Сооружение подобного исследовательского реактора для проведения НИОКР в области материаловедения и топливных композиций выглядит обоснованным с точки зрения его эффективности и безопасности.

Что касается скорости накопления повреждающей дозы, предпочтительным представляется натриевый реактор ввиду его работы в быстром спектре нейтронов (см. Таблицу 3). При этом в случае необходимости (в зависимости от потребностей заказчиков) в этой установке можно относительно легко организовать особые «замедленные» зоны с тепловым потоком нейтронов.
Таблица 3. Ключевые технико-экономические показатели проектов перспективных исследовательских реакторов
Преимущества высокотемпературного реактора, работающего в тепловом спектре нейтронов, — использование инертного теплоносителя (гелия) и относительно большой размер самой установки; это позволит проводить разнообразные эксперименты с облучением топлива и материалов, включая исследования новых конструкций ТВС легководных реакторов в масштабе один к двум.

Однако безболезненное внедрение в конструкцию натриевых и высокотемпературных установок дополнительных экспериментальных петель потребует обоснования с точки зрения безопасности и особенностей эксплуатации реактора.

Важное преимущество предлагаемых вариантов создания многоцелевого исследовательского реактора на основе натриевой или газовой технологии — тот факт, что ключевые параметры этих установок позволят параллельно с проведением экспериментов генерировать электроэнергию, доход от реализации которой сможет компенсировать определенную долю эксплуатационных затрат.

К тому же в случае выполнения заказа по тематическим НИОКР эти проекты теоретически получат право на получение лицензии по упрощенной схеме, предусмотренной законодательством США для демонстрационных и исследовательских реакторных установок.

Авторы доклада обращают особое внимание читателей на тот факт, что по вопросу выбора оптимального варианта развития исследовательской базы ядерной науки и промышленности необходимо провести отдельное детальное исследование.

Такая работа должна будет максимально четко определить требования, которые потенциальные заказчики предъявляют к характеристикам инновационного материаловедческого реактора. А это в свою очередь позволит точнее оценить финансовые затраты, а также сроки сооружения исследовательского комплекса, отвечающего чаяниям крупных национальных лабораторий, представителей отраслевой науки и промышленности, разработчиков реакторных технологий, ядерного топлива и материалов, правительства США и международного сообщества.

Проблема лицензирования
Планы лицензирования рассматриваемых реакторных технологий варьируются в зависимости от уровня их развития.

Для зрелых технологий (SC-HTGR и PRISM) оба поставщика заявили о намерении подать в ближайшее время в американский регулирующий орган (NRC) заявку для получения лицензии на коммерческую установку. Получение этих лицензий вполне возможно благодаря имеющемуся опыту разработки и эксплуатации демонстрационных проектов реакторов подобного типа, а также многочисленным обосновывающим НИОКР, проведенным за последние 50 лет.

Важно отметить, что оба поставщика реакторных технологий (Areva и GE-Hitachi) планируют получить лицензию в формате, который позволит завершить детальное проектирование уже после начала строительства, а значит, сэкономить время.
Что касается технологии высокотемпературного газового реактора, авторы работы упоминают о положительных результатах недавней всесторонней экспертизы подобных проектов в рамках исследования Next Generation Nuclear Plant Project (NGNP) с участием экспертов NRC.

Опыт, полученный в рамках реализации на территории США проекта сооружения первого в своем роде (пилотного) энергоблока с инновационным реактором, планируется по максимуму учесть при разработке серийного проекта, который снова должен будет пройти лицензирование в NRC, но уже с учетом имеющегося багажа знаний. Причем под опытом в данном случае понимаются уроки, извлеченные не только непосредственно в процессе строительства, но и в рамках проведения пусконаладочных работ, в период эксплуатации и технического обслуживания.

Если же говорить о демонстрационных и исследовательских аппаратах, чаще всего относящихся к неэнергетическим реакторным установкам, то законодательство США предусматривает для них более гибкие нормы и правила, которые учитывают степень зрелости технологии. Однако в случае увеличения мощности установки до 10–20 МВт регуляторы имеют право применять точно такие же подходы, как и при лицензировании коммерческих энергетических реакторов, что обусловлено увеличением риска аварийной ситуации.

Важно отметить, что лицензия, выдаваемая демонстрационным и исследовательским реакторным установкам по облегченной схеме, одновременно накладывает и специфическое ограничение: не более 50 % производственных мощностей лицензированного аппарата (электроэнергия и тепло, услуги по облучению, производство изотопов) может быть направлено на получение прибыли.

Этот тип лицензии использовался в прошлом в основном для небольших исследовательских реакторов, расположенных в американских университетах. А последние демонстрационные американские реакторы, к числу которых можно отнести Fermi‑1 (натриевый) и Peach Bottom‑1 (высокотемпературный), были пущены, эксплуатировались и окончательно остановлены еще до образования NRC.

Вопросы экономики
Согласно информации, представленной в докладе, стоимость разработки и сооружения энергоблока с высокотемпературным гелиевым реактором по проекту французской группы Areva составит порядка $4 млн (см. диаграмму).

По оценкам авторов доклада, примерно в такую же сумму обойдется сооружение первого в своем роде натриевого энергоблока разработки GE-Hitachi. При этом исследователи отмечают, что затраты на проектирование и лицензирование мало зависят от мощности реакторной установки, однако этот показатель может существенно повлиять на стоимость сооружения, которая составляет около 37 % от всех планируемых затрат.

Важно, что финансирование по ряду статей затрат, перечисленных в диаграмме, будет необходимо только на старте внедрения технологии, то есть при разработке и сооружении пилотного энергоблока.

В частности, это касается затрат на проведение обосновывающих НИОКР и подготовку проектной документации; при серийном сооружении этих затрат не будет, и стоимость коммерческого образца существенно снизится. При детальном анализе экономики внедрения высокотемпературных реакторов в рамках уже упоминавшегося исследования NGNP удельные затраты на сооружение первых четырех энергоблоков в формате overnight cost были оценены на уровне $6200/кВт, тогда как последующих — $4365/кВт (то есть примерно на 30 % ниже).
Стоимость реализации проекта первого энергоблока с высоко­температурным гелиевым реактором SC-HTGR разработки Areva, $ млн
Что касается жидкосолевой и свинцовой технологий, на текущем этапе их разработки крайне сложно достоверно оценить все затраты, которые потребуются на их доведение до этапа коммерческого внедрения. По этой причине финансовые затраты на прохождение этапа инженерной демонстрации оцениваются в довольно широком диапазоне — от $4 млрд до $8 млрд, а требуемое время до момента пуска в эксплуатацию — от 10 до 15 лет.

Коммерциализация какой-либо из этих технологий ожидается не ранее 2045–2050 годов.
Как уже упоминалось ранее, многоцелевой исследовательский реактор для выполнения широкого спектра НИОКР в обоснование развития инновационных реакторных технологий можно будет построить за 13 лет при объеме финансирования на уровне $3 млрд. В случае реализации проекта исследовательского аппарата на базе натриевой технологии затраты составят $2,8 млрд, а в случае использования высокотемпературной гелиевой установки — от $2,2 млрд до $4,7 млрд.

При этом ежегодные эксплуатационные расходы подобного исследовательского комплекса составят от $140 млн до $170 млн; существенная доля их может быть компенсирована доходами от продажи электроэнергии (30–50 % в зависимости от условий рынка сбыта в регионе размещения объекта).

ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА