Вклад ядерной техники и технологий в обеспечение безопасности государства принято разделять на сферы гражданского (мирного) и военного применения. Такое разделение в известном смысле условно, поскольку конверсия ядерных технологий имела место на всех этапах их развития.

Основные направления мирного использования ядерной энергии:

• электроэнергетика;
• теплоснабжение населенных пунктов (коммунальное) и промышленных объектов (промышленное), опреснение морской воды;
• энергетические установки транспортного назначения, используемые в качестве энергоисточников на судах морского флота - ледоколах, лихтеровозах и др.;
• освоение месторождений арктического континентального шельфа;
• энергетические установки для энергоснабжения искусственных космических систем и объектов; ракетные двигатели;
• исследовательские реакторные установки различного назначения;
• получение изотопной продукции, необходимой для использования в медицине, технике, сельском хозяйстве;
• промышленное применение подземных ядерных взрывов.
• Основные направления военного использования ядерной энергии:
• наработка оружейных ядерных материалов;
• ядерное оружие;
• энергетические установки, используемые для накачки энергией лазерного оружия;
• энергетические установки для подводных лодок и надводных кораблей военно-морского флота и космических аппаратов.

Электроэнергетика. На большинстве действующих энергоблоков используются реакторы с водой под давлением (PWR, ВВЭР) или кипящие (BWR, РБМК), позволяющие достигнуть КПД электрогенерирования 31...33%. Быстрые и высокотемпературные (газоохлаждаемые) реакторы обеспечивают КПД электрогенерирования 41 ...43 %. Переход к газотурбинному преобразованию энергии при температуре за газоохлаждаемым реактором около 900 °С позволяет повысить КПД электрогенерирования до 48...49 %.

В 2002 г. общее мировое производство электроэнергии всех работающих атомных энергоблоков (441 блок суммарной установленной электрической мощностью 359 ГВт) равнялось 2574 ТВт-ч (примерно 16% производимой электроэнергии и 6 % мирового топливно-энергетического баланса).

Теплоснабжение с использованием атомных энергоисточников в настоящее время (при его ограниченных объемах) является достаточно подготовленным в техническом отношении, и его практическая реализация рассматривается как имеющая особое значение при замещении органического топлива ядер-ным. Применение ядерной энергетики в целях теплоснабжения населенных пунктов и промышленности началось практически одновременно с производством электричества ядерны-ми энергетическими реакторами.

Существуют три способа централизованного теплоснабжения от атомного источника:

• атомная тепловая электростанция (АТЭЦ) для комбинированной выработки электроэнергии и теплоты в одном агрегате;
• атомные котельные, служащие только для производства пара низкого давления и горячей воды (способ реализован в достаточно малых масштабах);
• использование теплофикационных возможностей конденсационных АЭС для получения теплоты.

Отпуск теплоты для отопления производят все АЭС России и стран СНГ, а также многие зарубежные (Болгария, Венгрия, Германия, Канада, США, Швейцария и др.). В соответствии с «Энергетической стратегией России на период до 2020 г.» производство тепловой энергии в России с использованием атомных источников увеличится с 6 млн Гкал в 1990 г. до 15 млн Гкал в 2020 г. Рост производства тепловой энергии предполагается за счет создания технических возможностей передачи тепловой энергии от АТЭЦ и действующих АЭС. При этом факторами, влияющими на экономическую эффективность теплоснабжения с использованием атомного энергоисточника, являются тип реакторной установки и капиталовложения в нее, концентрация тепловых нагрузок пользователей, протяженность магистральных тепловых сетей, а также сравнительные цены на ядерное и органическое топливо.

Использование тепловой энергии АЭС в промышленном масштабе в странах бывшего СССР было начато в конце 50-х гг. на Сибирской АЭС, где теплота использовалась для обогрева промышленных помещений и жилых домов. Высокая надежность и безопасность систем теплоснабжения была продемонстрирована на Билибинской АТЭЦ, работающей на Чукотке с 1974 г. Последний, четвертый, энергоблок был пущен в 1976 г. БиАТЭЦ - единственная в мире атомная станция, спроектированная для производства электроэнергии и теплоты для производственных и бытовых нужд Крайнего Севера в условиях вечной мерзлоты.

В России и за рубежом разработаны проекты реакторов средней и малой мощности, предназначенные только для теплофикационных целей - АСТ-500 (Россия), NHR-200 (Китай), SES-10 (Канада), Geyser (Швейцария и др.), а также для двухцелевого использования, т.е. для выработки теплоты и электричества -ВК-300, РУТА, АТЭЦ-200, АБВ, Саха-32 и КЛТ-40 (Россия), SMART (Республика Корея), CAREM-25 (Аргентина), MRX (Япония), ISIS (Италия).

Степень проработанности проектов варьируется от эскизного до рабочего. Для некоторых проектов построены и работают демонстрационные установки (SDR для SES-10, NHR-5 для NHR-200).

Теплота высокого температурного потенциала (до 1000 °С и выше), необходимая для химической промышленности, производства водорода, черной металлургии и других энергоемких технологий, может быть получена в охлаждаемых гелием реакторах. Реализация разработанных проектов таких реакторов и обеспечиваемых ими энерготехнологических комплексов технически реальна, но при современной стоимости органического топлива предпочтение отдается традиционным технологиям, использующим это топливо.

Опреснение. Одной из значительных и перспективных областей применения реакторов малой и средней мощности может стать опреснение морской воды и других сильно минерализованных и засоленных вод (шахтных и т.п.). Крупномасштабное производство пресной воды на основе применения ядерной энергии впервые было освоено в СССР. В 1973 г. в Казахстане был введен в эксплуатацию крупный промышленный водоопреснительный комплекс с быстрым реактором БН-350 с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем.

Многолетний опыт эксплуатации этого комплекса, многочисленные отечественные и зарубежные проектные проработки опреснительных установок с различными типами реакторов, детальное изучение проблемы в рамках исследовательских программ Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) позволяют считать ядерные реакторы экономически перспективными источниками энергоснабжения опреснительных установок, обеспечивающими возможность производства пресной воды на обширных территориях с децентрализованным энергоснабжением, что характерно для многих вододефицитных районов мира.

Транспортные энергетические установки. Судовые и корабельные ядерные установки были спроектированы и построены в России, США, ФРГ, Японии, Великобритании, Франции, Китае. Первое в мире атомное гражданское судно - атомный ледокол "Ленин" -было построено в 1959 г., а далее введена в эксплуатацию серия атомных ледоколов ("Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал") и контейнеровоз-лихтеровоз "Севморпуть". Опыт гражданского атомного судостроения в других странах (США - "Саванна", 1962 г.; ФРГ - "Отто Ганн", 1968 г.; Япония - "Муцу", 1974 г.) был несравненно меньшим.

Суммарная безаварийная работа ЯЭУ на российских ледоколах и лихтеровозе превысила 160 реакторо-лет; наработка оборудования на первых ЯЭУ составила более 100... 120 тыс.ч с сохранением работоспособности. За 35 лет эксплуатации атомных ледоколов и 9 лет эксплуатации "Севморпути" на них не было ядерно- или радиационно опасного инцидента, который привел бы к срыву рейса, облучению персонала или отрицательному воздействию на окружающую среду. Не отмечалось случаев профессионального заболевания, связанного с работой на реакторной установке.

Первые атомные подводные лодки были построены и переданы флоту в США в 1954 г., в России - в 1958 г. Впоследствии подводные лодки начали строить в Великобритании, Франции и Китае (соответственно 1963, 1971 и 1974 гг.). В России в период с 1957 г. по 1995 г. построена 261 атомная подводная лодка; основная часть АПЛ имеет по два ядерных реактора.

В условиях ограничения и сокращения вооружений на повестку дня поставлены задачи создания эффективной технологии утилизации снятых с эксплуатации атомных подводных лодок, а также - выбора и экономического обоснования новых областей применения эффективных технологий судовых ядерных энергетических установок. Среди последних лидируют:

плавучие атомные электростанции для снабжения электроэнергией и теплотой отдаленных регионов, не имеющих централизованного энергоснабжения.

К ним относятся

• северное и восточное побережья России, территории вдоль сибирских рек, некоторые островные страны Тихого океана и др.;
• плавучие атомные энергоблоки для опреснения морской воды;
• подводные аппараты для изучения Мирового океана, обследования затонувших судов, освоения придонных территорий, промышленной добычи железо-марганцевых конкреций и других полезных ископаемых со дна морей и океанов.

