Состояние вопроса

Современное состояние ядерной энергетики (на 20.01.2014 г.) можно представить следующими цифрами:

- 438 действующих энергоблоков (ЭБ), установленная мощность 374332 МBт (эл.);

-из них 64 энергоблока старше 40 лет, установленная мощность 39091 МВт (эл.);

- 84 реактора типа BWR (кипящие реакторы), установленная мощность 78046 МBт (эл.);

- 71 энергоблок в стадии строительства, установленная мощность 70612 МBт (эл.)

На момент аварии на АЭС «Фукусима-1» (11.03.2011 г.) в мире эксплуатировалось 448 энергоблоков установленной мощностью 380280 МВт (эл.). В настоящее время осталось 438 действующих реакторов. В это число входит и 51 японский энергоблок, которые были временно остановлены на проверку их безопасности. Все реакторы АЭС «Фукусима-1» включаться не будут.

Если рассматривать энергетические проблемы человечества в перспективе, то следует открыто признать, что ни современные ядерные реакторы, ни топливо на основе урана-235 не являются панацеей. Ограничения связаны с имманентными (внутренне присущими) им недостатками. Перечислим лишь некоторые из них:

- низкая эффективность (неэкономичность) топливоиспользования и деградация нейтронного потенциала (отсутствие воспроизводства ядерного горючего). Действующие сегодня реакторы используют около 1 % добываемого урана;

- разведанных запасов урана по приемлемой цене на Земле 4.7 млн. тонн. Одному реактору мощностью миллион киловатт в год требуется примерно 180 тонн природного урана. Реакторов - 440. Итого – 79200 тонн в год. 4.7 млн. делим на 79200 получаем ~ 59 лет. А при росте, намеченном Китаем, может оказаться существенно меньше. Конечно, в перспективе можно рассматривать добычу урана по более дорогой цене. Но чем выше цена, тем уже круг потребителей, а сегодня принципиально стоит вопрос о резком увеличении числа потребителей энергии, например, в развивающихся странах.

- накопление радиоактивных отходов (РАО) и облученного ядерного топлива (ОЯТ) пропорционально выработке электроэнергии. В России к началу 2014 г. на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов было накоплено 23. тыс. т ОЯТ. В России прирост составляет 950 т ежегодно. В мире накоплено уже более 420 тыс. т ОЯТ, и ежегодно эта цифра возрастает на 14-16 тыс. т. Только незначительная часть ОЯТ перерабатывается на радиохимических заводах. На АЭС России происходит накопление ОЯТ в густонаселенных районах Европейской части. В том количестве ОЯТ, которое накоплено в России, содержание плутония составляет около 215 т;

- при современных масштабах ЯЭ в мире на АЭС ежегодно нарабатывается до 93 т высокофонового плутония, который является особым веществом в проблеме негативного воздействия на окружающую среду;

- остаточная активность плутония, трансплутониевых элементов, нептуния и продуктов деления, на несколько порядков превосходящая активность природного урана, представляет радиоэкологическую опасность в течение тысячелетий. Поэтому их изоляция от окружающей среды (помимо сложности технических решений) требует колоссальных финансовых затрат, а любое существенное нарушение в обращении может привести к крупной экологической катастрофе. В настоящее время ни одна из стран в мире не перешла к использованию технологий, позволяющих полностью решить проблему обращения с ОЯТ. Во всех ядерных странах ведутся НИОКР по разработке эффективных способов снижения негативного влияния ОЯТ;

- сегодняшняя ситуация с РАО в России достаточно напряженная. На ее территории накопилась почти половина всех РАО мира, их активность превысила 7, 65*1019 Бк. Около 99 % РАО сосредоточено на предприятиях Росатома, в том числе все высокоактивные и подавляющая часть среднеактивных отходов. Сооружение на объектах ЯЭ многочисленных временных хранилищ в железобетонных конструкциях или в транспортабельных контейнерах принципиально проблему не решает и требует дополнительных затрат на безопасное обращение с РАО, что приводит к неуклонному росту доли тарифа. Уплотненное хранение облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) лишь временно снимает вопрос размещения их и, как следствие, ставит проблему продолжения эксплуатации АЭС. Особенно остро эта проблема стоит на АЭС с реакторами РБМК;

