Атомная энергия кратко. Атомная энергетика России – локомотив для развития других отраслей

Применение ядерной энергии для преобразования ее в электрическую впервые было осуществлено в нашей стране в 1954 г. В г. Обнинске была введена в действие первая атомная электростанция (АЭС) мощностью 5000 кВт. Энергия, выделяющаяся в ядерном реакторе, использовалась для превращения воды в пар, который вращал затем связанную с генератором турбину. Развитие ядерной энергетики. По такому же принципу действуют введенные в эксплуатацию Нововоронежская, Ленинградская, Курская, Кольская и другие АЭС. Реакторы этих станций имеют мощность 500-1000 МВт. Атомные электростанции строятся прежде всего в европейской части страны. Это связано с преимуществами АЭС по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе. Ядерные реакторы не потребляют дефицитного органического топлива и не загружают перевозками угля железнодорожный транспорт. Атомные электростанции не потребляют атмосферный кислород и не засоряют среду золой и продуктами сгорания. Однако размещение АЭС в густонаселенных областях таит в себе потенциальную угрозу. В реакторах на тепловых (т. е. медленных) нейтронах уран используется лишь на 1 -2%. Полное использование урана достигается в реакторах на быстрых нейтронах, в которых обеспечивается также воспроизводство нового ядерного горючего в виде плутония. В 1980 г. на Белоярской АЭС состоялся пуск первого в мире реактора на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ядерной энергетике, как и многим другим отраслям промышленности, присущи вредные или опасные факторы воздействия на окружающую среду. Наибольшую потенциальную опасность представляет радиоактивное загрязнение. Сложные проблемы возникают с захоронением радиоактивных отходов и демонтажем отслуживших свой срок атомных электростанций. Срок их службы около 20 лет, после чего восстановление станций из-за многолетнего воздействия радиации на материалы конструкций невозможно. АЭС проектируется с расчетом на максимальную безопасность персонала станции и населения. Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия предприятий ядерной энергетики в нормальном режиме эксплуатации. Однако взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции реакторов остается реальностью, поэтому принимаются строжайшие меры для снижения этого риска. Ядерные реакторы устанавливаются на атомных подводных лодках и ледоколах. Ядерное оружие. Неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом увеличения нейтронов осуществляется в атомной бомбе. Для того чтобы происходило почти мгновенное выделение энергии (взрыв), реакция должна идти на быстрых нейтронах (без применения 235 замедлителей). Взрывчатым веществом служит чистый уран g2U или 239 плутоний 94Ри. Чтобы мог произойти взрыв, размеры делящегося материала должны превышать критические. Это достигается либо путем быстрого соединения двух кусков делящегося материала с докритическими размерами, либо же за счет резкого сжатия одного куска до размеров, при которых утечка нейтронов через поверхность падает настолько, что размеры куска оказываются надкритическими. То и другое осуществляется с помощью обычных взрывчатых веществ. При взрыве бомбы температура достигает десятков миллионов кельвин. При такой температуре резко повышается давление и образуется мощная взрывная волна. Одновременно возникает мощное излучение. Продукты цепной реакции при взрыве бомбы сильно радиоактивны и опасны для живых организмов. Атомные бомбы применили США в конце Второй мировой войны против Японии. В 1945 г. были сброшены атомные бомбы на японские города Хиросима и Нагасаки. В термоядерной (водородной) бомбе для инициирования реакции синтеза используется взрыв атомной бомбы, помещенной внутри термоядерной. Нетривиальным решением оказалось то, что взрыв атомной бомбы используется не для повышения температуры, а для сильнейшего сжатия термоядерного топлива излучением, образующимся при взрыве атомной бомбы. В нашей стране основные идеи создания термоядерного взрыва были выдвинуты А. Д. Сахаровым. С созданием ядерного оружия победа в войне стала невозможной. Ядерная война способна привести человечество к гибели, поэтому народы всего мира настойчиво борются за запрещение ядерного оружия.

«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.

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».