Освоение месторождения арктического континентального шельфа. В 90-е гг. прошлого века в России началась разработка проектов освоения месторождений арктического континентального шельфа. Общие (извлекаемые) запасы углеводородов на акватории Северного Ледовитого океана оцениваются в 100 млрд т у.т. Исследования российских проектных организаций показали возможность применения ядерной энергии для решения широкого круга задач энергообеспечения морского нефтегазового технологического цикла на арктическом шельфе. Появились проекты ядерного энергообеспечения добычи углеводородов на платформах в Баренцевом море, транспорта газа по подводным газопроводам на большие расстояния, крупнотоннажных подводных челночных танкеров (проекты атомного подводного ледокольного танкера КБ «Малахит», г. Санкт-Петербург; атомного подводного танкера для перевозки жидкого топлива из России в Японию, КБ «Лазурит», г. Нижний Новгород).

В рамках проекта освоения гигантского Штокмановского газоконденсатного месторождения выполнена оценка и показана возможность создания атомной подводной станции для перекачки природного газа по протяженным подводным газопроводам на большой глубине. В проектах новых установок использованы технические решения из обширного российского опыта проектирования и эксплуатации ЯЭУ с реактором с водой под давлением для Военно-морского флота и атомных ледоколов.

Ядерные энергетические установки на космических аппаратах могут использоваться как бортовые источники энергии или/и двигатели и имеют безусловные преимущества для космических ракетных кораблей при дальних межпланетных полетах, когда химические источники и/или поток солнечного излучения не могут обеспечить необходимую энерговооруженность экспедиции.

В России одним из основных направлений в разработке космических ЯЭУ является использование реакторов со встроенными в активную зону термоэмиссионными преобразователями - эффективных источников энергии для доставки космических аппаратов на геостационарную и другие энергоемкие орбиты с помощью электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ).

Первые летные испытания космической ЯЭУ «Бук» мощностью 3 кВт(эл.) с термоэмиссионными преобразователями, разрабатываемой с 1956 г., прошли в октябре 1970 г. (ИСЗ «Космос-367»). До 1988 г., когда был запущен ИСЗ «Космос-1932», в космос было отправлено 32 ЯЭУ «Бук».

Проводившиеся с 1958 г. разработки термоэмиссионной ЯЭУ «Топаз» мощностью 5...7 кВт(эл.) с многоэлементными электрогенерирующими каналами (ЭГК) включали проведение (начиная с 1970 г.) ресурсных испытаний на мощности семи образцов ЯЭУ. Первый в мире космический запуск термоэмиссионной ЯЭУ состоялся 02.02.1987 г. в составе экспериментального космического аппарата «Плазма-А» (ИСЗ «Космос-1818», орбита высотой 810/970 км). ЯЭУ проработала в автономном режиме 142 сут, вырабатывая свыше 7 кВт электроэнергии. Второй пуск ЯЭУ «Топаз» был осуществлен 10.07.1987 г. (ИСЗ Космос-1867», орбита высотой 797/813 км). Эта установка проработала в космосе 342 сут, выработав более 50 тыс. кВт-ч электроэнергии.

Значительный объем исследований, проектных и конструкторских разработок, дореак-торных и реакторных испытаний выполнен для решения задачи создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД) прямого действия, в котором водород, нагретый в активной зоне до температуры 2500...2800 К, расширяется в сопловом аппарате, обеспечивая получение удельного импульса около 850...900 с. Наземные испытания реакторов-прототипов подтвердили техническую возможность создания ЯРД с тягой несколько десятков (сотен) тонн.

Одной из наиболее предпочтительных схем применения ядерных реакторов в составе космических аппаратов является их использование для двух целей: на этапе вывода космических аппаратов с низкой околоземной орбиты на орбиту функционирования, как правило геостационарную, для электроснабжения маршевой ЭРДУ и на последующем этапе целевого использования - для энергопитания бортовой и функциональной аппаратуры космических аппаратов на конечной орбите.

В качестве нетрадиционного подхода к созданию ЯЭУ, предназначенной для работы в двух режимах со значительно различающейся электрической мощностью 100. ..150 кВт и 20...30 кВт со сроком службы до 15- 20 лет, ракетно-космической корпорацией «Энергия» предлагается новый принцип построения ЯЭУ. Для этого варианта предусмотрено разделение функций преобразования тепловой энергии в электрическую в транспортном режиме и режиме целевого использования космического аппарата между двумя соответствующими типами преобразователей: встроенным в активную зону реактора термоэмиссионным преобразователем, который применяется для энергопитания ЭРДУ (транспортный режим) и имеет короткий ресурс до 1,5 года, и размещенным вне активной зоны (для длительного энергопитания аппаратуры космического аппарата). Необходимая для функционирования энергия (в последнем случае) доставляется теплоносителем, нагреваемым в активной зоне реактора.

Прототипом термоэлектрического генератора рассматриваемой двухрежимной ЯЭУ может служить термоэлектрический генератор, разрабатывавшийся в США для установки SP-100 (ядерная энергоустановка на основе быстрого реактора, охлаждаемого литием, в которой кремний-германиевый термоэлектрический преобразователь планировался в качестве основного генератора энергии).

Исследовательские реакторные установки. По данным МАГАТЭ, на август 2000 г. в 60 странах мира находится в эксплуатации 288 исследовательских реакторов, их суммарная тепловая мощность составляет 3205 МВт (рис. В.2.1). Число действующих исследовательских реакторов в основных странах мира: Россия - 63, США - 55, Франция - 14, Германия- 14, Япония-20, Канада-9, Китай - 9, Великобритания - 3.324 исследовательских реактора остановлены и выведены из эксплуатации по причинам выработки ресурса основного технологического оборудования или завершения программ запланированных исследований. Из них по 21 реактору имеются проекты и выполняются работы по снятию с эксплуатации.

Рис. В.2.1. Число исследовательских реакторов в мире и их суммарная тепловая мощность

Получение изотопной продукции. Радиоактивные и стабильные нуклиды используются в составе различных приборов и установок, а также в качестве меченых соединений для научных исследований, технической и медицинской диагностики, лечения и изучения технологических процессов (табл. В.2.1 и В.2.2).

Радионуклиды получают путем облучения специальных материалов-мишеней в ядерных реакторах, а также на сильноточных ускорителях заряженных частиц - циклотронах и электронных ускорителях (табл. В.2.3, В.2.4).

Некоторые радионуклиды выделяют из облученного ядерного топлива как продукты деления. Ряд короткоживущих радионуклидов, предназначенных в основном для медицинских целей, получают непосредственно в клиниках с помощью так называемых генераторов короткоживущих нуклидов, которые представляют собой генетически связанные системы из двух нуклидов: долгоживущего (материнского) и короткоживущего (дочернего), который можно выделять по мере его накопления.

Промышленное применение подземных ядерных взрывов (ПЯВ) исследовалось с конца 1950-х гг. в основном в СССР и США. Впоследствии эта деятельность была регламентирована такими международными соглашениями, как договор «Об ограничении подземных испытаний ядерного оружия» (1974 г.); договор «О подземных ядерных взрывах в мирных целях» (1976 г.), а также Протоколом к последнему договору (1990 г.). В соответствии с этими соглашениями мощность каждого промышленного ПЯВ не должна превышать 150 кт. Суммарная мощность всех проведенных «мирных» ПЯВ не превышает 3...4 Мт.

В 1957 г. в Национальной Ливерморской лаборатории им. Лоуренса (США) по инициативе Э. Теллера и Г. Сиборга была разработана экспериментальная программа "Ploughshare" («Плужный лемех»), в рамках которой в период до 1973 г., когда эта программа была прекращена по техническим и экологическим соображениям, было проведено 27 ПЯВ. Возможными направлениями практического применения ПЯВ рассматривались: разработка нефтеносных сланцев в шт. Колорадо, углубление Панамского канала, сооружение гаваней на Аляске и на северо-западе Австралии, строительство канала через перешеек Кра в Таиланде и т.п.

