Содержание
Введение. 4
1 История развития ядерной энергетики. 5
2 Типы ядерных энергетических реакторов. 11
3 Достоинства и недостатки атомной энергетики. 21
4 Перспективы развития атомной энергетики. 23
Заключение. 26
Список используемых источников. 27
Введение
Ядерная энергия остается одним из основных источников энергии в мире сегодня, но, как и любой другой, у нее есть множество плюсов и минусов.
Потенциал огромных мощностей делает эту сеть привлекательной перспективой для любой энергосистемы, поскольку одна электростанция способна значительно расширить генерирующие возможности любой страны.
Однако были высказаны опасения по поводу захоронения радиоактивных отходов и вредных излучений реакторов.
Длительные сроки строительства и особенно высокие требования к капиталу также создают реальный риск для инвесторов.
Цель работы рассмотреть все преимущества и недостатки атомного источника питания.
Задачи работы:
- изучить историю развития атомной энергетики;
- изучить типы ядерных энергетических реакторов;
- изучить достоинства и недостатки атомной энергетики;
- проанализировать перспективы развития атомной энергетики.
История развития ядерной энергетики
Атомная энергетика зародилась и получила широкое развитие во второй половине ХХ века. Сегодня в мире действует 442 атомных энергоблока. Доля атомной энергетики составляет более половины всех потребностей во Франции, Литве, Польше, Словакии, Швеции, Украине и Южной Корее. В Западной Европе в среднем треть всей используемой электроэнергии производится на АЭС. Для понимания проблемы атомной энергетики необходимо рассмотреть историю её развития [10].
В советских научных центрах, и прежде всего связанных с ядерной физикой, интерес к радиохимическим исследованиям ядра атома вспыхнул после сообщений об открытии деления ядер урана в Германии в начале 1939 г. Уже первая информация о теории процесса позволяла сделать фантастические выводы: новая форма ядерной реакции высвобождает огромное количество энергии.
Впечатляющие исследования, связанные с проблемой атома, проводились в РИАН (Радиевый институт Академии наук). РИАН ставил задачей изучение явлений природной и искусственной радиоактивности. Запущенный в те далекие годы первый в СССР и Европе циклотрон на энергию 4 МэВ позволил получить результаты по взаимодействию нейтронов почти со всеми элементами периодической системы.
«И. В. Курчатов, работая над проблемой ядра атома, отлично сознавал, что сооружаемый в РИАН циклотрон является идеальной установкой для получения интенсивных потоков нейтронов, но И. В. Курчатов хорошо понимал, что нужен циклотрон на еще большее количество энергии, и получил согласие на сооружение к 1 января 1942 г. циклотрона на 12 МэВ в специально построенном для него новом здании ЛФТИ (Ленинградский физико-технический институт). Однако его запуску помешала война, и он был введен в эксплуатацию уже после войны, в 1949 г.» [1].
«В ЛФТИ были получены сообщения, что сотрудник Калифорнийского университета У. Либби пытался наблюдать вылет вторичных нейтронов в процессе спонтанного деления ядер урана, но потерпел неудачу. Чувствительность его метода была такой, что он мог бы обнаружить спонтанное деление, если бы период полураспада не превосходил 1014 лет. Поручив решить эту задачу своим ученикам Г. Н. Флерову и К. А. Петржаку, Курчатов возглавил работу в целом. После длительных и упорных исследований он понял, что надо избавиться от окружающего фона путем защиты экспериментальной установки, камеры, толстым слоем вещества. Самое простое, что пришло ему в голову, - это погрузиться с аппаратурой на подводной лодке в глубины моря. Но оказалось, что вблизи Ленинграда Балтийское море мелкое - 20-30 м. Такого слоя воды было явно недостаточно для эффективной защиты от проникающего космического излучения. Тогда Курчатов договорился с руководством Московского метрополитена о том, чтобы ему разрешили провести этот эксперимент на одной из глубоко заложенных шахт станции метро» [2].
«Аппаратуру разместили на станции метро «Динамо». По ночам, когда движение поездов метро прекращалось, на глубине 60 м проводились измерения. Эффект получился постоянный, без помех. Через месяц работы Курчатов пришел к заключению, что вся совокупность экспериментальных данных служит бесспорным доказательством существования нового вида радиоактивности - спонтанного, самопроизвольного деления урана. Курчатов потребовал, чтобы Флеров и Петржак подготовили сообщение об этом открытии для опубликования в печати. Короткое сообщение А. Ф. Иоффе направил по трансатлантическому кабелю - каблограммой - в американский журнал «Physical Review», и в июне 1940 г. она была опубликована» [1].
