Технология бесконечности

Роль атомной энергетики в России усиливается с каждым годом. Развитие новых технологий в этом секторе позволяет не только удовлетворить растущий спрос на электроэнергию, но и решить две ключевые проблемы: обеспечения ядерной генерации сырьем и последующей утилизации отработавшего топлива. В первую очередь речь идет о переходе к развитию ядерных энергетических систем IV поколения с замкнутым топливным циклом. Кроме технологического лидерства на мировой арене реализация проектов в атомной отрасли создаст стимул для развития экономики российских регионов, таких как Дальний Восток.

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Доля атомной генерации в России в ближайшие годы будет активно расти вслед за повышением спроса на электроэнергию, который по итогам 2024 года вырос на 3,1%, до 1,192 трлн кВт•ч, а к 2050 году взлетит более чем на 42% по отношению к 2023 году. В 2024 году российские электростанции произвели 1,2 трлн кВт•ч, что на 2,4% больше результата 2023 года. И 18% от общей национальной выработки электроэнергии покрывали АЭС (на прошлый год их установленная мощность составила 28,6 ГВт). На горизонте до 2030 года, согласно целевому сценарию утвержденной правительством Энергостратегии до 2050 года, в России будет производиться 1,33 трлн кВт•ч, а к 2050 году — 1,64 трлн кВт•ч, в том числе за счет ввода новых атомных станций.

Участие АЭС в российском энергобалансе будет стабильно расти, и к 2045 году, по расчетам правительства, доля ядерной генерации должна достичь 25%. Как следует из Генеральной схемы размещения объектов электроэнергетики до 2042 года, планируется строительство 38 новых энергоблоков суммарной мощностью порядка 29 ГВт, включая проекты атомных станций малой мощности вне централизованных энергосистем. Основная часть новых мощностей будет расположена в Центральной России, на северо-западе, в Сибири и на Дальнем Востоке.

В ближайшие четыре года основным направлением развития атомных электростанций является строительство энергоблоков с реакторами нового типа ВВЭР-ТОИ и ВВЭР-1200 для замены энергоблоков серии РБМК-1000 на Курской и Ленинградской АЭС, а также строительство инновационного энергоблока БРЕСТ-ОД-300 на площадке опытно-демонстрационного энергетического комплекса в городе Северске. На горизонте до 2042 года планируется также вывод из эксплуатации ряда блоков серий РБМК, ВВЭР, ЭГП и БН мощностью 10 ГВт по истечении установленных сроков службы.

Энергия для всех

Одной из важных задач атомной энергетики станет покрытие прогнозируемого дефицита мощности как в ближайшей, так и в отдаленной перспективе, а также обеспечение электроэнергией труднодоступных регионов, где невозможно строительство других видов генерации. В первую очередь речь идет о Сибири и Дальнем Востоке. «Атомная энергия — это самая чистая энергия. Это, безусловно, безопасная энергия, исходя из того количества атомных электростанций, которые Россия построила по всему миру. И с учетом перспектив развития экономики краткосрочно, мы уже видим в ДФО энергодефицит в 3 ГВт до 2030 года, до 2050-го он вырастает практически до 15–19 ГВт. Я не вижу другого разумного способа, кроме как АЭС и гидроэлектростанции, чтобы системно закрыть и покрыть этот энергодефицит, как базовая энергогенерирующая мощность»,— заявлял глава Минвостокразвития Алексей Чекунков. Согласно генсхеме, на Дальнем Востоке предложено разместить две АЭС большой мощности — в районе села Эворон в Хабаровском крае и в районе Фокино в Приморье. При этом по меркам атомного сектора построены они будут довольны оперативно: два энергоблока Приморской АЭС должны быть введены в эксплуатацию в 2033-2035 году, два энергоблока Хабаровской АЭС — в 2041-2042 годах.

Площадка для строительства атомной электростанции в Приморском крае выбрана, окончательное утверждение проекта правительством ожидается после обсуждений и общественных слушаний, сообщал глава Минэнерго России Сергей Цивилев по итогам совещания по развитию энергетической мощности Дальнего Востока.

Малый формат для больших целей

В вопросе обеспечения энергией дефицитных и отдаленных регионов России все более значимую роль в обеспечении атомной энергией будут играть реакторы малой мощности — до 300 МВт, которые могут компоноваться в зависимости от потребности в генерации. Суммарная мощность таких комплексов может превышать 1 ГВт, что соразмерно параметрам атомного блока большой мощности.

