Ядерная энергетика

Ядерная энергетика (далее Я) отрасль энергетики, использующая ядерную энергию ( энергию) в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я составляют атомные электростанции (АЭС). Источником энергии на АЭС служит ядерный реактор, в котором протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, преимущественно ²³⁵ и ²³⁹. При делении ядер и выделяется тепловая энергия, которая преобразуется затем в электрическую так же, как на обычных тепловых электростанциях. При истощении запасов органического топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование ядерного топлива - пока единственно реальный путь надежного обеспечения человечества необходимой ему энергией. Рост потребления и производства электроэнергии приводит к тому, что в некоторых странах мира уже ощущается нехватка органического топлива и все большее число развитых стран начинает зависеть от импорта энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание их добычи и транспортирования стали одними из причин так называемого "энергетического кризиса" 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за счет использования других источников, и в первую очередь ядерной энергии.

Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как Я: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС (г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и других странах уже дали ток свыше 200 АЭС, установленная мощность которых превысила 100 Гвт. Доля Я в общем производстве электроэнергии непрерывно растет, и, по некоторым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетического строительства СССР также предусматривается опережающее развитие Я, особенно на Европейской части территории СССР.

Все АЭС основаны на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всем мире, в том числе и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физические основы цепной реакции деления ядер в реакторах на тепловых нейтронах; был выбран тип реактора - канальный, гетерогенный, (теплоноситель - обычная вода). Такой реактор надежен в эксплуатации и обеспечивает высокую степень безопасности, в частности за счет дробления контура циркуляции теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить "на ходу", во время работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт, номинальная электрическая мощность АЭС - 5 Мвт. Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при строительстве других АЭС в СССР.

В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт, реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счет перегрева пара, осуществляемого в активной зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт) был введен в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева - повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведет к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.

Установленные на первых АЭС реакторы канального типа не имеют тяжелого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжелого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3-5 м, высотой 11-13 м при толщине стенок 100-250 мм) с массой 200-500 т. Опыт эксплуатации первых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного кипящего реактора большой мощности - РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт×ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт. Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт, 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.

В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт. В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счет усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает ее среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт.

В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ - теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт, выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч.

Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы - ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт. По удельной энергонапряженности и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт. В 1971-72 были введены третий и четвертый блоки электрической мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квт×ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт, после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт. Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.

Последовательное укрупнение единичной мощности энергетического оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в том числе и Я, всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетических установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит все меньшую экономию. На Кольском полуострове в 1973-74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском полуострове гидроэнергетика не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.

В декабре 1976 в Армянской ССР был введен в строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м) в сейсмическом районе. Такое местоположение Армянской АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надежной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмических условиях. По расчетам АЭС способна выдержать подземные толчки в 8-9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала толчки в 4-5 баллов).

При технической помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрической мощностью 70 Мвт; на побережье Балтийского моря на АЭС им. Бруно Лейшнера сданы в эксплуатацию (в 1973-77) 3 блока с ВВЭР-440. Строительство еще 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС "Козлодуй" с 1976 действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение еще 2 блоков такой же мощности завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС "А-1" с реактором на тяжелой воде (замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрическая мощность АЭС "А-1" 140 Мвт. Реактор разработан совместно советскими и чехословакцкими специалистами. В ЧССР сооружается также крупная промышленная АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введен в строй в 1978, а второй - в 1979. Ведется строительство АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технической помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Советском Союзе и за рубежом, привел к созданию ВВЭР-1000, который имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, главный циркуляционный насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт.

Кроме реакторов с водой под давлением, в Советском Союзе сооружен кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50 (на 50 Мвт) была построена в Димитровграде (Ульяновская область) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехническое оборудование, делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надежной работе станции и высокой степени безопасности обслуживающего персонала.

В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, с водяным теплоносителем, с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель - углекислый газ), реакторы с тяжелой водой (теплоноситель - обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с теплоносителем и др.

Установлено, что АЭС с реакторами на тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на быстрых нейтронах, так называемые быстрые реакторы, которые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжелых элементов и одновременно создавать новое искусственное ядерное топливо ²³⁹. При попадании быстрых нейтронов в ядро ²³⁸ происходит несколько реакций превращения и создания отдельных трансурановых элементов, в результате которых образуется ²³⁹. При делении ядер ²³⁹ высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер ²³⁵. Если рассматривать Я с позиции рационального использования ядерного топлива, то основная задача Я сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер и Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., "сжигая" 1 кг быстрый реактор не только возвращает его, но за счет вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов ²³⁸ дает дополнительно 0,4-0,7 кг который может служить новым ядерным топливом.

В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт с быстрым реактором БОР-60, который обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отдельных элементов быстрого реактора с охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учеными при создании энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на полуострове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с охлаждением. АЭС БН-350 двухцелевого назначения: производство электрической энергии (установленная мощность 150 Мвт) и выдача пара на опреснительные установки для получения из морской воды 120 тыс. т пресной воды в сутки. Шевченковская АЭС - крупнейшая в мире (на 1978) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет ученым решить ряд проблем Я На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 Мвт (БН-600). Сооружение и пуск АЭС с реактором БН-600 - следующий этап в развитии советской Я В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) так называемая интегральная компоновка первого контура, при которой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке - корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологических решений лучше.