Дни и месяцы предвоенного 1940 г. неуклонно вели ученых к высвобождению внутриядерной энергии, скрытой в недрах атомов. Приближение этого волнующего события чувствовал каждый, кто стремился ускорить его осуществление.
В печати, не только научной, все чаще появлялись сообщения о скором появлении нового, невиданного никогда ранее источника энергии. 26 июня 1940 г. в газете «Известия» сообщалось в одной из статей: «В последнее время советскими и зарубежными физиками установлено, что деление ядер урана происходит только под действием медленных нейтронов. Это дает возможность регулировать процесс деления атомов урана и тем самым использовать огромное количество внутриатомной энергии. По приблизительным подсчетам одна весовая единица урана может дать в два с лишним миллиона раз больше энергии, чем такое же количество угля. Уран, таким образом, становится драгоценным источником энергии...» [12].
Овладение ядерной энергией, ее высвобождение из недр атомов становилось реальным уже к середине 1941 г. Но все упиралось в отсутствие отечественного урана и в необходимость огромных материальных затрат для создания мощной, очень крупной и специализированной ядерной индустрии.
«Советские ученые были близки к освоению ядерной энергии, но война и первые месяцы поражений надолго остановили работы, связанные с освоением ядерной энергии в СССР. Практически все работы этого направления были заморожены» [1].
Тем временем, в США, Англии и Германии работы, связанные с освоением ядерной энергии, развивались в полную силу. Этому способствовала, как основная причина, ее военная привлекательность. Перспектива раньше всех создать оружие, устрашающее своей разрушительной мощью, побуждала правительства этих стран финансировать разработки в сфере ядерной физики.
«Результатом этих усилий явился первый исследовательский атомный реактор, пущенный 2 декабря 1942 года в Соединенных Штатах под руководством итальянского ученого Энрико Ферми. Дальнейшие разработки в этом направлении привели к беспримерной по своей разрушительной силе атомной бомбардировке японских городов Хиросима и Нагасаки, ознаменовавшей начало ядерной эры» [12].
«Испытания, связанные с расщеплением атомного ядра, в Советском Союзе возобновились лишь в середине 1943 года, но уже в декабре 1946 г. в Москве на территории Института атомной энергии (носящего сейчас имя его основателя И. В. Курчатова) был введен в действие первый в Европе и Азии исследовательский ядерный реактор. В августе 1949 г. было проведено испытание атомной бомбы, а в августе 1953 г. -- водородной. Советские ученые овладели тайнами ядерной энергии, лишив США монополии на ядерное оружие» [3].
«Но создавая ядерное оружие, советские специалисты думали и об использовании ядерной энергии в интересах народного хозяйства, промышленности, науки, медицины и других областей человеческой деятельности. В декабре 1946 г. в СССР был пущен первый в Европе ядерный реактор. В июне 1954 г. вошла в строй первая в мире атомная электростанция в подмосковном городе Обнинске. Первым примером мирового применения ядерной энергии на флоте явился советский атомный ледокол «Ленин», который позволял СССР зимой использовать Северный морской путь. С 1959 по 1966 г. ледокол «Ленин» работал с 3-мя реакторами, а с 1970 г. перешёл на 2 модернизированных реактора. За период 1962-1970 гг. на американском атомоходе «Саванна» был накоплен небольшой опыт эксплуатации, однако из-за неэкономичности судна его использование было прекращено» [9].
«В США также велись разработки в области атомной энергетики. Первое экспериментальное получение электрической энергии от атомного реактора было осуществлено в 1956 г., когда в Аргоннской национальной лаборатории (штат Иллинойс) был запущен энергетический кипящий атомный реактор. В следующем году атомный реактор с охлаждением водой под давлением, запущенный в Шиппингпорте (штат Пенсильвания), начал выдавать 60 МВт электрической энергии. Мощности новых атомных электростанций быстро росли по мере накопления опыта. В 1963г. несколько атомных электростанций (АЭС) уже вырабатывали 200 МВт электрической энергии, и было начато строительство ещё более крупных станций - Ойстер-Крик (штат Нью-Джерси) и Найн-Майл-Пойнт (штат Нью-Йорк). Атомная мощность каждой из этих стран достигла 600 МВт. Атомная энергетика встала на ноги» [12].
«Быстрое увеличение числа АЭС началось в 1965г., когда было выдано семь заказов на строительство АЭС; в следующем году число заказов поднялось до 20, а в 1967г. - до 30. В дальнейшем рост заказов АЭС стал колебаться, но в семидесятые годы существенно увеличился. В середине семидесятых годов уже велось строительство почти 240 АЭС, и большинство строящихся новых АЭС должно было вырабатывать 1000 и более мегаватт электрической энергии. Новый способ производства развивался с поразительной быстротой» [4].