Один из таких примеров — двухконтурная установка с интегрированным водо-водяным реактором поколения III+ КЛТ-40 С, разработанная в нижегородском опытном конструкторском бюро им. И. И. Африкантова. Изначально реакторы подобного типа размещались на атомных ледоколах и за много лет доказали свою эффективность. Две более современные установки с 2020 года применяются на единственной в мире плавучей и самой северной атомной теплоэлектростанции в мире «Академик Ломоносов» (ПАТЭС) мощностью 70 МВт. Она базируется в городе Певеке и обеспечивает снабжение энергодефицитного района Чукотки. Станция поставляет электроэнергию в систему изолированного Чаун-Билибинского энергоузла, от которого зависит обеспечение 40% всей территории региона. На ПАТЭС уже приходится более двух третей в атомной генерации этой системы. А в ближайшее время мощности плавучей станции заменят поставки с Билибинской АЭС после ее останова в конце 2025 года.

В перспективе в регионе появится еще две АЭС. Это мобильные плавучие энергоблоки (МПЭБ) у мыса Наглейнын и атомная станция малой мощности (АСММ) на золоторудном месторождении «Совиное». Первый из четырех блоков типа РИТМ 200С в муниципальном округе Певек начнут размещать в 2028 году, а запустить установку на полную мощность должны в 2030-м. Суммарная электрическая мощность комплекса составит 318 МВт. К монтажу АСММ на территории муниципального округа Эгвекинот планируют приступить в 2031 году. Мощность энергоблока «Шельф-М» составит 10 МВт.

Кроме того, первая в мире наземная АСММ будет запущена в 2031 году в Республике Саха (Якутия). На станцию будет установлен измененный для наземного использования ледокольный реактор РИТМ-200 в конфигурации РИТМ-200Н, оснащенный комбинацией активных и пассивных систем безопасности. Она будет снабжать горнодобывающий кластер в Усть-Янском районе, формирующийся вокруг Кючусского золоторудного месторождения. Изначально планировалось, что станция будет включать только один энергоблок на 50 МВт с вводом в 2028 году, но затем было принято решение скомпоновать ее двумя реакторами, что отодвинуло срок ее сдачи в эксплуатацию на 2031-й. Решение об увеличении мощности АСММ связано с перспективами освоения других запасов полезных ископаемых, в том числе месторождений олова ««Депутатское», «Тирехтях» и «Одинокое»), серебра и редкоземельных металлов в регионе.

В перспективе подобные атомные реакторы появятся и в других регионах России с децентрализованным энергоснабжением для поставок на труднодоступные территории. В первую очередь АСММ востребованы в Сибири, на Дальнем Востоке и Крайнем Севере. В марте машиностроительный дивизион госкорпорации «Росатом» и правительство Приморского края подписали соглашение об оценке возможности размещения плавучих атомных энергоблоков в Приморье.

От сложного к еще более сложному

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Активное развитие атомной энергетики невозможно без применения новых подходов, так как наращивание ядерной генерации требует увеличения добычи уранового сырья, запасы которого не бесконечны, а также ставит вопрос последующего обращения с отработавшим топливом. Поэтому вместо масштабирования уже имеющихся решений Россия готовится перейти на новую ступень развития и решить сразу ряд краеугольных проблем в сфере ядерной энергетики за счет перехода на замкнутый ядерный топливный цикл на базе реакторов на быстрых нейтронах.

Сейчас «Росатом» ведет разработку сразу нескольких инновационных технологий получения ядерной энергии, позволяющих снизить потребление природных ресурсов и снизить влияние на экологию. Одно из них — реализация уникального проекта «Прорыв». В его рамках на площадке Сибирского химического комбината (АО СХК, предприятие топливного дивизиона «Росатома») в Томской области создается опытно-демонстрационный энергетический комплекс. Он позволит отработать все необходимые технологии, продемонстрировать замыкание ядерного топливного цикла и продвинуться в построении атомной энергетики IV поколения. Такая классификация предполагает не просто применение инновационных технологий при строительстве отдельно взятой АЭС, а комплексный подход, который включает не только производство энергии, но и переработку отработавшего ядерного топлива и накопленных отходов. Пока в полной мере такие системы нигде в мире реализованы не были. Россия может стать первопроходцем в этой области и к 2030 году обладать референтной технологией замкнутого топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике, благодаря чему можно будет значительно сократить добычу урана и объем захоронения высокоактивных отходов.

