Атомная энергетика как источник получения энергии впервые в промышленном секторе была реализована в виде атомной электростанции в 1954 г. Причем запуск ее происходил в тогда еще Советской России. Подмосковный город Обнинске стал своеобразным «путеводителем» для энергии, получаемой из атомов ядра, к населению СССР. Примечательно, что только в 1956 г. начала свое развитие история ядерной энергетики в США. Понятно, что такое достижение не могло остаться незамеченным в мире.

Развитие новых мощностей

Спустя всего несколько лет после этого настоящего прорыва, весь мир был охвачен «лихорадкой» построения и введения в эксплуатации атомных электростанций. Швеция – одна из первых стран, где развитие этого направления происходило очень быстро – уже к 1984 году занимала лидирующее место по производству энергии. Наряду с ней шла Швейцария. Немногим уступала Бельгия. Однако наиболее «продвинутым» был, конечно, Советский Союз.

Этот путь, от маленького до колоссального, для советских ученых был ознаменован лишь достижениями, новыми свершениями. Так продолжалось ровно до 1986 года – дата аварии в Чернобыле. Масштабы катастрофы были настолько огромными, что ученые всего мира единогласно настаивали на полном отказе от ядерной энергии, считая, что еще одной катастрофы планета не выдержит.

Впрочем, на этом история развития ядерной энергетики не закончилась, что для многих, скептически настроенных к призывам о запрете использования энергии атомов, не стало удивлением.

Жизнь продолжается

Человечество, несмотря на то, что побывало на края обрыва, понимало, насколько выгодным экономически является получение энергии с использованием АЭС. Других (сейчас именуемых альтернативными) источников получения энергии на тот момент не было. Во всяком случае, в полномасштабных проектах. Как результат, отказ от использования атомов означал одно – всему миру придется отказаться от электричества. Кстати, тогда еще очень дешевого. Насколько реально это было в условиях тогдашнего мирового развития?

На электричестве и его бесперебойной подаче было «завязано» все:

• быт человека;
• промышленность и производство;
• развитие технологий;
• внешний и внутренний бизнес каждой отдельно взятой страны и всех в целом.

Да, угроза техногенной катастрофы была не просто допустимой, а реальной, уже свершившейся. Однако иного пути, кроме как продолжать рисковать, у человечества не было. Единственное, что можно было сделать в этой ситуации – постараться в будущем не допустить подобных страшных трагедий.

Энергия атомов сегодня

В наши дни развитие атомной энергетики больше сконцентрировано на обеспечении безопасности для человечества. АЭС стали проектироваться и возводиться с более серьезным подходом. Обслуживанию их уделяется максимум внимания. Ученые постоянно работают над созданием абсолютно безопасных для выработки энергии условий.

Следует сказать, что некоторые успехи есть. Европейские станы ежегодно демонстрируют новейшие разработки, способные минимизировать угрозы в случае очередного взрыва. Конечно, до сих пор остается множество проблемных моментов, связанных с работой атомных электростанций и получением энергии.

Но самым серьезным достижением современного человека можно считать его неустанный поиск альтернативных источников энергии.

Статья написана по материалам МАГАТЭ и Всемирной Ядерной Ассоциации

Некоторые факты:

Первые промышленные атомные электростанции введены в эксплуатацию в 1950-х годах.
Сегодня существуют более 430-ти промышленных ядерных реакторов в 31-й стране мира, которые имеют общую мощность 370 000 МВт. Около 70 атомных реакторов находятся в стадии строительства.
Они обеспечивают более 11% электроэнергии в мире без выбросов углекислого газа.
В 56 странах работают в общей сложности около 240 исследовательских реакторов и еще 180 ядерных энергетических реакторов, около 150 кораблей и подводных лодок.

Из истории

Ядерная технология использует энергию, выделяемую путем расщепления атомов определенных элементов. Это технология была впервые разработана в 1940-х годах в ходе второй мировой войны, исследования были сосредоточены на производстве бомб, для расщепления использовались изотопы урана или плутония.

В 1950-х годах внимание было обращено к мирным целям ядерного расщепления, в частности для производства электроэнергии. Многие страны построили исследовательские реакторы, чтобы иметь источник для научных исследований и производства медицинских и промышленных изотопов. Сегодня, только восемь стран в мире, как известно, имеют ядерное оружие.

Состояние атомной энергетики в мире

В 56-ти развивающихся странах действуют около 240 исследовательских реакторов. Около 70 новых ядерных реакторов находятся в стадии строительства, что эквивалентно 20% существующего потенциала, планируется постройка еще 160 реакторов, что эквивалентно половине нынешних мощностей.