Т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов. Эти страны производят от четверти до половины своей электроэнергии на АЭС. США производят на АЭС только восьмую часть своей электроэнергии, но это составляет около одной пятой ее мирового производства.

Атомная энергетика остается предметом острых дебатов. Сторонники и противники атомной энергетики резко расходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, широко распространено мнение о возможной утечке ядерного топлива из сферы производства электроэнергии и его использовании для производства ядерного оружия.

Ядерный топливный цикл.

Атомная энергетика – это сложное производство, включающее множество промышленных процессов, которые вместе образуют топливный цикл. Существуют разные типы топливных циклов, зависящие от типа реактора и от того, как протекает конечная стадия цикла.

Обычно топливный цикл состоит из следующих процессов. В рудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида урана, а радиоактивные отходы идут в отвал. Полученный оксид урана (желтый кек) преобразуется в гексафторид урана – газообразное соединение. Для повышения концентрации урана-235 гексафторид урана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уран снова переводят в твердый диоксид урана, из которого изготавливают топливные таблетки. Из таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), которые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядерного реактора АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уровнем радиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.

Ядерные реакторы.

Промышленные ядерные реакторы первоначально разрабатывались лишь в странах, обладающих ядерным оружием. США, СССР, Великобритания и Франция активно исследовали разные варианты ядерных реакторов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать три основных типа реакторов, различающиеся, главным образом, топливом, теплоносителем, применяемым для поддержания нужной температуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скорости нейтронов, выделяющихся в процессе распада и необходимых для поддержания цепной реакции.

Среди них первый (и наиболее распространенный) тип – это реактор на обогащенном уране, в котором и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные разновидности легководного реактора: реактор, в котором пар, вращающий турбины, образуется непосредственно в активной зоне (кипящий реактор), и реактор, в котором пар образуется во внешнем, или втором, контуре, связанном с первым контуром теплообменниками и парогенераторами (водо-водяной энергетический реактор – ВВЭР). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооруженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженерал электрик» и «Вестингауз» разрабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фирмы были также привлечены к реализации военных программ разработки технологий регенерации и обогащения ядерного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был разработан кипящий реактор с графитовым замедлителем.

Второй тип реактора, который нашел практическое применение, – газоохлаждаемый реактор (с графитовым замедлителем). Его создание также было тесно связано с ранними программами разработки ядерного оружия. В конце 1940-х – начале 1950-х годов Великобритания и Франция, стремясь к созданию собственных атомных бомб, уделяли основное внимание разработке газоохлаждаемых реакторов, которые довольно эффективно вырабатывают оружейный плутоний и к тому же могут работать на природном уране.

Третий тип реактора, имевший коммерческий успех, – это реактор, в котором и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные преимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем производство таких реакторов сосредоточилось главным образом в Канаде отчасти из-за ее обширных запасов урана.

Развитие атомной промышленности.

После Второй мировой войны в электроэнергетику во всем мире были инвестированы десятки миллиардов долларов. Этот строительный бум был вызван быстрым ростом спроса на электроэнергию, по темпам значительно превзошедшим рост населения и национального дохода. Основной упор делался на тепловые электростанции (ТЭС), работающие на угле и, в меньшей степени, на нефти и газе, а также на гидроэлектростанции. АЭС промышленного типа до 1969 не было. К 1973 практически во всех промышленно развитых странах оказались исчерпанными ресурсы крупномасштабной гидроэнергетики. Скачок цен на энергоносители после 1973, быстрый рост потребности в электроэнергии, а также растущая озабоченность возможностью утраты независимости национальной энергетики – все это способствовало утверждению взгляда на атомную энергетику как на единственный реальный альтернативный источник энергии в обозримом будущем. Эмбарго на арабскую нефть 1973–1974 породило дополнительную волну заказов и оптимистических прогнозов развития атомной энергетики.