- в России существенной экономической характеристикой РАО является их «отрицательная стоимость». Затраты на обезвреживание РАО не включаются в стоимость конечного продукта, в процессе которого они образуются, и рассматриваются (наряду с другими природоохранными затратами) как непроизводительные. Поэтому они финансируются по остаточному принципу. Отсутствует закон о государственной политике по обращению с РАО и ОЯТ. В предстоящее десятилетие при закрытии устаревших производств и снятии с эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов объемы РАО значительно возрастут. Стоимость переработки и захоронения 1 м3 ЖРО составляет от 1 до 10 тыс. долл. Это означает необходимость ежегодных затрат на обращение с образующимися РАО в нашей стране, эквивалентных стоимости нескольких АЭС. Наступает момент, когда всего тарифа не хватает для обслуживания отходов;

- потенциальная угроза неконтролируемого использования делящихся материалов. Рынок ЯЭ не сжимается, а расширяется. 80 стран мира желают иметь ЯЭ. Государство, получающее доступ к ЯЭ, находится на половине пути к созданию ядерного оружия. Один энергетический реактор мощностью 1000 МВт производит в год количество плутония, достаточного для изготовления 40-50 ядерных боезарядов. Даже в исследовательских реакторах мощностью в несколько МВт можно быстро наработать количество плутония, необходимое для создания маленькой бомбы. Сегодня уже практически невозможно пресечь утечки ядерных материалов. КНДР более чем убедительно продемонстрировала неэффективность Договора о нераспространении ядерного оружия – ДНЯО;

- высокая стоимость ЯЭ, по крайней мере, для большинства развивающихся стран. По данным ОЭСР 2013 г., удельные капитальные затраты оценивались в более 4, 5, млрд. долл. на 1 ГВт установленной мощности АЭС с легководными реакторами. Стоимость нового ядерного энергоблока финской АЭС «Олкилуото» составляет 3 млрд. евро (~ 4.8 млрд. долл.). Это в 3, 5-7 раз выше объема инвестиций в строительство ТЭС с парогазовой установкой, которая вводится в строй в 3-4 раза быстрее, чем АЭС;

- массовый вывод АЭС, отработавших свой ресурс, в ближайшие годы вызовет чрезмерные нагрузки на бюджет страны. Так, демонтаж пяти реакторов ВВЭР-440 (построенных СССР) на АЭС в Грейсвальде, строительство хранилищ для ТРО, дезактивация площадки и объектов для создания на этом месте технопарка, велись 10 лет и обошлись Германии в 3, 5 млрд. Евро.

При увеличении объемов производства ЯЭ рассмотренные факторы будут неизбежно оказывать постоянно возрастающее давление на экономические показатели, индексы безопасности АЭС и уровень глобальной политической тревожности. Для многих стран, не имеющих инфраструктуры ЯТЦ, реализация планов сооружения АЭС при неизбежно жестком выполнении ДНЯО может быть осложнена или отложена на неопределенное время. Таким образом, одной из наиболее актуальных задач ближайшего будущего является поиск и инженерное воплощение альтернативных топливных циклов и реакторных технологий – альтернативной ядерной энергетики без использования обогащенного урана и плутония.

Сегодня ЯЭ остро нуждается в свежих научных идеях и технологических инновациях. Вовлечение новых сил, знаний и опыта в решение этих задач – это крайне необходимая и актуальная задача. Если ЯЭ не будет развиваться, то изменение ЯТЦ (бридеры, переработка ОЯТ) через некоторое время потребует огромных финансовых вложений, масштаб которых трудно представить.

В настоящее время основной промышленный способ утилизации ядерной энергии в мирных целях основан на цепной самоподдерживающейся реакции деления некоторых изотопов урана или плутония под действием нейтронов. На практике перевод ядерной энергии в тепловую проводят на устройствах, называемых ядерными реакторами.

