     Рассматриваются направления государственной политики России по развитию ядерной энергетики в XXI в., обеспечению безопасности и рентабельности всего ядерно-энергетического комплекса.
     Государственная политика России по ядерной энергетике, осуществляемая в настоящее время Министерством Российской Федерации по атомной энергии, отражена в Программе развития атомной энергетики России на 1998-2005 гг. и на период до 2010 г. [I]. В ней определены задачи обеспечения безопасной и рентабельной эксплуатации ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС, которые будут сооружаться уже в следующем десятилетии.
     Значительная инерционность развития энергетики и масштабы задач, стоящих перед ней, вызвали необходимость разработки долговременной стратегии развития атомной энергетики в Российской Федерации. Это обусловлено также и тем, что завершающий период ее первого этапа связан со сложными и противоречивыми процессами, происходящими во многих странах. Так, энергонасыщенные развитые государства Америки и Европы в условиях стабилизации топливного рынка сворачивают свои ядерные программы, а наиболее заинтересованные в увеличении производства энергии развивающиеся страны, особенно Азии, начинают с повторения не во всем удачного пути, уже пройденного в XX в. ядерными державами.
     Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальным создание новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть увеличения энергетических нужд, стабилизируя потребление органического топлива. Активные исследования новых возобновляемых источников энергии и управляемого термоядерного синтеза не позволяют рассматривать их в качестве реальных конкурентоспособных способов крупномасштабного замещения традиционного топлива.
__________________________________________________
     ¹ 109017, Москва, Б. Ордынка, д. 24/26. Минатом России.

     Значение развития ядерной технологии и атомной энергетики для России определяется ее национальными интересами:
     ядерные технологии в рассматриваемый период остаются основой обороноспособности России;
     атомная энергетика не зависит от дешевого и общедоступного топлива, что открывает новые возможности в развитии экономики России;
     крупномасштабная атомная энергетика переносит центр тяжести в энергетическом производстве с топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоемкие ядерные и сопутствующие неядерные технологии, а в экспорте - с топливного сырья на продукцию этих технологий, что дает новый импульс социальному и культурному развитию России;
     развивающаяся атомная энергетика позволит избежать опасностей, связанных с исчерпанием органического топлива и международными конфликтами из-за его источников, что приведет к стабилизации международной обстановки;
     вовлечение плутония из сокращаемых ядерных боеголовок и ядерного топлива (ЯТ) в сбалансированный по нему замкнутый топливный цикл быстрых реакторов будет способствовать режиму нераспространения ядерных материалов; при переводе в дальнейшем тепловых реакторов в торий-урановый цикл отпадет нужда в технологиях обогащения урана и выделения Pu или ²³³U, что явится важной технологической предпосылкой к полному запрещению ядерного оружия и значительным фактором увеличения глобальной безопасности;
     атомная энергетика, способствуя безопасному экономическому и социальному развитию среды обитания, будет вносить весомый вклад в рост продолжительности и качества жизни граждан России.
     В разработанной Минатомомом России “Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI в.” [2] приведены основные ориентиры для дальнейшего развития атомной энергетики. Эта стратегия:
     формулирует требования к реакторам, АЭС и топливной технологии по экономике, топливному балансу, безопасности, радиоактивным отходам;
     намечает основные и резервные направления развития атомной энергетики;
     определяет основные положения программ перспективных разработок и последовательность демонстрации выбранных технологий.
     Стратегия направлена на решение долговременных топливно-энергетических проблем не только России, но и мира и исходит из представлений о вероятном развитии мировой энергетики как в рассматриваемый период, так и на дальнейшую перспективу.

           В России эксплуатируются 29 энергоблоков АЭС на девяти атомных электростанциях общей установленной электрической мощностью 21,2 ГВт.
     Доля производства электроэнергии на АЭС в 1999 г. составила 14,4 %, в ее европейской части - 22 %, в том числе: в Объединенных энергосистемах территорий Центра - 28,2 %, Северо-запада - более 41, Поволжья - 23 % (для сравнения: в Западной Европе - 43 %, Франции - 76, Японии - 36, Северной Америке - 19 %).
     Действующие мощности АЭС являются системообразующими в европейской части России с долей поставки электроэнергии на Федеральный оптовый рынок энергии и мощности (ФОРЭМ) - 41%.