Из 27 ПЯВ вне полигона в шт. Невада было проведено 4 ПЯВ. Из них наиболее удачным был взрыв 1967 г. с целью интенсификации добычи газа на месторождении в шт. Нью-Мексико, способствовавший 7-кратному увеличению давления в скважине. Успешными были также 5 ПЯВ на полигоне в шт. Невада, проведенные с экскавационными (на выброс грунта) целями.

Значительно более масштабный характер носило использование промышленных ПЯВ в СССР. Начиная с 15 января 1965 г., когда на Грачевском нефтяном месторождении в Башкирии успешно был проведен эксперимент по интенсификации с помощью ПЯВ притока нефти и газа на промысловых скважинах, по 1987 г. было проведено 115 ПЯВ (из них 81 -на территории России).

Их использовали для глубинного сейсмозондирования земной коры и мантии (39); интенсификации добычи нефти (20) и газа (1); сооружения подземных емкостей для углеводородного сырья (36); глушения аварийных газовых фонтанов на промыслах (5); экскавации грунта на трассе канала в связи с реализацией проекта переброски части стока северных рек европейской части России на юг (1 тройной ПЯВ); создания плотин (2) и водохранилищ (9); дробления рудных залежей (3); захоронения биологически опасных промстоков (2); предупреждения газовых выбросов в угольной шахте (1).

• Предыдущее: ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В ЭНЕРГЕТИЧЕСКОМ БАЛАНСЕ
• Следующее: Топливный цикл ядерной энергетики

Категория: ЯДЕРНАЯ ТЕХНИКА 

Двадцатый век прошел под знаком освоения энергии нового вида, заключенной в ядрах атомов, и стал веком ядерной физики. Эта энергия многократно превышает энергию топлива, применявшуюся человечеством в течение всей его истории.

Уже к середине 1939 года ученые мира располагали важными теоретическими и экспериментальными открытиями в области ядерной физики, что позволило выдвинуть обширную программу исследований в этом направлении. Оказалось, что атом урана можно расщепить на две части. При этом освобождается огромное количество энергии. Кроме того, в процессе расщепления выделяются нейтроны, которые в свою очередь могут расщепить другие атомы урана и вызвать цепную ядерную реакцию. Ядерная реакция деления урана весьма эффективна и далеко превосходит самые бурные химические реакции. Сравним атом урана и молекулу взрывчатого вещества – тринитротолуола (тротила). При распаде молекулы тротила выделяется 10 электронвольт энергии, а при распаде ядра урана – 200 млн. электрон-вольт, т. е. в 20 млн. раз больше.

Эти открытия произвели в научном мире сенсацию: в истории человечества не было научного события, более значительного по своим последствиям, чем проникновение в мир атома и овладение его энергией. Ученые понимали, что главное ее предназначение – производство электроэнергии и применение в других мирных направлениях. С вводом в эксплуатацию в СССР в 1954 г. первой в мире промышленной атомной электростанции мощностью 5 МВт в г. Обнинске началась эра атомной энергетики. Источником производства электроэнергии стало расщепление ядер урана.

Опыт эксплуатации первых АЭС показал реальность и надежность ядерно-энергетической технологии для промышленного производства электроэнергии. Развитые индустриальные страны приступили к проектированию и строительству АЭС с реакторами разных типов. К 1964 г. суммарная мощность АЭС в мире выросла до 5 млн. кВт.

С этого времени началось стремительное развитие атомной энергетики, которая, внося все более значимый вклад в общее производство электроэнергии в мире, стала новой многообещающей энергетической альтернативой. Начался бум заказов на строительство АЭС в США, позднее в Западной Европе, Японии, СССР. Темпы роста атомной энергетики достигли около 30% в год. Уже к 1986 г. в мире работали на АЭС 365 энергоблоков суммарной установленной мощностью 253 млн.кВт. Практически за 20 лет мощность АЭС увеличилась в 50 раз. Строительство АЭС велось в 30 странах мира (рис.1.1).

К тому времени широкую известность получили исследования Римского клуба – авторитетного сообщества ученых с мировыми именами. Выводы авторов исследований сводились к неизбежности достаточно близкого исчерпания природных запасов органических энергетических ресурсов, в том числе нефти, ключевых для мировой экономики, их резкого подорожания в ближайшей перспективе. С учетом этого атомная энергетика пришлась как нельзя более ко времени. Потенциальные запасы ядерного топлива (2 8 U, 2 5 U, 2 2 Th) на длительную перспективу решали жизненно важную проблему топливообеспечения при различных сценариях развития атомной энергетики.

Условия развития атомной энергетики были крайне благоприятны, причем экономические показатели АЭС также вселяли оптимизм, АЭС уже могли успешно конкурировать с ТЭС.

Атомная энергетика позволяла уменьшить потребление органического топлива и резко сократить выбросы загрязняющих веществ в окружающую среду от ТЭС.

Развитие атомной энергетики базировалось на сформировавшемся энергетическом секторе военно-промышленного комплекса – достаточно хорошо освоенных промышленных реакторах и реакторах для подводных лодок с использованием уже созданного для этих целей ядерного топливного цикла (ЯТЦ), приобретенных знаниях и значительном опыте. Атомная энергетика, имевшая огромную государственную поддержку, успешно вписалась в существующую энергетическую систему с учетом присущих этой системе правил и требований.

Проблема энергетической безопасности, обострившаяся в 70-е годы ХХ в. в связи с энергетическим кризисом, вызванным резким повышением цен на нефть, зависимостью ее поставки от политической обстановки, заставила многие страны пересмотреть свои энергетические программы. Развитие атомной энергетики, уменьшая потребление органического топлива, снижает энергетическую зависимость стран, не имеющих или имеющих ограниченные собственные топливно-энерге

тические ресурсы, от их ввоза и укрепляет энергетическую безопасность этих стран.

В процессе быстрого развития атомной энергетики из двух основных типов энергетических ядерных реакторов – на тепловых и быстрых нейтронах – наибольшее распространение в мире получили реакторы на тепловых нейтронах.

Разработанные разными странами типы и конструкции реакторов с разными замедлителями и теплоносителями стали основой национальной ядерной энергетики. Так, в США основными стали водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы, в Канаде – тяжеловодные реакторы на природном уране, в бывшем СССР – водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР) и уранографитовые кипящие реакторы (РБМК), росла единичная мощность реакторов. Так, реактор РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт был установлен на Ленинградской АЭС в 1973 г. Мощность крупных АЭС, например Запорожской АЭС (Украина), достигла 6000 МВт.

Учитывая, что блоки АЭС работают практически с постоянной мощностью, покрывая

АЭС «Три Майл Айленд» (США)

базовую часть суточного графика нагрузок объединенных энергосистем, параллельно с АЭС в мире строились высокоманевренные ГАЭС для покрытия переменной части графика и закрытия ночного провала в графике нагрузок.

Высокие темпы развития атомной энергетики не соответствовали уровню ее безопасности. На основании опыта эксплуатации объектов атомной энергетики, возрастающего научно-технического понимания процессов и возможных последствий возникла необходимость пересмотра технических требований, что вызывало увеличение капвложений и эксплуатационных затрат.

Серьезный удар развитию атомной энергетики был нанесен тяжелой аварией на АЭС «Три Майл Айленд» в США в 1979 г., а также на ряде других объектов, что привело к радикальному пересмотру требований безопасности, ужесточению действующих нормативов и пересмотру программ развития АЭС во всем мире, причинило огромный моральный и материальный ущерб атомной энергетике. В США, которые являлись лидером в атомной энергетике, с 1979 г. прекратились заказы на строительство АЭС, также сократилось их строительство в других странах.

Тяжелейшая авария на Чернобыльской АЭС в Украине в 1986 г., квалифицируемая по международной шкале ядерных инцидентов как авария самого высокого седьмого уровня и вызвавшая экологическую катастрофу на огромной территории, гибель людей, переселение сотен тысяч людей, подорвала доверие мирового сообщества к атомной энергетике.

«Трагедия в Чернобыле – это предупреждение. И не только в ядерной энергетике», – говорил академик В.А. Легасов, член правительственной комиссии, первый заместитель академика А.П. Александрова, возглавлявшего Институт атомной энергии имени И.В. Курчатова.

Во многих странах были приостановлены программы развития атомной энергетики, а в ряде стран вообще отказались от намеченных ранее планов по ее развитию.

Несмотря на это, к 2000 г. на АЭС, работающих в 37 странах мира, вырабатывалось 16% мирового производства электроэнергии.