Но каждый следующий год вносил свои коррективы в эти прогнозы. С одной стороны, атомная энергетика имела своих сторонников в правительствах, в урановой промышленности, исследовательских лабораториях и среди влиятельных энергетических компаний. С другой стороны, возникла сильная оппозиция, в которой объединились группы, защищающие интересы населения, чистоту окружающей среды и права потребителей. Споры, которые продолжаются и по сей день, сосредоточились главным образом вокруг вопросов вредного влияния различных этапов топливного цикла на окружающую среду, вероятности аварий реакторов и их возможных последствий, организации строительства и эксплуатации реакторов, приемлемых вариантов захоронения ядерных отходов, потенциальной возможности саботажа и нападения террористов на АЭС, а также вопросов умножения национальных и международных усилий в области нераспространения ядерного оружия.

Проблемы безопасности.

Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных реакторов в 1970-е и 1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аварии часто непредсказуемы. Например, в Чернобыле реактор 4-го энергоблока был серьезно поврежден в результате резкого скачка мощности, возникшего во время планового его выключения. Реактор находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аварийного расхолаживания и другими современными системами безопасности. Но никому и в голову не приходило, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообразный водород, образовавшийся в реакторе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взорвется так, что разрушит здание реактора. В результате аварии погибло более 30 человек, более 200 000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы радиации, был заражен источник водоснабжения Киева. На севере от места катастрофы – прямо на пути облака радиации – находятся обширные Припятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России.

В Соединенных Штатах предприятия, строящие и эксплуатирующие ядерные реакторы, тоже столкнулись с множеством проблем безопасности, что замедляло строительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих трудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Другой – развитие технологии ядерных реакторов, в ходе которого возникают новые проблемы. Но остаются и старые, такие, как коррозия труб парогенераторов и растрескивание трубопроводов кипящих реакторов. Не решены до конца и другие проблемы безопасности, например повреждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.

Экономика атомной энергетики.

Инвестиции в атомную энергетику, подобно инвестициям в другие области производства электроэнергии, экономически оправданы, если выполняются два условия: стоимость киловатт-часа не больше, чем при самом дешевом альтернативном способе производства, и ожидаемая потребность в электроэнергии, достаточно высокая, чтобы произведенная энергия могла продаваться по цене, превышающей ее себестоимость. В начале 1970-х годов мировые экономические перспективы выглядели очень благоприятными для атомной энергетики: быстро росли как потребность в электроэнергии, так и цены на основные виды топлива – уголь и нефть. Что же касается стоимости строительства АЭС, то почти все специалисты были убеждены, что она будет стабильной или даже станет снижаться. Однако в начале 1980-х годов стало ясно, что эти оценки ошибочны: рост спроса на электроэнергию прекратился, цены на природное топливо не только больше не росли, но даже начали снижаться, а строительство АЭС обходилось значительно дороже, чем предполагалось в самом пессимистическом прогнозе. В результате атомная энергетика повсюду вступила в полосу серьезных экономических трудностей, причем наиболее серьезными они оказались в стране, где она возникла и развивалась наиболее интенсивно, – в США.

Если провести сравнительный анализ экономики атомной энергетики в США, то становится понятным, почему эта отрасль промышленности потеряла конкурентоспособность. С начала 1970-х годов резко выросли затраты на АЭС. Затраты на обычную ТЭС складываются из прямых и косвенных капиталовложений, затрат на топливо, эксплуатационных расходов и расходов на техническое обслуживание. За срок службы ТЭС, работающей на угле, затраты на топливо составляют в среднем 50–60% всех затрат. В случае же АЭС доминируют капиталовложения, составляя около 70% всех затрат. Капитальные затраты на новые ядерные реакторы в среднем значительно превышают расходы на топливо угольных ТЭС за весь срок их службы, чем сводится на нет преимущество экономии на топливе в случае АЭС.

Перспективы атомной энергетики.

Среди тех, кто настаивает на необходимости продолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энергетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недоверия общества к безопасности ядерных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа реакторов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

Прототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в Германии, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, конструкция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно – без прямых действий операторов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных реакторах тоже применяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии проектирования. Но он получил серьезную поддержку в США среди тех, кто видит у него потенциальные преимущества перед модульным газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопределенной стоимости, трудностей разработки, а также спорного будущего самой атомной энергетики.

Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потребуются новые электростанции, осталось мало времени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, первоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энергетику.

Но помимо этих двух перспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зрения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энергоресурсы (солнечные батареи и т.д.) и на энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного оборудования и кондиционеров, то сэкономленной электроэнергии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.

Таким образом, атомная энергетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за строительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет решен ряд других проблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энергетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов – ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.

Энергия ядерной реакции сосредоточена в ядре атома. Атом – крошечная частица из которых состоит вся материя во Вселенной.

Количество энергии при ядерном делении огромно и она может использоваться для создания электричества, но её сначала необходимо освободить от атома.

Получение энергии

Использование энергии ядерной реакции происходит с помощью оборудования, которое может управлять атомным делением для производства электроэнергии.

Топливо, используемое для реакторов и производства энергии чаще всего гранулы элемента урана. В ядерном реакторе атомы урана вынуждены разваливаться. Когда они разделились, атомы выделяют мельчайшие частицы, называемые продуктами деления. Продукты деления воздействуют на другие атомы урана для разделения – начинается цепная реакция. Энергия ядра, выделяющаяся из этой цепной реакции создает тепло. Тепло от атомного реактора сильно нагревает его, поэтому он должен охлаждаться.

Технологически лучший охлаждающий агент обычно вода, но некоторые ядерные реакторы используют жидкий металл или расплавленные соли. Охлаждающее вещество, нагретое от ядра, производит пар. Пар воздействует на паровую турбину поворачивая её. Турбина через механическую передачу подключена к генератору, который вырабатывает электричество.
Реакторы управляются с помощью управляющих стержней которые можно настроить на количество вырабатываемого тепла. Управляющие стержни изготавливают из материала, как кадмий, гафний или бор чтобы поглощать некоторые из продуктов созданные ядерным делением. Стержни присутствуют во время цепной реакции для контроля реакции. Удаление стержней позволит сильнее развиться цепной реакции и создать больше электроэнергии.

Около 15 процентов мирового электричества генерируется атомными электростанциями.

Соединенные Штаты имеют более чем 100 реакторов, хотя США создает большую часть своей электроэнергии от ископаемого топлива и гидроэлектроэнергии.

В России 33 энергоблока на 10 атомных электростанциях -15% энергобаланса страны.

Литва, Франция и Словакия потребляют большую часть электроэнергии от атомных электростанций.

Ядерное топливо используемое для получения энергии

Уран – это топливо наиболее широко используемое для того чтобы производилась энергия ядерной реакции. Это потому что атомы урана относительно легко делятся на части. Конкретный тип урана для производства под названием U-235, встречается редко. U-235 составляет менее одного процента урана в мире.

Уран добывается в Австралии, Канаде, Казахстане, России, Узбекистане и должен быть обработан, прежде чем его можно будет использовать.

Поскольку ядерное топливо может использоваться для создания оружия, то производство относится к договору о нераспространении такого оружия по импортированию урана или плутония или другого ядерного топлива. Договор способствует мирному использованию топлива, а также ограничению распространения такого типа оружия.

Ядерная энергии и люди

Ядерная атомная энергия производит электричество, которое может использоваться для электропитания домов, школ, предприятий и больниц.

Первый реактор для производства электроэнергии был сооружен в штате Айдахо, США и экспериментально начал питать себя в 1951 году.

В 1954 году в Обнинске, Россия, была создана первая атомная электростанция, предназначенных для обеспечения энергии для людей.

Строительство реакторов с извлечением энергия ядерной реакции требует высокий уровень технологий и только страны, которые подписали договор о нераспространении могут получать уран или плутоний, который требуется. По этим причинам большинство атомных станций расположены в развитых странах мира.

Атомные электростанции производят возобновляемую, экологически чистые ресурсы. Они не загрязняют воздух или производят выбросы парниковых газов. Они могут быть построены в городской или сельской местности и радикально не изменяют окружающую среду вокруг них.