     В 1999 г. АЭС выработала 120 млрд. кВт·ч электроэнергии, т.е. на 16 % больше, чем в 1998 г. Для производства этого количества энергии на ТЭС потребовалось бы 36 млрд. м³ газа (стоимостью 2,5 млрд. долл. в экспортных ценах). В 1999 г. рост потребления электроэнергии в стране (2,3 %) на 90 % был обеспечен за счет выработки на АЭС.
     В 2000 г. намечено выработать 130 млрд. кВт·ч электроэнергии.
     Действующие энергоблоки АЭС построены и введены в эксплуатацию в период с 1971 по 1993 г. Их можно разделить на два поколения.
     К энергоблокам первого поколения относятся 12 энергоблоков суммарной электрической мощностью примерно 5,8 ГВт, которые разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики. Они находятся в. эксплуатации около 25 лет.
     Для этих энергоблоков предусмотрена программа поэтапной модернизации и замены части оборудования, выработавшего технический ресурс, что будет
     способствовать повышению безопасности и продлению проектного срока службы АЭС на 10 лет.
     Энергоблоки второго поколения - 17 энергоблоков суммарной электрической мощностью 15,5 ГВт - спроектированы и построены в соответствии с нормативными требованиями по безопасности, введенными в 1982 и 1988 гг. Они находятся в эксплуатации примерно 15 лет.
     Следует отметить, что энергоблоки всех поколений работают надежно и устойчиво, выдавая на ФОРЭМ более дешевую энергию, чем традиционные тепловые электростанции на органическом топливе. Средний тариф за электроэнергию АЭС в 1999 и 2000 гг. был в 1,2-1,3 раза ниже усредненного тарифа ГРЭС РАО ЕЭС [З].
     Высокий уровень безопасности и надежности действующих АЭС является главным условием функционирования атомной энергетики.
     Об этом можно судить по удельному показателю количества автоматических остановов реакторов, значение которого не превышает мирового уровня (рис. 1).
     Атомная энергетика при нормальной эксплуатации отвечает нормативным требованиям по охране окружающей среды и имеет преимущества по всем значимым показателям перед энергетикой на органическом топливе.
     В районах размещения АЭС радиационный фон не превышает естественных значений. Последние исследования показывают (табл. 1), что экономический ущерб от ядерного топливного цикла сопоставим с ущербом от топливного цикла электростанций на природном газе и существенно ниже, чем от ТЭС на угле и мазуте.
     Главными задачами, стоящими перед атомной энергетикой страны на ближайший период, являются обеспечение высокого уровня безопасности АЭС и поддержание существующего уровня производства электроэнергии с последующим ростом после 2000 г.
     Для реализации этих задач в ближайшие годы будет завершено техническое перевооружение и модернизация энергоблоков АЭС первого поколения с целью дальнейшего повышения безопасности и продления проектного срока их службы.

Таблица 1. Воздействие на окружающую среду объектов электроэнергетики

     Атомные электростанции является капиталоемкими объектами, поэтому они должны обладать достаточно продолжительным сроком службы. Установленный в проектах 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС отражает консерватизм принятой ранее расчетной базы для его обоснования, а не фактический физический износ. Это позволяет пересмотреть ранее установленные сроки службы энергоблоков и сроки снятия с эксплуатации оборудования АЭС.
     В соответствии с мировой практикой проводятся обоснования по продлению срока эксплуатации энергоблоков первого поколения до 40 лет, а энергоблоков второго поколения - до 50 лет.
     Экономическая эффективность продления сроков эксплуатации энергоблоков подтверждена специальными исследованиями Института энергетических исследований РАН.
     Так, увеличение производства электроэнергии на АЭС благодаря продлению срока службы и увеличению коэффициента использования установленной мощности на 10 млрд. кВт·ч в год позволяет не направлять
     на ТЭС для производства электроэнергии до 3 млрд. м³ газа (это одна треть от требуемого в настоящее время объема сокращения поставок газа для нужд электроэнергетики).
     В настоящее время в топливно-энергетическом комплексе страны сложилась диспропорция в использовании первичных энергетических ресурсов: доля газа составляет 43, мазута - 6, угля -17, ядерного топлива - 15 и гидроэнергии - 19 %.