Предпринятые беспрецедентные усилия по обеспечению безопасности эксплуатируемых АЭС позволили в начале XXI в. восстановить доверие общества к атомной энергетике. Наступает время «ренессанса» в ее развитии.

Кроме высокой экономической эффективности и конкурентоспособности, обеспеченности топливными ресурсами, надежности, безопасности, одним из важных факторов является то, что атомная энергетика относится к экологически наиболее чистым источникам электроэнергии, хотя остается проблема утилизации отработанного топлива.

Стала очевидной необходимость воспроизводства (бридинга) ядерного топлива, т.е. строительства также реакторов на быстрых нейтронах (бридеров), внедрения переработки полученного топлива. Развитие этого направления имело серьезные экономические стимулы и перспективы, велось во многих странах.

В СССР первые экспериментальные работы по промышленному использованию реакторов на быстрых нейтронах были начаты в

1949 г., а с середины 1950-х годов начался ввод в эксплуатацию серии опытно-экспериментальных реакторов БР-1, БР-5, БОР-60 (1969 г.), в 1973 г. была введена в действие двухцелевая АЭС с реактором мощностью 350 МВт для производства электроэнергии и опреснения морской воды, в 1980 году запущен промышленный реактор БН-600 мощностью 600 МВт.

Обширная программа развития этого направления реализовывалась в США. В 1966–1972 гг. был построен экспериментальный реактор «Enrico Fermi l», а в 1980 году введен в эксплуатацию крупнейший в мире исследовательский реактор FFTF мощностью 400 МВт. В Германии первый реактор начал работать в 1974 году, а построенный реактор большой мощности SNR-2 так и не был введен в эксплуатацию. Во Франции в 1973 году был пущен реактор «Phenix» мощностью 250 МВт, а в 1986 г. – «Superphenix» мощностью 1242 МВт. Япония в 1977 г. ввела в эксплуатацию опытный реактор «Joyo», а в 1994 г. – реактор «Monju» мощностью 280 МВт.

В условиях экологического кризиса, с которым мировое сообщество вошло в ХХI век, атомная энергетика может внести значительный вклад в обеспечение надежного электроснабжения, снижение выбросов в окружающую среду парниковых газов и загрязняющих веществ.

Атомная энергетика наилучшим образом отвечает принятым в мире принципам устойчивого развития, одним из важнейших требований которого является наличие достаточных топливно-энергетических ресурсов при стабильном их потреблении в долгосрочной перспективе.

В соответствии с прогнозами, основанными на расчетах и моделировании развития общества и мировой экономики в XXI веке, доминирующая роль электроэнергетики сохранится. К 2030 г. по прогнозу Международного энергетического агентства (МЭА) производство электроэнергии в мире увеличится более чем в 2 раза и превысит 30 трлн. кВт·ч, а согласно прогнозам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) в условиях «ренессанса» атомной энергетики ее доля увеличится до 25% мирового производства электроэнергии, причем уже в течение ближайших 15 лет в мире будет построено свыше 100 новых реакторов, а мощность АЭС возрастет с 370 млн. кВт в 2006 г. до 679 млн. кВт в 2030 г.

В настоящее время активно развивают атомную энергетику страны с высокой ее долей в общем объеме вырабатываемой электроэнергии, включая США, Японию, Южную Корею, Финляндию. Франция, переориентировав электроэнергетику страны на атомную и продолжая ее развивать, с успехом решила энергетическую проблему на многие десятилетия. Доля АЭС в производстве электроэнергии в этой стране достигает 80%. Развивающиеся страны с незначительной еще долей ядерной генерации электроэнергии высокими темпами строят АЭС. Так, Индия заявила о намерении в долгосрочной перспективе построить АЭС мощностью 40 млн. кВт, а Китай – более 100 млн. кВт.

Из 29 блоков АЭС, строившихся в 2006 г., 15 находились в Азии. Планируют впервые ввести АЭС Турция, Египет, Иордания, Чили, Таиланд, Вьетнам, Азербайджан, Польша, Грузия, Белоруссия и другие страны.

Дальнейшее развитие атомной энергетики планирует Россия, которая предусматривает к 2030 г. построить АЭС мощностью 40 млн. кВт. В Украине в соответствии с Энергетической стратегией Украины на период до 2030 г. предусматривается увеличивать выработку АЭС до 219 млрд. кВт·ч, сохранив ее на уровне 50% общей выработки, и повысить мощность АЭС практически в 2 раза, доведя ее до 29,5 млн. кВт, при коэффициенте использования установленной мощности (КИУМ) 85%, в том числе за счет ввода новых блоков мощностью 1–1,5 млн.кВт и продления срока эксплуатации действующих блоков АЭС (в 2006 г. в Украине мощность АЭС составила 13,8 млн. кВт с выработкой 90,2 млрд. кВт·ч электроэнергии, или около 48,7% общей выработки).

Ведущиеся во многих странах работы по дальнейшему совершенствованию реакторов на тепловых и быстрых нейтронах позволят обеспечить дальнейшее повышение их надежности, экономической эффективности и экологической безопасности. При этом важное значение приобретает международное сотрудничество. Так, при реализации в будущем международного проекта ГТ МСР (газотурбинный модульный гелиоохлаждаемый реактор), который характеризуется высоким уровнем безопасности и конкурентоспособности, минимизацией радиоактивных отходов, может повыситься к.п.д. до 50%.

Широкое применение в будущем двухкомпонентной структуры атомной энергетики, включающей АЭС с реакторами на тепловых нейтронах и с реакторами на быстрых нейтронах, воспроизводящих ядерное топливо, повысит эффективность использования природного урана и снизит уровень накопления радиоактивных отходов.

Следует отметить важнейшую роль в развитии атомной энергетики ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), который фактически является ее системообразующим фактором. Это вызвано следующими обстоятельствами:

• ЯТЦ должен обеспечиваться всеми необходимыми структурными, технологическими и конструктивными решениями для безопасной и эффективной работы;
• ЯТЦ является условием социальной приемлемости и экономической эффективности атомной энергетики и ее широкого использования;
• развитие ЯТЦ приведет к необходимости объединения задач обеспечения требуемого уровня безопасности АЭС, вырабатывающей электроэнергию, и минимизации рисков, связанных с производством ядерного топлива, включая добычу урана, транспортировку, переработку отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и захоронение радиоактивных отходов (единая система требований по безопасности);
• резкое увеличение добычи и использования урана (начальный этап ЯТЦ) ведет к росту опасности попадания природных долгоживущих радионуклидов в среду обитания, что требует повышения эффективности топливоиспользования, уменьшения количества отходов и замыкания топливного цикла.

Экономическая эффективность работы АЭС зависит напрямую от топливного цикла, включая сокращение времени на перегрузку топлива, повышение эксплуатационных характеристик тепловыделяющих сборок (ТВС). Поэтому важное значение имеет дальнейшее развитие и совершенствование ЯТЦ с высоким коэффициентом использования ядерного топлива, созданием малоотходного замкнутого топливного цикла.

Энергетической стратегией Украины предусматривается развитие национального топливного цикла. Так, добыча урана должна увеличиться с 0,8 тыс. т до 6,4 тыс. т в 2030 году, получит дальнейшее развитие отечественное производство циркония, циркониевых сплавов и комплектующих для тепловыделяющих сборок, а в перспективе создание замкнутого топливного цикла, а также участие в международной кооперации по производству ядерного топлива. Предусматривается корпоративное участие Украины в создании мощностей по изготовлению тепловыделяющих сборок для реакторов ВВЭР и в создании Международного центра по обогащению урана в России, вхождение Украины в предложенный США Международный банк ядерного топлива.

Обеспеченность топливом атомной энергетики имеет важнейшее значение для перспективы ее развития. Современные потребности в природном уране в мире составляют порядка 60 тыс. т при общих запасах около 16 млн.т.