На данный момент основу национальной ядерной энергетики составляют тепловые реакторы, где деление ядра происходит под действием медленных нейтронов. В качестве топлива там используется обогащенный уран (уран-235 — единственный природный изотоп, способен эффективно делиться, взаимодействуя с нейтронами), содержание которого в природном сырье всего 0,7%. Остальное — уран-238, который сам по себе не делится. Необходимо его преобразование в искусственный изотоп плутоний-239. Сейчас основные запасы урана-238 в топливный цикл не вовлечены.

Вторая проблема состоит в том, что отработавшее ядерное топливо сохраняет биологическую опасность еще около миллиона лет из-за содержащихся в нем высокоактивных трансурановых элементов (актинидов).

Быстрее, надежнее, безопаснее

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Решить обе эти проблемы может применение реакторов на быстрых нейтронах (установки, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов). Они способны эффективно преобразовывать уран-238 в делящийся элемент — плутоний-239. Причем, за счет вовлечения урана-238, делящегося материала в извлекаемом из быстрого реактора топливе оказывается больше, чем было в загруженном изначально.

Полученный плутоний можно снова использовать для производства смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и повторно загрузить в АЭС. Таким образом, при замыкании ядерного топливного цикла искусственно нарабатываемый делящийся материал способен полностью покрывать потребности АЭС и требуется лишь подпитка системы за счет урана-238, который распространен в природе значительно больше, чем уран-235. Кроме того, в быстрых реакторах происходит интенсивный распад тех самых актинидов, за счет чего можно многократно снизить радиоактивность тех отходов, которые не подлежат переработке и должны быть захоронены.

Практические шаги к созданию в России замкнутого ядерного цикла были сделаны еще в 1980 году, когда на площадке Белоярской АЭС был запущен натриевый реактор на быстрых нейтронах БН-600. Его электрическая мощность составляет 600 МВт. Спустя 35 лет на этой же площадке начал работу энергоблок с реактором БН-800 (электрическая мощность — 880 МВт). Для него было разработано специальное МОКС-топливо (от англ. «Mixed-Oxide fuel») с тем же принципом добавления плутония к обедненному урану. Опыты его применения в тепловых реакторах велись более 40 лет, а полноценное применение в реакторе БН-800 началось с 2022 года, когда установка полностью перешла на МОКС-топливо. А в середине 2024 года в установку были загружены тепловыделяющие сборки, в которые были добавлены минорные актиниды. Новый вид топлива будет проходить опытно-промышленную эксплуатацию в течение трех микрокампаний (ориентировочно — полтора года). «Следующая микрокампания реактора БН-800 должна экспериментально подтвердить возможность утилизации минорных актинидов в промышленных масштабах. Возможность ликвидации минорных актинидов — преимущество реакторов на быстрых нейтронах, позволяющее снизить объемы радиоактивных отходов от всей инфраструктуры ядерного топливного цикла эксплуатации АЭС»,— отмечали в «Росатоме».

Замыкая цикл

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

На новый уровень работу по полному замыканию топливного ядерного цикла должен вывести «Прорыв». Сердцем проекта станет новый реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. В нем, в отличие от предшественников, в качестве теплоносителя вместо натрия используется свинец, который гарантирует проекту повышенную безопасность за счет свойств этого металла. Так, температура кипения свинца +1745°C исключает аварии, вызванные кризисом теплообмена и быстрым разрушением тепловыделяющих элементов. Кроме того, свинец, в отличие от натрия, инертен при взаимодействии с воздухом и водой, что в случае нештатной ситуации исключает пожары и взрывы.

Также опытно-демонстрационный энергокомплекс в Северске будет включать не имеющий аналогов модуль по переработке облученного ядерного топлива, куда будет поступать ОЯТ с реактора БРЕСТ, и модуль по производству (фабрикации/рефабрикации), где будут делаться новые сборки уран-плутониевого топлива.