     В европейской части России доля газа, потребляемого на ТЭС, достигает 86%. Такая чрезмерная ориентация на один вид топлива может отрицательно отразиться на надежности топливообеспечения энергетики. В настоящее время РАО “Газпром” уже принимает меры, направленные на сокращение подачи природного газа в электроэнергетику на 10...12 млрд. м³ в год, жестко требуя замещения газа другими видами энергоресурсов.
     Проблема сокращения потребления газа в электроэнергетике может быть успешно решена благодаря развитию атомной энергетики. Оценка ее современного состояния позволяет сделать вывод о том, что эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов ее использования.
     Будущее атомной энергетики России зависит от решения трех главных задач:
     поддержания безопасной и эффективной эксплуатации действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;
     постепенного замещения действующих АЭС энергоблоками традиционных типов повышенной безопасности (энергоблоками третьего поколения) и достижения на основе этого в последующие 20-30 лет умеренного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличения экспортного потенциала;
     разработки и внедрения в промышленных масштабах ядерной энерготехнологии, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.

     В настоящее время мировая атомная энергетика как один из основных источников энергии сохраняет свои позиции.
     На ядерную энергию приходится примерно 6% мирового топливно-энергетического баланса и около 17% производимой электроэнергии.
     Прогнозируется рост мощностей АЭС в странах Азии и Азиатско-тихоокеанского региона (Китай, Южная Корея, Индия, Япония), в некоторых странах Восточной Европы (Чешская республика. Словацкая Республика), а также в странах, входящих в Содружество независимых Государств (Россия, Украина, Казахстан). У целого ряда государств есть намерения развивать атомную энергетику (Турция, Иран, Индонезия, Вьетнам).
     Ожидаемое к середине XXI в. удвоение населения Земли, в основном за счет развивающихся стран, и приобщение их к индустриальному развитию может привести к удвоению мировых потребностей в первичной и к утроению (до 6000 ГВт) в электрической энергии. Атомная энергетика, отвечающая требованиям крупномасштабной энергетики по безопасности и экономике, могла бы обеспечить существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии [около 4000 ГВт (эл.)]. Развитие мировой атомной энергетики такого масштаба к середине века явилось бы радикальным средством стабилизации потребления обычных топлив и предотвращения следующих кризисных явлений:
     истощения дешевых ресурсов углеводородных топлив и возникновения конфликтов вокруг их источников, дестабилизации мирового топливного цикла;
     достижения опасных пределов выбросов продуктов химического горения.
     Однако долгосрочные прогнозы развития мировой атомной энергетики весьма противоречивы, что также отражает отношение к ней общественности, неблагоприятную для нее конъюнктуру и настроения в самом ядерном сообществе.

     На рис. 2 показаны три варианта возможного производства электрической энергии на АЭС в мире в перспективе до 2050 г. По прогнозным оценкам Мирового энергетического совета (МИРЭС) доля атомной энергетики к 2050 г. в мировом энергобалансе не превысит 10%.
     Мировые ресурсы урана в наиболее богатых месторождениях с концентрацией металла в рудах более 0,1% в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные - несколько более 5 млн т., потенциальные - 10 млн т.
     За время жизни (около 50 лет) тепловой реактор (ЛВР) мощностью 1 ГВт (эл.) потребляет примерно 10⁴ т. природного U, поэтому 10⁷ т. U позволяют ввести 1000 энергоблоков АЭС с такими реакторами. В настоящее время суммарная мощность действующих АЭС в мире составляет около 350 ГВт (эл.), а 650 ГВт (эл.) могут быть введены на АЭС в следующем веке. Вследствие этого в первой половине XXI в. мощности мировой атомной энергетики на тепловых реакторах с учетом вывода из эксплуатации энергоблоков, отработавших свой ресурс, могут вырасти вдвое, но ее вклад в производство энергии будет постепенно падать, а во второй половине века уменьшится до нуля.
     Имеющиеся мировые и российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.
     Сложившаяся структура развития атомной энергетики предполагает длительное использование тепловых реакторов на - U до тех пор, пока есть дешевый уран, а также быстрых реакторов, в которых используется плутоний из оружейных запасов и из тепловых реакторов и которые практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.