В ХХI в. резко возрастет роль атомной энергетики в обеспечении возрастающего производства электроэнергии в мире с использованием более совершенных технологий. Атомная энергетика пока не имеет серьезного конкурента на длительную перспективу. Чтобы реализовать ее развитие в широких масштабах, она, как уже указывалось, должна обладать следующими свойствами: высокой эффективностью, обеспеченностью ресурсами, энергоизбыточностью, безопасностью, приемлемостью экологического воздействия. Первые три требования могут быть выполнены при использовании двухкомпонентной структуры атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов. При такой структуре можно значительно увеличить эффективность использования природного урана, снизить его добычу и ограничить уровень поступления радона в биосферу. Пути достижения необходимого уровня безопасности и снижения капитальных затрат для реакторов обоих типов уже известны, нужны время и средства на их реализацию. К моменту осознания обществом необходимости дальнейшего развития атомной энергетики технология двухкомпонентной структуры будет фактически подготовлена, хотя многое еще необходимо сделать в плане оптимизации ЯЭУ и структуры отрасли, включая и предприятия топливного цикла.

Уровень экологического воздействия в основном определяется количеством радионуклидов в топливном цикле (уран, плутоний) и в хранилищах (Np, Am, Cm, продукты деления).

Риск от воздействия короткоживущих изотопов, например 1 1 I и 9 0 Sr, l 7 Cs, может быть снижен до допустимого уровня за счет повышения безопасности АЭС, хранилищ, предприятий топливного цикла. Приемлемость такого риска можно доказать на практике. Но трудно доказать и невозможно продемонстрировать надежность захоронения долгоживущих актиноидов и продуктов деления в течение миллионов лет.

Несомненно, нельзя отказываться от поиска путей надежного захоронения радиоактивных отходов, но необходимо разрабатывать возможность использования актиноидов для получения энергии, т.е. замыкания топливного цикла не только по урану и плутонию, но и по актиноидам (Np, Am, Cm и др.). Трансмутация опасных долгоживущих продуктов деления в системе реакторов на тепловых нейтронах усложнит структуру атомной энергетики за счет дополнительных технологических процессов по изготовлению и переработке ядерного топлива или увеличит число типов ядерно-энергетических установок. Введение Np, Am, Cm, других актиноидов и продуктов деления в топливо реакторов усложнит их конструкцию, потребует разработки новых видов ядерного топлива, отрицательно скажется на безопасности.

В связи с этим рассматривается возможность создания трехкомпонентной структуры атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов и реакторов для сжигания Np, Am, Cm и других актиноидов и трансмутации некоторых продуктов деления.

Важнейшими проблемами являются переработка и удаление радиоактивных отходов, которые могут быть преобразованы в ядерное топливо.

В первой половине ХХI века человечеству предстоит осуществить научный и технический прорыв на пути освоения новых видов энергии, в том числе электроядерной с использованием ускорителей заряженных частиц, и в перспективе термоядерной, что требует объединения усилий, международной кооперации.

Тяньваньская АЭС – самая крупная по единичной мощности энергоблоков среди всех строящихся в настоящее время АЭС в Китае. Ее генплан предусматривает возможность строительства четырех энергоблоков мощностью 1000 МВт каждый. Станция расположена между Пекином и Шанхаем на берегу Желтого моря. Строительные работы на площадке начались в 1998 году. Первый энергоблок АЭС с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1000/428 и турбиной К-1000-60/3000, запущенный в мае 2006 года, был сдан в эксплуатацию 2 июня 2007 года, а второй такой же блок – 12 сентября 2007 года. В настоящее время оба энергоблока атомной станции работают стабильно на 100% мощности и снабжают электроэнергией китайскую провинцию Цзянсу. Планируется строительство третьего и четвертого энергоблоков АЭС «Тяньвань».

«Ядерная энергетика»

Введение

Энергетика – важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, который требует дополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты. С ростом населения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая, производство удобрений и т.д.

В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине или на морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы, ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однако использование ядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого, так как результаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяют отвести угрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемой при некоторых реакциях атомных ядер.

История развития атомной энергетики

В 1939 году впервые удалось расщепить атом урана. Прошло еще 3 года, и в США был создан реактор для осуществления управляемой ядерной реакции. Затем в 1945 г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирных целей ядерный синтез нельзя, но, если это станет возможным, то люди обеспечат себя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема – одно из важнейших направлений современной физики на протяжении последних 50 лет.

Приблизительно до 1800 года основным топливом было дерево. Энергия древесины получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Начиная с Индустриальной революции, люди зависели от полезных ископаемых – угля и нефти, энергия которых также происходила из запасенной солнечной энергии. Когда топливо типа угля сжигается, атомы водорода и углерода, содержащиеся в угле, объединяются с атомами кислорода воздуха. При возникновении водного или углеродистого диоксида происходит выделение высокой температуры, эквивалентной приблизительно 1.6 киловатт-час на килограмм или приблизительно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергии типично для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов. Части энергии, выделенной в виде высокой температуры, достаточно для поддержания продолжения реакции.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 МВт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 МВт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 МВт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС – перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Себестоимость 1 кВт-Ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 МВт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 МВт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Основы ядерной энергии

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов – протонов и нейтронов. Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Альфа-распад

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию, и только 2% ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4–10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, – 3,3 см.

Бета-распад

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа бета – распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К -захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада b – активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N = A – (Z +1).

Гамма-распад

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение – гамма-квант. Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления.

Ядерные реакторы

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714%.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

PAGE_BREAK--

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К . Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К =1. Размножающаяся система (реактор), в которой К =1, называется критической. Если К >1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К < 1 происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя. В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

Особенности ядерного реактора как источника теплоты

При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления, их бета – и гамма-излучениями, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейтронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейтронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

Действительно, Е= mu 2= 3RT, где Е – кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10-23 Дж/К – постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж, получим 1,6·10-6 Е = 2,07·10-16 Т, Т = 7,7·109E. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5·1011 К, тяжелого – 5·1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма – и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102 – 103 МВт/м3, в вихревых – 104 – 105 МВт/м3.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

Устройство энергетических ядерных реакторов

Энергетический ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.

Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов – слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

Классификация реакторов

Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235U в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 – 3%). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель – вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.

В реакторах на промежуточных нейтронах , в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Продолжение
--PAGE_BREAK--

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть – во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.

В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором – кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, – кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов – водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями . В реакторе – конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Ядерная энергия: за и против

Современная цивилизация немыслимабез электрической энергии. Выработка и использование электричества увеличивается с каждым годом, но перед человечеством уже маячит призрак грядущего энергетического голода из-за истощения месторождений горючих ископаемых и все больших экологических потерь при получении электроэнергии.
Энергия, выделяющаяся в ядерных реакциях, в миллионы раз выше, чем та, которую дают обычные химические реакции (например, реакция горения), так что теплотворная способность ядерного топлива оказывается неизмеримо большей, чем обычного топлива. Использовать ядерное топливо для выработки электроэнергии – чрезвычайно заманчивая идея.
Преимущества атомных электростанций (АЭС) перед тепловыми (ТЭЦ) и гидроэлектростанциями (ГЭС) очевидны: нет отходов, газовых выбросов, нет необходимости вести огромные объемы строительства, возводить плотины и хоронить плодородные земли на дне водохранилищ. Пожалуй, более экологичны, чем АЭС, только электростанции, использующие энергию солнечного излучения или ветра. Но и ветряки, и гелиостанции пока маломощны и не могут обеспечить потребности людей в дешевой электроэнергии – а эта потребность все быстрее растет. И все же целесообразность строительства и эксплуатации АЭС часто ставят под сомнение из-за вредного воздействия радиоактивных веществ на окружающую среду и человека.

Мировой опыт и перспективы развития ядерной энергетики

По данным МАГАТЭ, в настоящее время более 18% электроэнергии, вырабатываемой в мире, производится на ядерных реакторах, которые, к тому же, в отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, не загрязняют атмосферу. Неоспоримый плюс ядерной энергии – ее стоимость, которая ниже, чем на большинстве электростанций иных типов. По разным оценкам, в мире насчитывается около 440 ядерных реакторов обшей мощностью свыше 365 тыс. МВт, которые расположены более чем в 30 странах. В настоящее время в 12 странах строится 29 реакторов общей мощностью около 25 тыс. МВт.

По данным экспертов МАГАТЭ, к 2030 году мировые энергетические потребности увеличатся не менее чем на 50–60%. Наряду с ростом энергопотребления имеет место катастрофически быстрое исчерпание самых легкодоступных и удобных органических энергоносителей – газа и нефти. По прогнозным расчетам, как отмечает информационно-аналитический центр при администрации главы государства, сроки их запасов – 50–100 лет. Растущий спрос на энергоресурсы неизбежно ведет к их прогрессирующему удорожанию.