Ядерный (атомный) реактор -устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемаясамоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядеризотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц - нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра.

Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых.

преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. Среди них: реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа; реакторы на тепловых нейтронах; гетерогенные реакторы, т.е. реакторы с разделенными ядерным топливом и замедлителем; реакторы насыпного типа; реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой; реакторы с общим перегревом; реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса; с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа; с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы; с теплоносителем, находящимся под давлением; с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом; гомогенные реакторы, т.е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов; реакторы с одной зоной; реакторы с двумя зонами; подкритические реакторы; интегральные реакторы, т.е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др. Выделяют три большие группы ядерных реакторов:

1.2 Ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии (энергетические)

1.3 Ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.

1.4 Ядерные реакторы – размножители, наработчики новых радионуклидов, в том числе – нового ядерного топлива или компонентов ядерного оружия (реакторы – конвертеры и реакторы – бридеры).

Основные типы энергетических ядерных реакторов:

-электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую)

-элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую); -высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят

высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода); -теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации)

В энергетическим реакторам относятся также судовые, или транспортные ядерные реакторы; реакторы ядерных ракетных двигателей; двухцелевые электроэнергетические реакторы - размножители, вырабатывающие тепловую энергию и ядерные материалы, которые могут быть использованы для производства нового ядерного топлива; термоэмиссионные реакторы-преобразователи космических ядерно-энергетических установок (в том числе – генерирующих лазерное излучение). В последние годы проводятся работы созданию лазеров с ядерным возбуждением. Изучаются перспективы использованию импульсных ядерных реакторов для возбуждения рентгеновских и гамма-лазеров.

Основные типы ядерных реакторов для получения различных видов излучения: -исследовательские ядерные реакторы (служат источниками нейтронного и гамма-излучения для научных и технических целей, в частности облучения реакторных материалов - материаловедческие реакторы -промышленные ядерные реакторы (используются для производства делящегося плутония и радиоактивных изотопов)

-облучательные ядерные реакторы (предназначены для обработки материалов нейтронным или гамма-излучением в целях улучшения их свойств)

-хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения химических реакций -реакторы-источники нейтронов для активационного анализа нуклидного состава материалов -реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов -импульсные реакторы-гамма-лазеры, в которых энергия излучения, включая энергию осколков деления, используется для накачки энергии в активное вещество лазеров.

Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплуатационным признакам.

По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы – размножители (бридеры).

Техническая классификация проводится по признакам:

-вид теплоносителя и замедлителя (водяные тепловые ядерные реакторы с легководным, тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем)

-агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением, газовые реакторы, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах)

-элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально-корпусные ядерные реакторы)

-число контуров теплоносителя (реакторы однокорпусные, с прямым паро- или газотурбинным циклом, двухкорпусные с парогенератором и трехкорпусные - с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура)

-структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы)

-время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).

ABWR - advanced boiling water reactor (усовершенствованный ядерный реактор кипящего типа) AGR - advanced gas- cooled reactor (усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор) BWR - boiling water reactor (ядерный реактор кипящего типа)

FBR - fast breeder reactor (ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах) GCR - gas-cooled reactor (газоохлаждаемый ядерный реактор

HWLWR - heavy-water moderated boiling light-water-cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловоднымзамедлителем и водным теплоносителем кипящего типа)

LWCGR - light-water-cooled graphite-moderated reactor (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовымзамедлителем)

PHWR - pressurized moderated and cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем итеплоносителем под давлением).

PWR - pressurized water reactor (корпусной водо-водяной энергетический реактор)

SGHWR -steam generating heavy water reactor (парогенерирующий тяжеловодный ядерный реактор).

В большинстве энергетических реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. Упомянем основные из них:

Реактор с водой под давлением. В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода.Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зонереактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением. В таком реакторе для переноса теплоты,

выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой

энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы. В активной зоне гомогенных реакторов используется однороднаяжидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.