     В такой двухкомпонентной структуре целесообразен постепенный переход тепловых реакторов на выгодный для них Th-U цикл с производством ²³⁵U для начальной загрузки и подпитки из Th-бланкетов быстрых реакторов. Двухкомпонентная структура атомной энергетики будущего хорошо обоснована, но вопрос о пропорциях между быстрыми и тепловыми реакторами требует адекватного решения.
     В предстоящие полвека, пока есть дешевый уран для тепловых реакторов, этот вопрос не имеет принципиального значения. Плутоний, получаемый в тепловых реакторах, следует использовать для запуска быстрых реакторов, не требуя от них высоких коэффициентов воспроизводства и малого времени удвоения плутония. Проблема топливообеспечения тепловых и участия в нем быстрых реакторов может возникнуть лишь за пределами рассматриваемого здесь периода.
     Воспроизводство делящихся материалов - одна из основных предпосылок развивающейся атомной энергетики. В рассматриваемый период это будет обеспечиваться быстрыми реакторами.
     Задачи развития атомной энергетики большого масштаба решаются путем использования быстрых реакторов. В складывающихся в энергетике условиях нет необходимости в больших коэффициентах воспроизводства, высокой энергонапряженности и в малых временах удвоения плутония. Поэтому при разработке быстрых реакторов можно сосредоточиться в основном на решении проблем экономичности и безопасности.
     В быстром реакторе при коэффициенте воспроизводства k³ 1 сжигать уран можно практически полностью. Увеличение энергетического выхода от ядерного топлива (в 200 раз) по сравнению с тепловым реактором позволяет обеспечить 4000 ГВт (эл.) на быстрых реакторах дешевым ураном в течение 2,5 тыс. лет при малой топливной (сырьевой) составляющей затрат, а энергетику в 10000 ГВт (эл.) примерно на 1 тыс. лет. Для быстрых реакторов возможно использование урана из бедных месторождений, ресурсы которого в сотни или даже тысячи раз больше ресурсов дешевого урана.
     В настоящее время мировую общественность серьезно беспокоит безопасность захоронения радиоактивных отходов на десятки тысяч лет. Основные сомнения связаны с надежностью столь долговременных прогнозов. При обеспечении баланса между радиационной и биологической опасностью захораниваемых радиоактивных отходов (РАО) и урана, извлекаемого из недр (радиационно-эквивалентное захоронение РАО с их временным региональным концентрированием), можно избежать существенных нарушений природного уровня радиационной и биологической опасности и сделать убедительными доказательства безопасности обращения с РАО.
     Избыток нейтронов и их энергетический спектр, в котором делятся все актиноиды, позволяют осуществить в быстрых реакторах эффективное “сжигание” наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла, обеспечив радиационный баланс между захораниваемыми РАО и добываемым из недр ураном, не требуя специальных реакторов-сжигателей вплоть до завершающей стадии развития атомной энергетики.
     В последнее время при рассмотрении экономики различных топливных циклов все большее внимание обращается не только на технологическую стоимость производства энергии, но также и на полную стоимость возмещения всех возможных ущербов (экстерналий), которые сопровождают производство и распределение энергии. Поэтому рыночное равновесие развивающихся энергетических технологий следует рассматривать с учетом экстерналий, присущих каждой из них. На сегодняшний день строго обоснованные оценки ущерба практически отсутствуют.
     Усредненные по западноевропейским странам внешние стоимости различных энерготехнологий при внешней стоимости выброса углерода 200 долл/т оцениваются следующими значениями: 6,4 - для угольных ТЭС и 2,8 цент/кВт·ч для газовых ТЭС, 0,1 цент/кВт·ч - для АЭС (без переработки ЯТ в ценах 1998 г.).
     Однако приведенные прогнозы носят предварительный характер. Необходимы специальные углубленные национальные исследования с учетом специфики страны.
     В соответствии с энергетической стратегией России и расчетными оценками роста спроса на электроэнергию и мощность на долгосрочный период на рис. 3 показан прогноз электропотребления в России до 2020 г.
     Атомная энергетика России имеет значительный потенциал для своего развития, так как резервы урана и промышленной инфраструктуры атомной энергетики достаточны для четырехкратного увеличения действующих мощностей АЭС.

Категория залежей урана	Стоимость добычи 1 кг урана, долл.