Загружаться БРЕСТ-ОД-300 будет смешанным нитридным уран-плутониевом (СНУП) топливом, в котором делящийся материал будет представлен в форме соединения азота (мононитрида), вместо стандартного диоксида урана. Как пояснили в «Росатоме», высокая плотность такого топлива позволяет делать реакторы более компактными. При этом в процессе эксплуатации реактора устанавливается равновесный изотопный состав, что обеспечивает минимальный запас реактивности на выгорание.

Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом производства АО СХК с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600. В ходе исследований постепенно повышается глубина выгорания ядерного топлива, достижение целевых параметров по этому показателю будет способствовать обеспечению экономической эффективности эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Реакторные и послереакторные испытания данных сборок в БН-600 позволят ученым испытать ядерное топливо до максимальных проектных параметров, изучить процессы, протекающие в ТВЭЛе, и завершить обоснование работоспособности.

Подготовку к изготовлению СНУП-топлива для «Прорыва» «Росатом» начал в конце прошлого года, запустив в опытную эксплуатацию модуль фабрикации/рефабрикации. В его рамках созданы четыре технологические линии: карботермический синтез смешанных нитридов урана и плутония, изготовление топливных таблеток, производство тепловыделяющих элементов, а также сборка тепловыделяющих сборок. Пока на производстве отрабатывается технология фабрикации тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с топливной композицией на базе обедненного урана в соответствии с действующей лицензией Ростехнадзора от 29 марта 2024 года. После того как регулятор одобрит обращение с плутонием, Сибирский химкомбинат сможет приступить к полноценному производству СНУП-топлива. Для первой загрузки реактора планируется изготовить более 200 тепловыделяющих сборок.

Как сообщал гендиректор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев, модуль переработки «Росатом» рассчитывает запустить до конца 2030 года, как только отработавшее ядерное топливо начнет нарабатываться. «2025 год будет напряженным. Мы вошли в режим опытной эксплуатации модуля фабрикации/рефабрикации, мы отработаем все технологические режимы, отработаем и покажем на этих установках все заложенные проектные показатели. И целевая задача в следующем году — перейти на уран-плутониевое топливо»,— отмечал гендиректор Сибирского химического комбината Сергей Котов.

Помимо отработки технологии замыкания цикла на базе реакторов с быстрыми нейтронами «Росатом» применяет аналогичные решения и для более распространенных типов уже действующих АЭС. Так, в декабре 2024 года госкорпорация начала заключительный цикл опытно-промышленной эксплуатации еще одного вида двухкомпонентного уран-плутониевого топлива - РЕМИКС. Такое топливо — инновационная российская разработка специально для легководных тепловых реакторов серии ВВЭР, составляющих основу современной атомной энергетики. В отличие от уран-плутониевого топлива для «быстрых» реакторов (СНУП и МОКС) для РЕМИКС-топлива характерно более низкое содержание плутония (до 5%). Его можно внедрять без изменений в конструкции реактора и значительных дополнительных мер по обеспечению безопасности. Испытания РЕМИКС-топлива начались в 2021 году, когда шесть кассет с тепловыделяющими элементами были загружены в реактор ВВЭР-1000 на первом блоке Балаковской АЭС в Саратовской области. С тех пор оно успешно прошло два 18-месячных цикла, а в декабре 2024 года начался третий, который завершится в 2026 году.

«Замыкание ядерного топливного цикла — это действительно прорыв в сфере атомной энергетики, который решает две кардинальные проблемы — ядерных ресурсов и экологической безопасности»,— говорит декан факультета бизнес-информатики и управления комплексными системами НИЯУ МИФИ, доктор технических наук Александр Путилов. «Как только вы начинаете замыкать ядерный топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах, то включаете в энергетический оборот уран-238, которого в природном сырье 99,3%. То есть на два порядка увеличивается объем ядерных энергоресурсов, которые к тому же не надо добывать, так как они уже давно добыты и лежат на складе. И при таком применении их хватит на тысячу лет.

Второе — экологическое обеспечение за счет трансмутации наиболее токсичной части облученного ядерного топлива — минорных актинидов (например, америций). Как только вы начинаете включать реакторы на быстрых нейтронах, вы можете, выделив эти минорные актиниды, уничтожать их. А все остальные изотопы относительно быстро распадаются и не представляют такой серьезной угрозы»,— поясняет он. В итоге сроки достижения радиационной эквивалентности по потенциальной индукции радиационно-обусловленных онкологических заболеваний исходного уранового сырья и ядерных отходов после трансмутации сокращаются до 150-300 лет.