Шестнадцать стран получаю четверть своей электроэнергии от АЭС. Франция получает около трех четвертей ядерной электроэнергии. В то время как в Бельгии, Чехии, Венгрии, Словакии, Швеции, Швейцарии, Словении и Украине получают одну треть или более.

Южная Корея, Болгария и Финляндия получает около 30% ядерной энергии. В США, Великобритании, Испании и России почти пятая часть энергии - ядерная.

Меньше всего от ядерной энергетики зависит Италия и Дания, там доля атомной энергии составляет 10 %.

Кроме того, что атомная энергия дешевле, чем энергия из полезных ископаемых, есть и другие преимущества. АЭС могут оперативно реагировать на изменение потребления электроэнергии и не зависят напрямую от поставок топлива. Кроме того атомные электростанции не выделяют СО 2 , следовательно не способствуют глобальному потеплению. Благодаря вышеуказанным преимуществам, доля атомной энергетики каждый год растет.

Каждый год происходит модернизация существующих электростанций, благодаря чему они отдают больше электроэнергии. А внедрение реакторов 4-го поколения позволит не только повысить энергоэффективность но и снизить количество радиоактивных отходов.

С 1990 года по 2010 год мощность АЭС во всем мире выросла на 57 ГВт, то есть примерно на 17 %. Примерно 36 % получено за счет строительства новых АЭС, 57 % - за счет расширения существующих электростанций, 7 % - за счет модернизации.

Как развивается атомная энергетика в мире?

Китай

Китайское правительство планирует увеличить ядерные генерирующие мощности с 30 ГВт до 58 ГВт к 2020 году.

С 2002 по 2013 год Китай завершил строительство и начал эксплуатацию 17 новых атомных реакторов, около 30 новых реакторов находятся в стадии строительства.

Среди них четыре современных реактора Westinghouse AP1000 с высокотемпературным газовым охлаждением.

Индия

К 2020 году Индия планирует иметь 14,5 ГВт атомной энергии, в рамках своей национальной энергетической политики. Семь реакторов находятся на стадии строительства

Россия

Россия планирует увеличить свой ядерный потенциал до 30,5 ГВт к 2020 году, используя свои реакторы на легкой воде мирового класса. Россия принимает активное участие в строительстве и финансировании новых атомных электростанций в ряде стран.

Европа

Ряд стран Восточной Европы в настоящее время имеют программы по строительству новых атомных электростанций (Болгария, Чехия, Венгрия, Румыния, Словакия, Словения и Турция).

Правительство Великобритании в середине 2006 года одобрило замену стареющего парка страны ядерных реакторов.

Швеция отказалась от своих планов по досрочному выводу из эксплуатации реакторов, и теперь активно инвестирует в их модернизацию. Венгрия, Словакия и Испания не планирует строительства новых АЭС, а только модернизирует старые. Германия согласилась продлить срок эксплуатации своих атомных станций, изменив предшествующие намерения закрыть их.

Польша разрабатывает ядерную программу, планируя получить 6000 МВт энергии. Беларусь начала строительство своего первого реактора.

США

В США, есть пять реакторов в стадии строительства, четыре из них новые конструкции AP1000.

Южная Америка

Аргентина и Бразилия имеют ядерные реакторы, генерирующие электричество, и реакторы, которые находятся в стадии строительства. Чили имеет исследовательский реактор и намерения строить промышленные реакторы.

Южная Корея

Южная Корея планирует возведение атомных реакторов. Эта страна также участвует в интенсивных исследованиях, посвященных конструкциям реакторов.

Юго-Восточная Азия

Вьетнам намерен построить свой первый атомный реактор в сотрудничестве с Россией. Индонезия и Таиланд планируют ядерно-энергетические программы.

Южная Азия

Бангладеш одобрил российское предложение о строительстве на своей территории первой атомной электростанции. Пакистан с китайской помощью строит три маленьких реактора и готовится построить два большие вблизи Карачи.

Центральная Азия

Казахстан с его обилием урана работает в тесном сотрудничестве с Россией в планировании развития строительства новых реакторов для собственного потребления и экспорта .

Ближний Восток

Объединенные Арабские Эмираты строят первые два из четырех реакторов, мощностью 1450 МВт. Сумма инвестиций составляет около 20 млрд долларов.

Первый реактор в Иране находится в работе, больше строительство не планируется.

Саудовская Аравия, Иордания и Египет также движутся в направлении использования ядерной энергии.

Африка

Нигерия искала поддержку Международного агентства по атомной энергии в разработке планов по строительству для двух атомных реакторов, мощностью 1000 МВт.

Новые страны

В сентябре 2012 года Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) ожидает запуск атомных программ в 7 странах, в ближайшем будущем. Наиболее вероятные кандидаты: Литва, ОАЭ, Турция, Беларусь, Вьетнам, Польша.