Категория залежей урана	<40	<80	<130
RAR	66100	145000	Нет данных
EAR-I	17200	36500	Нет данных
EAR-II	0	56300	104500
SR	Нет данных	Нет данных	550000
Примечания: 1. В категории SR указано дополнительно 450000 т без определения стоимости добычи. 2. Категории залежей урана по классификации МАГАТЭ: RAR (Reasonably Assured Resources) - запасы урана оцениваются по характеристикам образцов и по параметрам пластов залегания урана. Высокая степень надежности оценок; EAR-I (Estimated Additional Resources - Category I) - дополнительные запасы урана, оцениваемые по имеющимся или по похожим образцам. Менее надежная степень, чем RAR; EAR-II (Estimated Additional Resources - Category II) - дополнительные предполагаемые запасы, оцениваемые главным образом по тенденциям и характеристикам подобных хорошо известных залеганий. Степень надежности оценок еще меньше, чем EAR-I; SR (Speculative Resources) - в дополнение к предыдущей категории EAR-II предполагается, что эти запасы урана определены на основе косвенных свидетельств и геологических экстраполяции.

     Ежегодная потребность современной атомной энергетики России в природном уране составляет 2800... 3300 т, а с учетом экспортных поставок ядерного топлива 6000...7700 т. При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащенного урана) прогнозируемый срок функционирования отечественной атомной энергетики на тепловых реакторах при уровне мощности около 20 ГВт (эл.) составляет 80...90 лет. Замыкание топливного цикла тепловых реакторов с вовлечением энергетического плутония и регенерированного урана увеличит его на 10...20 лет в зависимости от способа изготовления регенерированного топлива.
     Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должны обеспечиваться: более полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутоний и др.); минимизация образования РАО от переработки ядерного топлива (ЯТ); приближение к радиационной эквивалентности захораниваемых отходов и извлеченного природного топлива. Ключевым звеном при реализации этой стратегии является обращение с облученным ЯТ и образующимися РАО.
     Реальным способом увеличения ресурсной базы атомной энергетики является повторное использование ядерного горючего, а именно, выделенного в реакторах на тепловых нейтронах из отработавшего уран-плутониевого топлива. Проведенные оценки показывают, что замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность атомной энергетики примерно на 13%, а замыкание по урану и плутонию вместе - примерно на 17%.
     С сокращением ядерных вооружений появилась проблема использования оружейного плутония. Россия и Соединенные Штаты Америки взяли на себя обязательства “поэтапно изъять из своих ядерных оружейных программ около 50 метрических тонн плутония и переработать его так, чтобы никогда нельзя было использовать этот плутоний в ядерном оружии”.
     Однако в настоящее время в России при наличии достаточных ресурсов сравнительно дешевого урана, отсутствии заводов по производству топлива с плутонием (МОХ-топлива) и лицензированных под это топливо ядерных реакторов необходимы дополнительные значительные затраты для того, чтобы начать вовлекать плутоний в ядерный топливный цикл.
     Принципиальных проблем по использованию смешанного уран-плутониевого топлива в ядерных реакторах различных типов на сегодняшний день не существует. Это подтверждается многолетним опытом работы ядерных реакторов в странах Западной Европы и установок по производству МОХ-топлива.
     Россия имеет определенный опыт по обращению с плутонием в мирных целях Так. на заводе ПО “Маяк” и в ГНЦ РФ-НИИАР действуют опытные установки по изготовлению экспериментальных тепловыделяющих сборок для быстрых реакторов с использованием таблеточной и вибротехнологии производства МОХ-топлива.
     Утилизация избыточного оружейного плутония в быстрых реакторах технически возможна и наиболее экономически эффективна. Ее следует рассматривать в качестве первого этапа создания технологии будущего замкнутого ядерного топливного цикла.
     Основное направление утилизации избыточного оружейного плутония и плутония из облученного ЯТ - это использование смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики. Утилизацию же ограниченного количества оружейного плутония в тепловых реакторах, если этого потребуют политические соглашения, целесообразно проводить при финансовом и технологическом содействии мирового сообщества.