Атомная энергетика является одним из основных мировых источников энергообеспечения. По данным все того же Международного агентства по атомной энергии, только в 2000–2005 гг. в строй было введено 30 новых реакторов. Основные генерирующие мощности сосредоточены в Западной Европе и США.

Энергетическая стратегия России на период до 2020 года, утвержденная распоряжением Правительства Российской Федерации от 28.08.2003 №1234-р, устанавливает цели, задачи, основные направления и параметры развития топливно-энергетического баланса, предусматривая преодоление тенденции доминирования природного газа на внутреннем энергетическом рынке с уменьшением его доли в общем потреблении топливно-энергетических ресурсов, в частности за счет увеличения выработки электроэнергии на атомных и гидроэлектростанциях (с 10,8 до 12%).

В результате оптимизации топливно-энергетического баланса установлены приоритеты территориального размещения генерирующих мощностей: в Европейской части России развитие электроэнергетики целесообразно осуществлять за счет технического перевооружения действующих тепловых электростанций, создания мощностей парогазовых установок и максимального развития атомных электростанций, которые будут в значительной степени покрывать повышение потребности этого региона в электроэнергии.

В оптимистическом варианте развития экономики энерговыработка АЭС должна возрасти до 200 млрд кВтч в 2010 году (в 1,4 раза) и до 300 млрд кВтч в 2020 году (а 2 раза). Кроме того, предусматривается развитие производства тепловой энергии от атомных энергоисточников до 30 млн Гкал в год.

При умеренном варианте развития экономики потребность в производстве электроэнергии на атомных станциях может составить в 2020 году до 230 млрд кВтч. Возможность увеличения производства энергии на атомных станциях до 270 млрд кВтч связана с созданием энергокомплексов АЭС – ГАЭС, повышением объемов производства и потребления тепловой энергии в районах размещения действующих и новых АЭС и АТЭЦ (до 30 млн Гкал в год), а также с переводом газоперекачивающих станций магистральных трубопроводов на электропривод от АЭС, развитием энергоемких производств (алюминий, сжиженный газ, синтетическое жидкое топливо и др.).

Доля производства электроэнергии на атомных станциях в Европейской части России возрастет к 2020 году до 32%.

При темпах роста производства электроэнергии в России более 2% в год для атомной энергетики ставится цепь обеспечить ежегодный рост энерговыработки более 4% с темпом наращивания производства электроэнергии до 8 млрд кВтч и тепла – до 1,5 млн Гкал в год.

Атомно-энергетический комплекс России имеет потенциал для динамичного развития в соответствии с параметрами, установленными Энергетической стратегией России на период до 2020 года.

Государственное планирование СССР в 80-х годах XX века определяло к началу XXI вена создание мощностей атомных станций в России до 50 ГВт с темпом роста до 2 ГВт в год и производство тепла до 40 млн Гкал в год. Кроме того, предусматривалось строительство энергокомплексов АЭС – ГАЭС (до 10 ГВт пиковой мощности). Фактически в эксплуатацию введено около половины запланированных мощностей АЭС (реализованный темп роста – до 1 ГВт в год). В настоящее время более двух десятков энергоблоков атомных станций общей мощностью порядка 20 ГВт находятся на разных стадиях незавершенного строительства (вложения – более 2,5 млрд долл. США, или около 15% от суммарных капитальных затрат в создание этих мощностей).

Для обеспечения прогнозируемых уровней электро- и теплопотребления в максимальном варианте спроса необходим ввод генерирующих мощностей АЭС до 6 ГВт в текущем десятилетии (энергоблок 3 Калининской АЭС, энергоблок 5 Курской АЭС, энергоблок 2 Волгодонской АЭС, энергоблоки 5 и 6 Балаковской АЭС, энергоблок 4 Белоярской АЭС) и не менее 15 ГВт до 2020 года (с учетом воспроизводства энергоблоков первого поколения – 5,7 ГВт), а также до 2 ГВт АТЭЦ. В результате суммарная установленная мощность атомных станций России должна увеличиться до 40 ГВт при среднем КИУМ порядка 85% (уровень ведущих стран с развитой атомной энергетикой).

Продолжение
--PAGE_BREAK--

В соответствии с этим основными задачами развития атомной энергетики являются:

Модернизация и продление на 10–20 лет сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС;

Повышение эффективности энергопроизводства и использования энергии АЭС;

Создание комплексов по переработке радиоактивных отходов АЭС и системы обращения с облученным ядерным топливом;

Воспроизводство выбывающих энергоблоков первого поколения, в том числе путем реновации после завершения продленного срока их эксплуатации (при своевременном создании заделов);

Расширенное воспроизводство мощностей (средний темп роста – примерно 1 ГВт в год) и строительные заделы будущих периодов;

Освоение перспективных реакторных технологий (БН-800, ВВЭР-1500, АТЭЦ и др.) при развитии соответствующей топливной базы.

Для решения этих задач требуются развитие строительно-монтажного комплекса и атомного энергомашиностроения (для роста темпов ввода мощностей от 0,2 до 1,5 ГВт в год), а также рост кадрового потенциала.

Важнейшими факторами развития атомной энергетики являются повышение эффективности выработки энергии на АЭС за счет снижения удельных затрат на производство (внутренние резервы) и расширение рынков сбыта энергии атомных станций (внешний потенциал).

К внутренним резервам АЭС (около 20% энерговыработки) относятся:

Повышение НИУМ до 85% с темпом роста в среднем до 2% в год за счет окращения сроков ремонтов и увеличения межремонтного периода, удлинения топливных циклов, снижения числа отказов оборудования при его модернизации и реновации, что обеспечит дополнительное производство электроэнергии на действующих АЭС около 20 млрд кВтч в год (эквивалентно вводу установленной мощности до 3 ГВт при удельных капитальных затратах до 150 долл./кВт);

Повышение КПД энергоблоков за счет улучшения эксплуатационных характеристик и режимов с дополнительной выработкой на действующих АЭС более 7 млрд кВтч в год (равноценно вводу мощности 1 ГВт при удельных капитальных затратах порядка 200 долл./кВт);

Снижение производственных издержек, в том числе за счет сокращения расхода энергии на собственные нужды (до проектных значений, составляющих около 6%) и уменьшения удельной численности персонала.

Внешний потенциал – расширение действующих и создание новых рынков использования энергии и мощности АЭС (более 20% энерговыработки):

Развитие производства тепловой энергии и теплоснабжения (в том числе создание АТЭЦ), электроаккумуляция тепла для теплоснабжения крупных городов, использование сбросного низкопотенциального тепла;

Перевод компрессорных станций газотранспортных систем общей мощностью более 3 ГВт на электропривод от АЭС, что обеспечит экономию газа более 7 млрд м3 в год;

Участие в покрытии неравномерности суточного графика нагрузок путем создания энергокомплексов АЭС – ГАЭС – пиковая мощность до 5 ГВт;

Развитие энергоемких производств алюминия, сжиженного газа, синтетического жидкого топлива, водорода с использованием энергии АЭС.

Планируемые параметры развития атомной энергетики определяют сдержанный рост тарифов на производство электроэнергии АЭС до 2,4 цента за 1 кВтч к 2015 году. Эксплуатационная составляющая тарифа ТЭС (порядка 3 цент/(кВтч) – в основном затраты на топливо) прогнозируется выше тарифа атомных станций. Средний запас конкурентоспособности АЭС составит более 1,5 цент/(кВт-ч), или около 30%. Оценки показывают, что максимальное развитие атомной энергетики к 2020 году обеспечит стабилизацию отпускного тарифа для потребителей и предотвратит его увеличение до 10% в случае приостановки развития АЭС.

Достижение установленных параметров стратегического развития атомной энергетики России предусматривает реализацию:

Потенциала максимального повышения эффективности АЭС, воспроизводства (реновации) и развития мощностей атомных станций;

Долгосрочной инвестиционной политики в государственном атомноэнергетическом секторе экономики;

Эффективных источников и механизмов достаточного и своевременного обеспечения инвестициями.

Потенциальные возможности, основные принципы и направления перспективного развития атомной энергетики России с учетом возможностей топливной базы определены Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одобренной в 2000 году Правительством Российской Федерации.