При этом, как отмечает начальник отдела стратегических исследований Курчатовского комплекса перспективной атомной энергетики НИЦ «Курчатовский институт» Станислав Субботин, остальные применяемые ядерные технологии не стоит списывать со счетов. «Технологии, используемые сейчас в ядерной энергетике, пока ориентированы на развитие на конкурентной основе. Это приводит к их преждевременному старению за счет перенапряжения некоторых параметров, таких как глубина выгорания ядерного топлива, коэффициент использования мощности, удельное выделение энергии, и, следовательно, невозможности эффективной работы в условиях замыкания ядерного топливного цикла»,— говорит он. Но с учетом длительного срока эксплуатации АЭС в 60 и более лет в будущем будут работать установки с разными уровнями инновационности. И, указывает ученый, системная организация условий их работы, в отличие от конкурентной, может позволить согласовывать время ремонта оборудования, режимы маневрирования мощности в системе, организовывать управление нуклидным составом топлива за счет согласованных в рамках всей системы режимов облучения топлива в реакторах.

Новые возможности

В перспективе еще одним важным этапом проекта «Прорыв» и практической реализации идеи двухкомпонентной энергосистемы с использованием урана и плутония станет строительство на Белоярской АЭС пятого энергоблока с реактором БН-1200М. Он планируется как развитие линейки быстрых натриевых реакторов. От предыдущих проектов БН-1200М отличается улучшенными технико-экономическими показателями, характеристиками безопасности, увеличенным сроком топливной кампании, более высоким выгоранием топлива. При этом в нем может использоваться любое из двух возможных видов топлива — СНУП и МОКС.

Реализация намеченных целей по разработке и строительству новых АЭС как большой, так и малой мощности позволит «Росатому» к 2035 году стать обладателем полной линейки атомной генерации от 10 МВт в реакторе «Шельф-М» для АСММ до 1,2 тыс. МВт в новом поколении установок БН. Ни одна другая компания в мире не обладает референциями по всему диапазону мощности ядерной генерации.

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Новые перспективы

Сейчас госкорпорация работает еще в одном направлении, связанном с замыканием ядерного топливного цикла и переработкой облученного ядерного топлива. Речь идет о создании жидкосолевых реакторов. Активную зону в них формирует гомогенная расплавленная смесь из фтористых солей легких металлов (лития, натрия и калия или лития и бериллия) и фторидов делящихся материалов (урана, плутония или тория). Такие реакторы также будут способны дожигать минорные актиниды.

Как пояснял научный руководитель и главный технолог объединенного проекта по разработке базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО проектного направления «Прорыв» Андрей Шадрин, для создания топлива жидкосолевого реактора нужно решить две основные задачи. «Во-первых, получение фторидов плутония, нептуния, америция и кюрия, выделенных из ОЯТ тепловых реакторов, для стартовой загрузки и последующих перегрузок и введение этих добавок в несущую соль. Во-вторых, переработка облученной топливной соли. Часть соли периодически выводится из реактора. После кратковременной выдержки из нее нужно извлечь коррозионные примеси и продукты деления, а поток не поделившихся актинидов вместе с несущей солью объединить со свежим, подпитывающим потоком актинидов. То есть разные задачи — фабрикация и переработка — сливаются в единый технологический процесс. В идеале процесс переработки соли и подпитки реактора свежим топливом должен быть непрерывным»,— пояснял он.

На данный момент предложено несколько технологических схем переработки облученной топливной соли, и в дальнейшем планируется провести технико-экономические исследования каждой из них. В частности, идут эксперименты по определению фундаментальных свойств фторидов актинидов и расплавов несущих солей, содержащих актиниды, эксперименты по обоснованию технической реализуемости предложенных схем. Пока процесс изучения находится на начальном этапе, но, подчеркивал ученый, есть уверенность в успешном решении технических проблем с учетом многолетнего опыта разработки ядерного топлива и технологий обращения с ОЯТ.