     В нашей стране имеются строительные заделы для сооружения энергоблоков АЭС суммарной мощностью до 12 ГВт, достройка которых потребует умеренных затрат (около 680 долл. на установленный киловатт), в том числе:
     три площадки, где продолжается достройка энергоблоков № 1 Ростовской (пуск намечен в 2001 г.), № 3 Калининской (пуск в 2004 г.) и № 5 Курской АЭС (пуск в 2003 г.) с высокой степенью готовности (70 % и выше);
     две площадки, готовые для сооружения энергоблоков № 2 Ростовской и № 5 Балаковской АЭС средней степени готовности (30 %), в которые уже вложено более 2 млрд. долл;
     29 площадок - были выбраны и на них до начала 90-х годов было начато строительство энергоблоков АЭС суммарной мощностью 27,7 ГВт, в их числе 7 площадок с 10 %-ной освоенностью.
     Программа развития атомной энергетики России на ближайшее десятилетие должна быть ориентирована на сооружение в первую очередь современных энергоблоков третьего поколения, замещающих устаревшие энергоблоки.
     Концепция энергоблоков третьего поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР, БН и РБМК и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчетных вероятностей повреждения активной зоны и аварийных выбросов до значений, не превышающих принятых “Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций” (ОПБ-88/97). Этого можно достигнуть благодаря:
     выполнению основных функций безопасности разнопринципными системами (активными и пассивными);
     наличию в составе систем безопасности элементов и устройств прямого действия;
     оптимальному совмещению системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;
     оснащению АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и при запроектных авариях.
     Технико-экономические показатели энергоблоков третьего поколения могут быть улучшены путем:
     повышения эффективности использования топлива;
     снижения удельных капитальных затрат на строительство;
     увеличения проектного срока службы АЭС до 40- 50 лет;
     уменьшения объемов основных зданий;
     упрощения схемных решений и более рациональными компоновочными решениями.
     В настоящее время подготовлена база для проектирования и выпуска энергомашиностроительными заводами до четырех комплектов оборудования серийных энергоблоков с ВВЭР-1000 в год.
     По российскому проекту за рубежом предусмотрено строительство или уже сооружаются пять энергоблоков АЭС с реактором ВВЭР-1000 (два - в Китае, два - в Индии и один - в Иране).
     Учитывая указанные резервы, разработаны два варианта развития атомной энергетики до 2020-2030 гг.
     Предполагаемый ввод мощностей АЭС в России приведен в табл.3.
     В период активного развития атомной энергетики в 80-е годы темпы ввода мощностей АЭС составляли в среднем 2,5 ГВт/год. В период 2015-2020 гг. России необходимы такие же темпы ввода мощностей.
     При реализации максимального варианта к 2030 г. возможен рост установленной мощности АЭС до 60 ГВт с увеличением доли атомной энергетики в выработке электроэнергии в России примерно до 33 % с соответствующим уменьшением доли “газового электричества” примерно до 25 % (при 52 % в 1999 г.).
     Основными задачами при максимальном варианте развития атомной энергетики являются: продление назначенного срока службы энергоблоков АЭС и строительство новых АЭС для интенсивного замещения газа и мазута в электроэнергетике в европейской части России.

     Так, доведение установленной мощности АЭС в 2010 г. до 32 ГВт эквивалентно высвобождению 67 млрд. м³ газа в год, т.е. 50% того количества газа, которое сегодня сжигается на ТЭС. Стоимость этого газа оценивается в 4,7 млрд. долл. в год по ценам экспорта в дальнее зарубежье. Увеличение мощности АЭС к 2020 г. до 50 ГВт эквивалентно 112 млрд. м³ газа в год и 7,8 млрд. долл. в год; а увеличение к 2030 г. до 60 ГВт - эквивалентно 134 млрд. м³ газа в год и 9,4 млрд. долл. в год соответственно.
     В отличие от традиционной тепловой энергетики развитие атомной энергетики позволяет перенести центр тяжести в энергетическом производстве с традиционных топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоемкие ядерные и сопутствующие технологии, а в экспорте - с топливного сырья на продукцию высоких технологий.
     По имеющимся в Минатоме оценкам, для реализации программы дальнейшего развития атомной энергетики потребуются значительные инвестиции:
     в период 2000-2005 гг. на модернизацию и продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС первого поколения - около 17,5 млрд. руб. (в ценах 1999 г.); достройку пяти энергоблоков высокой и средней степени готовности - примерно 65 млрд. руб.;
     в период 2005-2010 гг. на модернизацию, ввод и создание заделов для новых мощностей после 2010 г. - около 315 млрд. руб. или от 40 до 60 млрд. руб. ежегодно;
     в период после 2010 г. на воспроизводство действующих, ввод и создание заделов для новых мощностей после 2020 г. - 605 млрд. руб. или около 60 млрд. руб. ежегодно.