Радиоактивный материал электростанций

Радиоактивный материал в р еакторе безопасен так как охлаждается в отдельной структуре, называемой градирни. Пар превращается обратно в воду и может снова использоваться для производства электроэнергии. Избыточный пар просто перерабатывается в атмосферу, где он не вредит как чистая вода.

Однако, энергия ядерной реакции имеет побочный продукт в виде радиоактивного материала. Радиоактивный материал представляет собой совокупность нестабильных ядер. Эти ядра теряют свою энергию и могут повлиять на многие материалы вокруг них, в том числе живые организмы и окружающую среду. Радиоактивный материал может быть чрезвычайно токсичным, вызывая болезни, увеличивая риск для рака, болезни крови и распад костей.

Радиоактивными отходами является то, что осталось от эксплуатации ядерного реактора.

Радиоактивные отходы покрывают защитную одежду, которую носили рабочие, инструменты и ткани, которые были в контакте с радиоактивной пылью. Радиоактивные отходы долговечны. Материалы, как одежда и инструменты, могут быть радиоактивны тысячи лет. Государство регулирует, как эти материалы удаляются, чтобы не загрязнять что-нибудь еще.

Используемое топливо и стержни чрезвычайно радиоактивны. Гранулы используемого урана должны храниться в специальных контейнерах, которые выглядят как большие бассейны.Некоторые заводы хранят используемое топливо в надземных резервуарах сухого хранения.

Вода, охлаждающая топливо, не контактирует с радиоактивностью поэтому безопасна.

Известны также у которых принцип работы несколько другой.

Использование атомной энергии и радиационная безопасность

Критики использования энергии ядерной реакции беспокоятся, что хранилища для радиоактивных отходов будут течь, иметь трещины или разрушаться. Радиоактивный материал затем мог бы загрязнять почвы и грунтовых вод вблизи объекта. Это может привести к серьезным проблемам со здоровьем людей и живых организмов в этом районе. Всем людям пришлось бы эвакуироваться.

Это то, что произошло в Чернобыле, Украина, в 1986 году. Паровой взрыв в одном из электростанций четвертого ядерного реактора разрушил его и возник пожар. Образовалось облако радиоактивных частиц, который упал на землю или дрейфовал с ветром, а частицы вошли в круговорот воды в природе как дождь. Большинство радиоактивных выпадений упали в Белоруссии.

Экологические последствия Чернобыльской катастрофы произошли немедленно. В километрах вокруг объекта сосновый лес засох, а красный цвет мертвых сосен получил в этом районе прозвище Рыжий лес. Рыба от близлежащей реки Припять получила радиоактивность и люди больше не смогут её употребить. Крупный рогатый скот и лошади умерли. Более 100 000 человек эвакуированы после катастрофы, но количество человеческих жертв Чернобыля трудно определить.

Последствия радиационного отравления появляются только после многих лет. У таких болезней как рак трудно определить источник.

Будущее ядерной энергии

Реакторы используют деление или расщепление атомов для производства энергии.

Энергия ядерной реакции может также производиться путем слияния или присоединения атомов вместе. Производится . Солнце, например, постоянно подвергается ядерному синтезу водородных атомов формируя гелий. Так как жизнь на нашей планете зависит от Солнца, можно сказать, что расщепление делает возможным жизнь на Земле.

Атомные электростанции пока не имеют возможности безопасно и надежно производить энергию путем ядерного синтеза (соединения), но ученые исследуют ядерный синтез, потому что этот процесс скорее всего будет безопасным и экономически более эффективным как альтернативный вид энергии.

Энергия ядерной реакции огромна и должна использоваться людьми. Трудностью для получения этой энергии является множество конкурирующих конструкций с различными хладагентами, рабочими температурами и давлениями теплоносителя, замедлителями и т.д., в дополнение к диапазону проектных выходных мощностей. Таким образом, производственный опыт и опыт эксплуатации будет играть ключевую роль.