От конкуренции к объединению

Активное развитие новых ядерных технологий и их объединение в замкнутые цепочки, по мнению экспертов, будут способствовать не только решению вопроса энергодефицита, но и полноценного развития смежных отраслей и целых регионов, а также достижения технологического суверенитета. «Наша страна — один из лидеров развития атомной энергетики в мире, а в некоторых сегментах является единственным держателем технологий: атомные ледоколы, действующие плавучие АЭС, замыкание ЯТЦ и сбалансированный ЯТЦ. В России именно атом обладает наиболее выраженным энергетическим суверенитетом по сравнению с другими вариантами генерации энергии: уровень локализации технологий и оборудования составляет 98%»,— подчеркивает эксперт аналитического центра консалтинговой компании «Яков и партнеры» Анна Волкова.

Эксперты подчеркивают, что Россия обладает как обширной промышленной, так и научной базой: здесь работает свыше 250 предприятий атомной отрасли и около 360 тыс. специалистов. При этом атомные проекты создают высокотехнологичные рабочие места и экспортные компетенции, являются точкой долгосрочных международных и научных отношений с зарубежными партнерами. Сейчас атомная энергетика рассматривается не только как источник электроэнергии, но и как индустриальный драйвер: она тянет за собой отечественные машиностроение, электронику, цифровизацию и химию материалов, а также высокотехнологичный и капиталоемкий экспорт.

Профессор Высшей школы бизнеса НИУ ВШЭ Михаил Аким отмечает, что атомная отрасль является технологическим флагманом российской экономики благодаря приумножению компетенций, а также сохранению инженерного и научного потенциала. «Прежде всего атомная энергия обеспечивает надежные поставки электроэнергии, критически важные для таких отраслей, как металлургия, химическая промышленность, обрабатывающие производства. Но также АЭС создают долгосрочный эффект развития регионов, высокооплачиваемые рабочие места для людей из разных областей и с разным образованием. Поэтому реализация программы атомной энергетики представляет собой долгосрочную инвестицию в региональный человеческий капитал, которая включает развитие образовательных и научных компетенций. А инвестиции в капиталоемкие проекты, как правило, создают мультипликационный эффект для других отраслей и секторов экономики»,— говорит он. Помимо этого, отмечает эксперт, на протяжении всего цикла строительства и эксплуатации создаются сложные цепочки поставок в области строительства, консультационных услуг, производства оборудования, компонентов и расходных материалов.

Особое влияние строительство АЭС имеет на модернизацию сетевого комплекса и инфраструктуры в целом. Интеграция гигаваттного генерирующего объекта требует детального аудита и модернизации электрических сетей, что, безусловно, повышает их надежность и создает дополнительную инвестиционную привлекательность региона, говорит Михаил Аким. Согласно исследованию европейской ядерной промышленности, проведенному Deloitte, каждый гигаватт установленной ядерной мощности генерирует €9,3 млрд ежегодных инвестиций в ядерную промышленность и смежные секторы экономики и обеспечивает постоянную и региональную занятость почти 10 тыс. человек.

По словам эксперта, атомная отрасль эволюционирует от поставщика электроэнергии к системному интегратору устойчивого развития. «В современных условиях без атомной энергетики невозможна диверсификация энергобаланса для достижения углеродной нейтральности. Кроме того, эта отрасль стимулирует прорывы в материаловедении, медицине и энергетическом машиностроении. Например, производство радиоизотопов для диагностики и лечения рака стало дополнительным продуктом атомных технологий»,— подчеркивает господин Аким.

Эксперты подчеркивают, что сооружение АЭС, без сомнения, является капиталоемким и при этом технологически сложным процессом. Существует ряд оценок влияния инвестиций в атомную энергетику на ВВП как вендоров, так и международных институтов, как, например, МВФ. Как правило, они исходят из эффектов порядка 3–4 руб. отдачи на рубль вложений (3,8–4,1 руб., по данным МВФ и WNA). Важным здесь является то, что этот эффект кратно превышает эффект от инвестиций в другие источники энергии, например ВИЭ (1,4–1,5 руб., по тем же данным), а также то, что благодаря высокой степени локализации технологий и услуг в атомной отрасли — большинство компонентов производится в России — львиная часть экономических эффектов остается в стране и работает на экономику, а не вымывается импортными поставками за рубеж, указывают в Kept.

Ольга Мордюшенко