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.

"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.).

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 = 7,7·109 E. 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.

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).

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.

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. В РФ, как и во многих странах мира, сооружаются и работают атомные электростанции, предназначенные для производства электроэнергии и тепла. По назначению и технологическому принципу действия атомные электростанции практически не отличаются от традиционных тепловых электростанций (ТЭС), использующих в качестве топлива уголь, газ или нефть. Как и ТЭС или другие промышленные предприятия, атомные электростанции неизбежно оказывают определенное влияние на окружающую их природную среду за счет:

технологических сбросов тепла (тепловое загрязнение);

общепромышленных отходов;

выбросов, образующихся при эксплуатации газообразных и жидких радиоактивных продуктов, которые хотя и незначительны и строго нормированы, но имеют место.

И конечно следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.

Главная особенность технологического процесса на АС с использованием ядерного топлива заключается в образовании значительных количеств радиоактивных продуктов деления, находящихся, в основном, в тепловыделяющих элементах активной зоны реактора. Для надежного удержания (локализации) радиоактивных продуктов в ядерном топливе и в границах сооружений атомной станции в проектах АС предусматривается ряд последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду. В связи с этим атомные станции технически более сложны по сравнению с традиционными тепловыми и гидравлическими электростанциями.

Но как показывает практика, на АС возможны нарушения режимов нормальной эксплуатации и возникновение аварийных ситуаций с выходом радиоактивных веществ за пределы АС. Это представляет потенциальный риск для персонала АС, населения и окружающей среды и требует принятия технических и организационных мер, снижающих вероятность возникновения таких ситуаций до приемлемого минимума.

Любые виды промышленной деятельности характеризуются наличием риска возникновения аварий с серьезными последствиями. Для каждого вида деятельности риск специфичен, также как и меры по его уменьшению. Так, в химической промышленности это риск утечки токсичных веществ в окружающую среду, риск пожаров и взрывов на химических заводах. Ядерная промышленность не является исключением.

Многолетний опыт эксплуатации АС показывает, что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на окружающую среду (радиационное воздействие от них составляет величины, не превышающие 0,1-0,01 от фоновых значений природной радиации). В отличии от электростанций, работающих на органическом топливе, АС не потребляют кислород, не выбрасывают в атмосферу золу, углекислый и сернистый газы и окись азота. Радиоактивные выбросы атомной станции в атмосферу создают в десятки раз меньшую дозу облучения на местности, чем тепловая станция той же мощности.

Тем не менее, при эксплуатации АС не включается вероятность возникновения инцидентов и аварий, включая тяжелые аварии, связанные с повреждением тепловыделяющих элементов и выходом из них радиоактивных веществ. Тяжелые аварии проходят очень редко, но величины их последствий при этом очень велики. Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах.

АС является безопасной, если:

радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин;

радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.

Сигнал тревоги, прозвучавший в мирной ночи на Чернобыльской атомной электростанции 26 апреля 1986 года в 1 час 23 минуты, всколыхнул весь мир. Он стал грозным предупреждением человечеству о том, что колоссальная энергия, заключенная в атоме, без надлежащего контроля над ней может поставить вопрос само существования людей на планете.

Эхо Чернобыльской трагедии прозвучало во всех уголках планеты, испытание Ченобылем прошел каждый человек который хотя бы однажды задумывался над случившимся.

Город без жителей умирает быстро. Еще недавно Припять искрилась весельем, из окон, распахнутых на встречу весне, лилась музыка, сновали по улицам автомобили, в парках и скверах резвились ребятишки. Сегодня город встречает, закрытыми фанерными щитами витринами магазинов, сеткой от кроватей упавших с грузовика, и тишиной.

Мир не оставил без внимания Чернобыльскую трагедию. Многие страны приняли участие в оказании помощи ее жертвы. Тысячи детей были отправлены в специальные реабилитационные центры.

Последнее время прогресс в науке, достижения в других областях культуры позволили людям вырваться в космос, предоставили в их распоряжение неизвестные ранее источники энергии.

Чернобыльская беда ясно дала понять миру, что вышедшая из под контроля ядерная энергия не признает государственных границ. Проблемы обеспечения ее безопасного использования и надежного контроля над ней должны стать заботой всего человечества.

Сегодня в зону Чернобыля возвращаются те, кто много лет назад покинул ее, спасаясь от последствий аварии. Туда возвращаются те, кому некуда было идти, те в ком тоска по дому сильнее страха за жизнь и здоровье.

Мы все должны быть настороже, чтобы никогда не повторилась Чернобыльская трагедия, всколыхнувшая весь мир, чтобы не пролились слезы тысяч безвинных людей, пострадавшей из-за беспечной единицы людей.