Разведанные и потенциальные запасы природного урана, накопленные резервы урана и плутония, существующие мощности ядерного топливного цикла при экономически обоснованной инвестиционной и экспортно-импортной политике обеспечивают максимальное развитие атомной энергетики до 2030 года при использовании в основном реакторов типа ВВЭР в открытом ядерном топливном цикле.

Перспективы долгосрочного развития атомной энергетики связаны с реальной возможностью возобновления и регенерации ядерных топливных ресурсов без потери конкурентоспособности и безопасности атомной энергетики. Отраслевая технологическая политика предусматривает эволюционное внедрение в 2010–2030 годах новой ядерной энерготехнологий четвертого поколения на быстрых реакторах с замыканием ядерного топливного цикла и уран-плутониевым топливом, что снимает ограничения в отношении топливного сырья на обозримую перспективу.

Развитие атомной энергетики позволит оптимизировать баланс топливно-энергетических ресурсов, сдержать рост стоимости электрической и тепловой энергии для потребителей, а также будет способствовать эффективному росту экономики и ВВП, наращиванию технологического потенциала для долгосрочного развития энергетики на основе безопасных и экономически эффективных атомных станций.

Экология

Даже если атомная электростанция работает идеально и без малейших сбоев, ее эксплуатация неизбежно ведет к накоплению радиоактивных веществ. Поэтому людям приходится решать очень серьезную проблему, имя которой – безопасное хранение отходов.

Отходы любой отрасли промышленности при огромных масштабах производства энергии, различных изделий и материалов создают огромной проблемой. Загрязнение окружающей среды и атмосферы во многих районах нашей планеты внушает тревогу и опасения. Речь идет о возможности сохранения животного и растительного мира уже не в первозданном виде, а хотя бы в пределах минимальных экологических норм.

Радиоактивные отходы образуются почти на всех стадиях ядерного цикла. Они накапливаются в виде жидких, твердых и газообразных веществ с разным уровнем активности и концентрации. Большинство отходов являются низкоактивными: это вода, используемая для очистки газов и поверхностей реактора, перчатки и обувь, загрязненные инструменты и перегоревшие лампочки из радиоактивных помещений, отработавшее оборудование, пыль, газовые фильтры и многое другое.

Газы и загрязненную воду пропускают через специальные фильтры, пока они не достигнут чистоты атмосферного воздуха и питьевой воды. Ставшие радиоактивными фильтры перерабатывают вместе с твердыми отходами. Их смешивают с цементом и превращают в блоки или вместе с горячим битумом заливают в стальные емкости.

Труднее всего подготовить к долговременному хранению высокоактивные отходы. Лучше всего такой «мусор» превращать в стекло и керамику. Для этого отходы прокаливают и сплавляют с веществами, образующими стеклокерамическую массу. Рассчитано, что для растворения 1 мм поверхностного слоя такой массы в воде потребуется не менее 100 лет.

В отличие от многих химических отходов, опасность радиоактивных отходов со временем снижается. Бoльшая часть радиоактивных изотопов имеет период полураспада около 30 лет, поэтому уже через 300 лет они почти полностью исчезнут. Так что для окончательного удаления радиоактивных отходов необходимо строить такие долговременные хранилища, которые позволили бы надежно изолировать отходы от их проникновения в окружающую среду до полного распада радионуклидов. Такие хранилища называют могильниками.

Необходимо учитывать, что высокоактивные отходы долгое время выделяют значительное количество теплоты. Поэтому чаще всего их удаляют в глубинные зоны земной коры. Вокруг хранилища устанавливают контролируемую зону, в которой вводят ограничения на деятельность человека, в том числе бурение и добычу полезных ископаемых.

Предлагался еще один способ решения проблемы радиоактивных отходов – отправлять их в космос. Действительно, объем отходов невелик, поэтому их можно удалить на такие космические орбиты, которые не пересекаются с орбитой Земли, и навсегда избавиться радиоактивного загрязнения. Однако этот путь был отвергнут из-за опасности непредвиденного возвращения на Землю ракеты-носителя в случае возникновения каких-либо неполадок.

В некоторых странах серьезно рассматривается метод захоронения твердых радиоактивных отходов в глубинные воды океанов. Этот метод подкупает своей простотой и экономичностью. Однако такой способ вызывает серьезные возражения, основанные на коррозионных свойствах морской воды. Высказываются опасения, что коррозия достаточно быстро нарушит целостность контейнеров, и радиоактивные вещества попадут в воду, а морские течения разнесут активность по морским просторам.

Эксплуатация АЭС сопровождается не только опасностью радиационного загрязнения, но и другими видами воздействия на окружающую среду. Основным является тепловое воздействие. Оно в полтора-два раза выше, чем от тепловых электростанций.

При работе АЭС возникает необходимость охлаждения отработанного водяного пара. Самым простым способом является охлаждение водой из реки, озера, моря или специально сооруженных бассейнов. Вода, нагретая на 5–15 °С, вновь возвращается в тот же источник. Но этот способ несет с собой опасность ухудшения экологической обстановки в водной среде в местах расположения АЭС.

Большее применение находит система водоснабжения с использованием градирен, в которых охлаждение воды происходит за счет ее частичного испарения и охлаждения.

Небольшие потери пополняются постоянной подпиткой свежей водой. При такой системе охлаждения в атмосферу выбрасывается огромного количество водяного пара и капельной влаги. Это может привести к увеличению количества выпадающих осадков, частоты образования туманов, облачности.

В последние годы стали применять систему воздушного охлаждения водяного пара. В этом случае нет потерь воды, и она наиболее безвредна для окружающей среды. Однако такая система не работает при высокой средней температуре окружающего воздуха. Кроме того, себестоимость электроэнергии существенно возрастает.

Заключение

Энергетическая проблема – одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии. Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую острую проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет серьезную опасность для человечества.

Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы.

На ближайшем этапе развития энергетики (первые десятилетия XXI в.) наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Однако можно надеяться, что человечество не остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах.

Список используемой литературы

1) Кесслер «Ядерная энергетика» Москва: Энергоиздат, 1986 г.

2) Х. Маргулова «Атомная энергетика сегодня и завтра» Москва: Высшая школа, 1989 г.

3) Дж. Коллиер, Дж. Хьюитт «Введение в ядерную энергетику» Москва: Энергоатомиздат, 1989 г.

Nuclear power см. Атомная энергетика. В зарубежной литературе употребляются более точные термины «ядерная энергетика» и «ядерная электростанция». У нас укоренились термины «атомная энергетика» и «атомная электростанция». Термины атомной… … Термины атомной энергетики

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - отрасль энергетики, в к рой источником получаемой полезной энергии (электрической, тепловой) является ядерная энергия, преобразуемая в полезную на атомных энергетич. установках: атомных электростанциях (АЭС), атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ)… … Физическая энциклопедия

ядерная энергетика - Раздел энергетики, связанный с использованием ядерной энергии для производства тепла и электрической энергии. [ГОСТ 19431 84] ядерная энергетика (атомная энергетика) отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрификации и… … Справочник технического переводчика

Ядерная энергетика - отрасль энергетики, занимающаяся преобразованием ядерной энергии в другие виды энергии с целью практического применения. Основу ядерной энергетики составляют атомные электростанции. Синонимы: Атомная энергетика См. также: Энергетика Финансовый… … Финансовый словарь

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - (атомная энергетика) отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа ядерной… … Большой Энциклопедический словарь

ядерная энергетика - Отрасль народного хозяйства, использующая энергию цепной ядерной реакции как источник энергии; особая форма энергии, использующая ядерную реакцию для вращения генераторов и получения электроэнергии. Syn.: атомная энергетика; атомная энергия … Словарь по географии

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - отрасль (см.), использующая (см. (20)) для электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа Я. э. атомные электростанции … Большая политехническая энциклопедия

Ядерная энергетика - 5. Ядерная энергетика Раздел энергетики, связанный с использованием ядерной энергии для производства тепла и электрической энергии Источник: ГОСТ 19431 84: Энергетика и электрификация. Термины и определения оригинал документа … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

ядерная энергетика - одна из отраслей топливно энергетического комплекса, использующая ядерную энергию для получения тепла и электричества; область науки и техники, занимающаяся изучением способов и методов преобразования ядерной энергии в другие виды энергии. Основу … Энциклопедия техники

ядерная энергетика - (атомная энергетика), отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа ядерной… … Энциклопедический словарь

Книги

• , Г.А. Бать. Ядерная энергетика. Основы теории и методы рассчёта ядерных энергетических реакторов. Год выпуска: 1982 Авторы: Г. А. Бать, Г. Г. Бартоломей, В. Д. Байбаков, М. С. Алхутов. Воспроизведено в… Купить за 2252 грн (только Украина)
• Основы теории и методы рассчёта ядерных энергетических реакторов , Бать Г.А.. Ядерная энергетика. Основы теории и методы рассчёта ядерных энергетических реакторов. Год выпуска: 1982 Авторы: Г. А. Бать, Г. Г. Бартоломей, В. Д. Байбаков, М. С. Алхутов. Воспроизведено в…

Повсеместное применение ядерной энергии началось благодаря научно-техническому прогрессу не только в военной области, но и в мирных целях. Сегодня нельзя обойтись без нее в промышленности, энергетике и медицине.

