Раздел 8. Нефть и газ

Відповідно до вищевикладеного в Україні може бути реалізований наступний варіант розвитку ЯПЦ. ВЯП ВВЕР-1000 переміщують у проміжне централізоване сховище на термін до 40 й більше років. Після закінчення цього терміну починається переробка ВЯП на радіохімічних заводах й виготовляються ТВЗ з виділеними із ВЯП ураном й плутонієм для початкових завантажень швидких реакторів нового покоління.

Якщо встановлена потужність АЕС України з ВВЕР-1000 збережеться на нинішньому рівні до 2047 р., то за цей час буде накопичено 17000 т ВЯП ВВЕР-1000. З цієї кількості ВЯП можна виокремити 114 т здатного ділитися плутонію, достатнього для завантаження швидких реакторів загальною потужністю ~29 ГВт, що перевищує теперішню потужність АЕС Україна вдвічі. Після 2047 р. з працюючих ВВЕР-1000 буде щорічно поставлятися ~429 т ВЯП (після 40-річної витримки), що дозволить отримувати за 5 років 14,3 т здатного ділитися плутонію, достатнього для початкового завантаження швидких реакторів потужністю 3,5 ГВт. Сумарні надбавки до поточних витрат паливного циклу на відстрочену переробку ВЯП тринадцяти ВВЕР-1000 за період до 2045 р. складуть 30 дол. кг важ. атомів ? 17160103 кг ? 0,5 млрд.дол, що за рахунок дисконтування приблизно в 20 разів менше, ніж при негайній переробці ВЯП.

Слід зауважити, що для реалізації цього сценарію необхідно мати до 2047 р. швидкі реактори.

Створенням швидких реакторів в даний час займаються фахівці Франції, Японії та Росії. Крім того, накопичений при зберіганні ВЯП ВВЕР плутоній має комерційну цінність для поставки в інші країни, що мають розвинену атомну енергетику.

Для накопичення Рu потрібно побудувати в Україні централізоване тимчасове (проміжне) сховище для ВЯП ВВЕР-1000.

На найближчу перспективу (40–50 років) необхідно підготувати державну програму науково-технічного супроводу експлуатації АЕС України, до якої мають увійти такі розділи:

• паливні матеріали (уран, паливо – UO2 з інтегрованим до нього поглиначем);

• конструкційні матеріали (Zr, Hf, В, С);

• матеріали корпусу реакторів ВВЕР-1000 (основний метал, зварні з'єднання), трубопроводи, парогенератори, продовження ресурсу роботи;

• зняття з експлуатації блоків АЕС, котрі відпрацювали свій ресурс;

• перехід на подовжений цикл опромінення палива (18й 24-місячний та кампанії палива тривалістю 5–8 років);

• підготовка створення замкненого ЯПЦ (організація виробництва твелів і ТВЗ, організація «сухої» екологічно безпечної переробки ВЯП, організація проміжних і довгострокових сховищ РАВ та технології поводження з останніми).

На довгострокову перспективу необхідно скласти сценарій розвитку атомної енергетики України з включенням до її структури нових енергетичних реакторів і перспективних технологій поводження з ВЯП.

Що ж до розвитку атомної енергетики в Україні, то цей напрям практично не має альтернативи і для його просування необхідне ухвалення кардинальних політичних і науково-технічних рішень щодо вибору ЯПЦ і розвитку АЕ. З економічної і політичної точок зору створення власного замкнутого ЯПЦ має ряд переваг, оскільки підвищує енергетичну і, отже, економічну незалежність країни. Проте ухвалення рішення повинне виходити зі всебічної оцінки переваг і недоліків, реальності реалізації ризиків і невизначеностей, що впливають на результат.

Слід відмітити, що в Україні достатньо багато учених і фахівців, що мають досвід роботи зі створення і розвитку як окремих етапів, так і ЯПЦ в цілому. Зокрема, в ННЦ ХФТІ накопичений великий досвід робіт зі створення цирконієвих сплавів і труб з них для виробництва твелів і ТВЗ, з розрахунку активних зон реакторів, створення твелів і ТВЗ, з оцінки радіаційної обстановки і ризиків, з трансмутаційних систем і процесів, з радіаційного матеріалознавства, газофторидних процесів витягання урану із сумішей, з роботи з радіоактивними матеріалами тощо, ведуться роботи зі створення перспективних ядерних і термоядерних реакторів нового покоління.

Природно, що з метою прискорення процесу вирішення ряду проблем доцільна кооперація між ученими України і низки країн (Росії, США, Франції, Англії, Китаю).