     Программа предлагаемого роста атомной энергетики может быть профинансирована из следующих источников:
     Целевого инвестиционного внебюджетного фонда развития электроэнергетики, который, правда, еще необходимо создать;
     увеличения тарифной инвестиционной надбавки;
     установления налоговых “каникул” на срок расчетной окупаемости инвестиционных проектов воспроизводства и развития мощностей атомной энергетики;
     средств от услуг для зарубежных АЭС по обращению с отработавшим ядерным топливом.
     Накопленный мировой опыт показал высокую экономичность оказания услуг зарубежным АЭС по обращению с ЯТ, особенно при их комплексном предоставлении: по длительному хранению и переработке с возвратом выделенных радиоактивных отходов владельцу перерабатываемого топлива.
     Участие России в мировом рынке обращения с ЯТ в объеме до 20 тыс. т облученного ядерного топлива с зарубежных АЭС (примерно 10% рынка) позволит в течение ближайших 25 лет заработать и направить на выполнение социально-экономических и экологических программ до 7,2 млрд. долл.
     Стратегия развития атомной энергетики России [2] в первой половине XXI в. основывается на воспроизводстве ядерного топлива, естественной безопасности и конкурентоспособности.
     В соответствии со Стратегией формирование технологий, реализующих воспроизводство ядерного топлива и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики в условиях ужесточения экологических требований к ТЭК.
     Принцип естественной безопасности является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путем распространения его на весь топливный цикл с учетом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения.
     Одним из фундаментальных принципов стратегии является принцип естественной безопасности, который включает в себя:
     детерминистическое исключение тяжелых реакторных аварий и аварий на предприятиях ядерного топливного цикла;
     малоотходную переработку ЯТ с радиационно-эквивалентным захоронением РАО;
     технологическую поддержку режима нераспространения.
     Детерминистическое исключение тяжелых аварий не следует отождествлять с недостижимой абсолютной безопасностью. Детерминистически должно быть исключено лишь катастрофическое развитие наиболее тяжелых аварий, тогда как к обычным авариям применяется обычный вероятностный подход, требующий знания вероятностей на уровне 10^-3 ...10^-4, известных из опыта.
     По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей
     безопасности, а следовательно, и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.
     Для обеспечения энергетической безопасности России необходима государственная энергетическая политика, в реализации которой атомная энергетика должна играть ключевую роль как фактор стабильности энергообеспечения.
     К числу первостепенных задач относятся:
     безопасная эксплуатация и надежность действующих энергоблоков;
     безопасное и экономически целесообразное продление назначенного срока эксплуатации энергоблоков первого поколения;
     достройка энергоблоков высокой и средней степени готовности;
     развертывание строительства новых энергоблоков на ранее подготовленных площадках;
     формирование источников финансирования для развития атомной энергетики;
     создание технологической базы для развития перспективной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности, не имеющих ограничений по топливным ресурсам;
     освещение в средствах массовой информации проблем, касающихся безопасности и экологичности АЭС и их роли в социально-экономическом развитии регионов, а также организация работы с общественностью по пропаганде атомной энергетики.

Топливо	Вредные выбросы	Последствия воздействия	Экономический ущерб (в относительных единицах)
Уголь	Двуокись серы SO₂	Кислотные дожди, парниковый эффект Загрязнение и деградация экосистем от производства и транспорта топлива, продуктов сжигания углеводородов	5
Мазут	Углекислый газ СО₂ Бензаперен		5
Природный газ	Двуокись азота N0₂ Углекислый газ СО₂		1,5
Ядерное топливо	Радиоактивность	Радиоактивность ниже естественного фона и установленных норм	1

Годы	Максимальный вариант		Минимальный вариант
Годы	Мощность, ГВт	Энерговыработка, млрд. кВт·ч	Мощность, ГВт	Энерговыработка, млрд. кВт·ч
2005	До 26,2	Около 172	До 24,5	Около 160
2010	До 32,0	Около 224	До 31,2	Около 205
2020	До 50,0	Около 372	До 35,8	Около 235
2030	До 60,0	Около 447	-	-