Вместе с тем, использование ядерной энергии имеет не только преимущества, но и недостатки. Прежде всего, это опасность радиации, как для человека, так и для окружающей среды.

Применение ядерной энергии развивается в двух направлениях: использование в энергетике и использование радиоактивных изотопов.

Изначально атомную энергию предполагалось использовать только в военных целях, и все разработки шли в этом направлении.

Использование ядерной энергии в военной сфере

Большое количество высокоактивных материалов используют для производства ядерного оружия. По оценкам экспертов, ядерные боеголовки содержат несколько тонн плутония.

Ядерное оружие относят к потому что оно производит разрушения на огромных территориях.

По радиусу действия и мощности заряда ядерное оружие делится на:

• Тактическое.
• Оперативно-тактическое.
• Стратегическое.

Ядерные боеприпасы делят на атомные и водородные. В основу ядерного оружия положены неуправляемые цепные реакции деления тяжелых ядер и реакции Для цепной реакции используют уран либо плутоний.

Хранение такого большого количества опасных материалов - это большая угроза для человечества. А применение ядерной энергии в военных целях может привести к тяжелым последствиям.

Впервые ядерное оружие было применено в 1945 году для атаки на японские города Хиросима и Нагасаки. Последствия этой атаки были катастрофичными. Как известно, это было первое и последнее применение ядерной энергии в войне.

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ)

МАГАТЭ создано в 1957 году с целью развития сотрудничества между странами в области использования атомной энергии в мирных целях. С самого начала агентство осуществляет программу «Ядерная безопасность и защита окружающей среды».

Но самая главная функция - это контроль за деятельностью стран в ядерной сфере. Организация контролирует, чтобы разработки и использование ядерной энергии происходили только в мирных целях.

Цель этой программы - обеспечивать безопасное использование ядерной энергии, защита человека и экологии от воздействия радиации. Также агентство занималось изучением последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

Также агентство поддерживает изучение, развитие и применение ядерной энергии в мирных целях и выступает посредником при обмене услугами и материалами между членами агентства.

Вместе с ООН МАГАТЭ определяет и устанавливает нормы в области безопасности и охраны здоровья.

Атомная энергетика

Во второй половине сороковых годов двадцатого столетия советские ученые начали разрабатывать первые проекты мирного использования атома. Главным направлением этих разработок стала электроэнергетика.

И в 1954 году в СССР построили станцию. После этого программы быстрого роста атомной энергетики начали разрабатывать в США, Великобритании, ФРГ и Франции. Но большинство из них не были выполнены. Как оказалось, АЭС не смогла конкурировать со станциями, которые работают на угле, газе и мазуте.

Но после начала мирового энергетического кризиса и подорожания нефти спрос на атомную энергетику вырос. В 70-х годах прошлого столетия эксперты считали, что мощность всех АЭС сможет заменить половину электростанций.

В середине 80-х рост атомной энергетики снова замедлился, сраны начали пересматривать планы на сооружение новых АЭС. Этому способствовали как политика энергосбережения и снижение цены на нефть, так и катастрофа на Чернобыльской станции, которая имела негативные последствия не только для Украины.

После некоторые страны вообще прекратили сооружение и эксплуатацию атомных электростанций.

Атомная энергия для полетов в космос

В космос слетало более трех десятков ядерных реакторов, они использовались для получения энергии.

Впервые ядерный реактор в космосе применили американцы в 1965 году. В качестве топлива использовался уран-235. Проработал он 43 дня.

В Советском Союзе реактор «Ромашка» был запущен в Институте атомной энергии. Его предполагалось использовать на космических аппаратах вместе с Но после всех испытаний он так и не был запущен в космос.

Следующая ядерная установка «Бук» была применена на спутнике радиолокационной разведки. Первый аппарат был запущен в 1970 году с космодрома Байконур.

Сегодня «Роскосмос» и «Росатом» предлагают сконструировать космический корабль, который будет оснащен ядерным ракетным двигателем и сможет добраться до Луны и Марса. Но пока что это все на стадии предложения.

Применение ядерной энергии в промышленности

Атомная энергия применяется для повышения чувствительности химического анализа и производства аммиака, водорода и других химических реагентов, которые используются для производства удобрений.

Ядерная энергия, применение которой в химической промышленности позволяет получать новые химические элементы, помогает воссоздавать процессы, которые происходят в земной коре.

Для опреснения соленых вод также применяется ядерная энергия. Применение в черной металлургии позволяет восстанавливать железо из железной руды. В цветной - применяется для производства алюминия.

Использование ядерной энергии в сельском хозяйстве

Применение ядерной энергии в сельском хозяйстве решает задачи селекции и помогает в борьбе с вредителями.

Ядерную энергию применяют для появления мутаций в семенах. Делается это для получения новых сортов, которые приносят больше урожая и устойчивы к болезням сельскохозяйственных культур. Так, больше половины пшеницы, выращиваемой в Италии для изготовления макарон, было выведено с помощью мутаций.

Также с помощью радиоизотопов определяют лучшие способы внесения удобрений. Например, с их помощью определили, что при выращивании риса можно уменьшить внесение азотных удобрений. Это не только сэкономило деньги, но и сохранило экологию.

Немного странное использование ядерной энергии - это облучение личинок насекомых. Делается это для того, чтобы выводить их безвредно для окружающей среды. В таком случае насекомые, появившееся из облученных личинок, не имеют потомства, но в остальных отношениях вполне нормальны.

Ядерная медицина

Медицина использует радиоактивные изотопы для постановки точного диагноза. Медицинские изотопы имеют малый период полураспада и не представляет особой опасности как для окружающих, так и для пациента.

Еще одно применение ядерной энергии в медицине было открыто совсем недавно. Это позитронно-эмиссионная томография. С ее помощью можно обнаружить рак на ранних стадиях.

Применение ядерной энергии на транспорте

В начале 50-х годов прошлого века были предприняты попытки создать танк на ядерной тяге. Разработки начались в США, но проект так и не был воплощен в жизнь. В основном из-за того, что в этих танках так и не смогли решить проблему экранирования экипажа.

Известная компания Ford трудилась над автомобилем, который бы работал на ядерной энергии. Но дальше макета производство такой машины не зашло.

Все дело в том, что ядерная установка занимала очень много места, и автомобиль получался очень габаритным. Компактные реакторы так и не появились, поэтому амбициозный проект свернули.

Наверное, самый известный транспорт, который работает на ядерной энергии - это различные суда как военного, так и гражданского назначения:

• Транспортные суда.
• Авианосцы.
• Подводные лодки.
• Крейсеры.
• Атомные подводные лодки.

Плюсы и минусы использования ядерной энергии

Сегодня доля в мировом производстве энергии составляет примерно 17 процентов. Хотя человечество использует но его запасы не бесконечны.

Поэтому, как альтернативный вариант, используется Но процесс его получения и использования связан с большим риском для жизни и окружающей среды.

Конечно, постоянно совершенствуются ядерные реакторы, предпринимаются все возможные меры безопасности, но иногда этого недостаточно. Примером могут служить аварии на Чернобыльской и Фукусиме.

С одной стороны, исправно работающий реактор не выбрасывает в окружающую среду никакой радиации, тогда как из тепловых электростанций в атмосферу попадает большое количество вредных веществ.

Самую большую опасность представляет отработанное топливо, его переработка и хранение. Потому что на сегодняшний день не изобретен полностью безопасный способ утилизации ядерных отходов.