Атомная станция, ядерные реакторы

Атомная энергетика
  • Ядерная реакция
  • Авария на ЧАЭС
  • Антуан Беккерель
  • Ядерный топливный цикл
  • Степень опасности РАО
  • Лазерная трансмутация
  • География транспортировки ядерных
    отходов в России
  • Новоуральск и ядерные отходы
  • СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ
    АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
  • ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ
  • Атомные электростанции (АЭС)
  • Главным сооружением АЭС
    является энергоблок
    .
  • Физика атомного ядра
  • Радиоактивное излучение
  • Выделение энергии при делении
    тяжёлых ядер
    .
  • Зал управления Ленинградской АЭС
  • СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И КОНЦЕПТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ СТРАТЕГИИ РАЗВИТИЯ ЭКОЛОГИЧЕСКИ ЧИСТОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

    Состояние вопроса

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

    Ставка на реакторы-размножители

    Сегодня научный центр «Курчатовский институт» (НИЦ КИ) даёт следующие цифры по коэффициентам воспроизводства на различном топливе: оксиды - меньше единицы, нитриды – 1.2, металлическое топливо – 1.4 (Атомная энергия, т. 112,, вып. 3, март 2012 г.). С нитридами практически работ не проводилось, создание технологий с использованием металлического топлива вообще крайне маловероятно. Поэтому по факту – современные технологии воспроизводства топлива не дают. Вклад современных реакторных технологий на перспективу следует прогнозировать на уровне одного процента. Если даже принять, как говорят в ряде публикаций, коэффициент воспроизводства оксидного топлива равным 1.3, то и это не решает проблему. При «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг 239Pu или U235 в 239Pu превращается 1.3 кг. 238U. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20 % загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор 238U – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг239Pu, а в периферийную зону загружен238U. После окончания компании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного 239Pu, а в периферийной зоне наработается 20×1.3 = 26 кг нового Pu (в том числе и 240Pu). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг (с учётом 240Pu) пойдут на восполнение выгоревшего 239Pu в центральной части реактора, и менее 6 кгPu можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель. Итак, за компанию (без учета потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте 240Pu. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния 240Pu) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового 239Pu каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2020 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000000 кВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 000000 кВт будет достигнута только в 2070 году, а мощность 4 000000 кВт – в 2120 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на реакторах-размножителях не получится. Всё это в полной мере относится и к проекту «Прорыв». Обсуждать технические проблемы этого реактора абсолютно бессмысленно, поскольку он просто не нужен с точки зрения требуемых темпов воспроизводства топлива. То же относится и к идее Л.Максимова об использовании реакторов на «тепловых» нейтронах с торием, поскольку даже теоретический коэффициент воспроизводства в этих реакторах около 1.06 и это без учёта каких-либо «технологических» потерь. Плюс ко всему этому проблема «нераспространения». В бридерах на один миллион киловатт будет крутиться примерно 20 тонн плутония, причём на каждой площадке АЭС. Возить – совсем плохо. А бомбу можно сделать из 6 кг, причём по свидетельству МО США в том числе при современных технологиях и из энергетического плутония. Именно по этим причинам, а не из-за технических проблем, бридеров не будет.

    Зал управления Ленинградской АЭС