Одна из главных целей работ с реакторами на быстрых нейтронах - достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах других типов. Научные изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем продолжаются в расчете на большие мощности - до 800-1600 Мвт. В США, Великобритании, и других странах в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах также используется Но не единственный возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя может применяться и газ, в частности например, в институте ядерной энергетики АН БССР работают над использованием ₂₄ в качестве газового теплоносителя.

На ранних этапах развития Я в ряде стран мира ученые работали над многими типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в техническом и экономическом отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои национальные программы развития Я на ограниченное число типов ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде - тяжеловодный реактор на природном в СССР - водо-водяные реакторы под давлением и реакторы канального типа.

В связи со значительным увеличением цен на и особенно на нефть и все возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я становится экономически полностью оправданным: по современным оценкам стоимость производства электроэнергии на АЭС в 1,5-2 раза ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью 200 Гвт. И хотя экономические кризисы и инфляция в капиталистических странах и другие привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я очевидна. Использование ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды, производства восстановителей для металлургической промышленности, получения новых видов продукции - все это задачи огромного масштаба, которые придают Я не только новые качества, но и показывают ее еще далеко не использованные возможности. К преимуществам Я относят также и то, что АЭС не загрязняют атмосферу окислами серы, губительно влияющими на окружающую среду. Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых странах уделяется большое внимание.

Кроме крупных промышленных АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для специальных целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетическая установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрической мощностью 1500 квт. Все оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.

В 1964 была пущена энергетическая установка "Ромашка" с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрическим преобразователем мощностью 500 вт. Эта установка проработала на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч. "Ромашка" - прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую энергию.

В 1970-71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя - "Топаз-1" и "Топаз-2" электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода "испаряются" (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, "конденсируются" на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идет электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами - отсутствие движущихся частей. Энергетические установки, основанные на использовании ядерной энергии, находят также применение как транспортные силовые установки (см. Ядерная силовая установка). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на транспортных судах невоенного назначения, в том числе на ледоколах.

В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твердых радиоактивных отходов. Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура в случае необходимости его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды пунктов дезактивации оборудования и специального транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м³ среднеактивных жидких отходов в расчете на 1 Мвт электрической мощности реакторов. В жидких отходах со средним уровнем радиоактивности сосредоточено около 99% общего количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в специальные емкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твердыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твердых радиоактивных отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твердые отходы, загрязненные радиоактивными веществами, складируются в специальные хранилища-могильники.

Однако главная проблема в развитии Я - разработка экономичных, надежных способов захоронения больших количеств высокоактивных отходов. В этом направлении во многих странах мира ведутся научно-исследовательские и опытно-промышленные работы, в частности по разработке эффективных методов остекловывания радиоактивных отходов. В 70-х гг. в Я переработка выгоревших ТВЭЛов еще не получила большого развития, но с расширением строительства АЭС и особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести первостепенное значение.

Международное агентство по энергии при ООН (МАГАТЭ) выдало рекомендацию на сброс радиоактивных отходов низкой и средней активности в северо-восточной части Атлантического океана. В 1976 в океан было сброшено контейнерами почти 40000 т отходов, содержащих около 240000 (b - g-активности. Однако такой метод захоронения радиоактивных отходов в глубинах морей и океанов вызывает возражения среди ученых ряда стран.

Одна из важнейших проблем Я - проблема выработки энергии с помощью управляемого термоядерного синтеза. При создании термоядерного энергетического реактора можно надеяться на решение всех проблем Я без необходимости собирать высокоактивные отходы и искать пути и способы надежного их захоронения. К 1977 уже на нескольких термоядерных установках получены нейтроны термоядерного происхождения. Наиболее совершенной установкой в настоящее время является система Токамак, разработанная в 50-х гг. в институте энергии им. И. В. Курчатова (Москва). В 1975 там же была пущена крупнейшая в мире термоядерная установка Токамак-10. Система Токамак получила признание в ряде ведущих стран мира. Так, в США в Принстонском университете создана установка "Принстонский большой Токамак" (PLT); во в ядерном центре Фонтене-о-Роз - установка "Токамак Фонтене Роз" (TFR). Осуществление регулируемого термоядерного синтеза, получение практически неисчерпаемого источника энергии на термоядерных электростанциях - крупнейшая проблема ядерной физики, задача огромного масштаба, которую ныне решают ученые различных специальностей во многих странах мира.

Лит.: Александров А. П., энергетика и научно-технический прогресс, в сборнике: энергетике XX лет, М., 1974; Маргулова Т. Х., электрические станции, 2 изд., М., 1974; Петросьянц А. М., Современные проблемы науки и техники в СССР, 3 изд., М., 1976.

А. М. Петросьянц.

	Copyright © 1999-2023 Oval.ru, All Rights Reserved.