Однако с 1974 по 1978 г. в США было размещено всего 13 новых заказов на ядерные реакторы, и только два заказа на реакторы было сделано в 1978 г. С тех пор США не зарегистрировало ни одного заказа на реакторы для производства атомной энергии. Более того, в 1978 г. аннулировано 13 заказов; 8 заказов аннулировано в 1979 г., 16 - в 1980, 6-в 1981,9 - в 1982, 6 - в 1983 и 8-в 1984. В общей сложности за период с 1978 по 1984 г. было аннулировано 66 заказов на реакторы. Бурный прилив в атомной энергетике сменился не менее сильным отливом.
«Развитие атомной энергетике существенно замедлилось, прежде всего вследствие жарких дебатов в научных кругах и в Конгрессе относительно допустимых уровней радиации от АЭС. Учёные также бурно обсуждали проблемы безопасности, имея в виду возможность предотвращения случайных выбросов радиоактивных веществ. Продолжались дискуссии о том, может ли плутоний заменить уран в качестве ядерного топлива (что в принципе привело бы к существенному расширению запасов ядерного топлива), поскольку плутоний можно похитить и использовать для изготовления атомных бомб. Что поставило под вопрос безопасность использования атомных реакторов» [12].
«Уже в 1986 г. выработка электроэнергии на АЭС мира достигала 15% от общего количества энергии, производимой всеми электростанциями, а в ряде стран ее доля составила 30% (Швеция, Швейцария), 50% (Бельгия) и даже 65-70% (Франция). Достаточно успешно атомная энергетика развивалась и на территории бывшего Советского Союза: строились АЭС, наращивалась минерально-сырьевая урановая база» [8].
Изложенный материал наглядно подтверждает, что всё же первые шаги в атомной энергетике были сделаны в силу военной привлекательности ядерного оружия. Позднее, убедившись в колоссальной разрушительной силе созданного ими ядерного оружия специалисты задумались над использованием ядерной энергии в интересах народного хозяйства, промышленности, науки, медицины и других областей человеческой деятельности. Однако вслед за интенсивным ростом числа АЭС последовало и «заморожение» разработок; это было вызвано в первую очередь жаркими дебатами по вопросам экологической безопасности АЭС, также под сомнением оказалась и оправданность огромных денежных инвестиций в эту область. Экологический вопрос не был закрыт, но стало очевидно, что ядерное топливо всё же является самым дешёвым, и его запасов хватит не менее, чем на 100 лет.
2 Типы ядерных энергетических реакторов
Большая часть ядерной электроэнергии вырабатывается с помощью реакторов двух типов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.
Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из действующих - это реакторы второго поколения.
Появляются новые дизайны, большие и маленькие.
Около 10% мировой электроэнергии производится с помощью ядерной энергии.
«Ядерный реактор производит и контролирует высвобождение энергии при расщеплении атомов определенных элементов. В ядерном энергетическом реакторе выделяющаяся энергия используется в качестве тепла для производства пара для выработки электроэнергии. В исследовательском реакторе основная цель - утилизировать фактические нейтроны, производимые в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для движения» [5].
«Типы ядерных реакторов:
- PWR – водо-водяной реактор;
- BWR – водо-водяной кипящий реактор;
- PHWR – тяжеловодный реактор;
- GCR – газоохлаждаемый реактор;
- LWGR – водографитовый реактор;
- FBR – быстрый реактор;
- HTGR – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
- HWGCR – тяжеловодный газоохлаждаемый реактор;
- HWLWR – тяжеловодный водоохлаждаемый реактор;
- SGHWR – кипящий тяжеловодный реактор» [5].
«Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии одинаковы для большинства типов реакторов. Энергия, выделяющаяся в результате непрерывного деления атомов топлива, используется в виде тепла в газе или воде и используется для производства пара. Пар используется для привода турбин, вырабатывающих электричество (как и на большинстве электростанций, работающих на ископаемом топливе)» [5].
«Первые в мире ядерные реакторы «работали» естественным образом на урановом месторождении около двух миллиардов лет назад. Они находились в богатых ураном рудных телах и смягчались просачивающейся дождевой водой. 17 известных в Окло в Западной Африке, каждая из которых имеет тепловую мощность менее 100 кВт, вместе потребили около шести тонн урана. Предполагается, что они не были уникальными во всем мире» [5].
Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, производят около 85% мировой ядерной электроэнергии. Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (рисунок 1), в котором вода с температурой более 300 °
Рисунок 1 – Водо-водяной ядерный реактор (ВВЭР, PWR)
C находится под давлением в первичном контуре охлаждения / теплопередачи и вырабатывает пар во вторичном контуре. Менее многочисленный реактор с кипящей водой (BWR) производит пар в первом контуре над активной зоной реактора при аналогичных температурах и давлении. Оба типа используют воду в качестве охлаждающей жидкости и замедлителя для замедления нейтронов. Поскольку вода обычно кипит при 100 ° C, они имеют прочные стальные сосуды под давлением или трубы для обеспечения более высокой рабочей температуры. В другом типе в качестве замедлителя используется тяжелая вода с атомами дейтерия. Поэтому для различения используется термин «легкая вода» [5].
«На 1 января 2019 года суммарная установленная электрическая мощность атомных электростанций России составляет 11,98 % от установленной мощности электростанций энергосистемы, а доля атомной энергетики в общей выработке объединенных энергетических систем (ОЭС) России в 2018 году составила 18,7 %» [6].
«Россия обладает полным спектром технологий атомной энергетики от добычи урановых руд до выработки электроэнергии. Осуществляет проектирование, строительство и вывод из эксплуатации атомных энергоблоков. Россия является мировым лидером по обогащению урана, владеет технологиями проектирования и фабрикации ядерного топлива, ведет переработку и утилизацию отработанного ядерного топлива. Занимает второе место среди стран Европы по мощности атомной генерации» [6].
«В российской атомной отрасли работает свыше 250 000 человек, на более 400 предприятиях (включая АЭС, машиностроительные, производственные и научные предприятия)» [6].
Рисунок 2 – АЭС на карте России: эксплуатируемые, строящиеся и остановленные
Последняя на сегодняшний день построенная в России АЭС – Ленинградская АЭС-2
«Ленинградская АЭС является филиалом АО «Концерн Росэнергоатом», расположена в городе Сосновый Бор, в 40 км западнее Санкт-Петербурга на берегу Финского залива. ЛАЭС является крупнейшей в России по установленной мощности 4200 МВт и единственной с двумя типами реакторов: в работе три действующих энергоблока РБМК-1000 (уран-графитовые ядерные реакторы канального типа на тепловых нейтронах электрической мощностью 1000 МВт) и один энергоблок поколения 3+ ВВЭР-1200 (водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1200 МВт). Первый в стране энергоблок РБМК-1000 остановлен для вывода из эксплуатации 21 декабря 2018 г. Продолжается сооружение энергоблока № 2 ВВЭР-1200. Заказчик-застройщик проекта сооружения замещающих мощностей Ленинградской АЭС - АО «Концерн Росэнергоатом»; генеральный проектировщик - АО «АТОМПРОЕКТ», генеральный подрядчик - АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2» [5].
«По сравнению с традиционными энергоблоками (ВВЭР-1000) проект, по которому построен блок поколения «3+» ЛАЭС, обладает рядом преимуществ, существенно повышающих его экономические характеристики и безопасность. Так, электрическая мощность реакторной установки повышена на 20%, с 1000 до 1200 МВт; срок службы основного оборудования увеличен в два раза, с 30 до 60 лет. При этом энергоблок отвечает самым высоким международным требованиям в области ядерной безопасности» [5].
Проект ЛАЭС-2 (рисунок 3). является референтным для таких международных проектов Госкорпорации «Росатом» как Белорусская АЭС, АЭС «Пакш-2», АЭС «Эль-Дабаа», АЭС «Ханхикиви-1» и т.д.
Рисунок 3 - Ленинградская АЭС-2
Для большинства типов реакторов характерно несколько компонентов.
«Топливо. Уран является основным топливом. Обычно таблетки оксида урана (UO 2) размещаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток» [11].
«В новом реакторе с новым топливом необходим источник нейтронов для запуска реакции. Обычно это бериллий в смеси с полонием, радием или другим альфа-излучателем. Альфа-частицы в результате распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12. Для перезапуска реактора с использованием некоторого количества отработанного топлива этого может не потребоваться, поскольку нейтронов может быть достаточно для достижения критичности при удалении регулирующих стержней» [11].
«Замедлитель. Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, выделяющиеся при делении, так что они вызывают большее деление. Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит» [11].
«Управляющие стержни или лопасти. Они изготовлены из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны для управления скоростью реакции или для ее остановки. используется, чтобы ядро могло эффективно поддерживать низкий уровень мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе - его концентрацию можно регулировать со временем по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, а крестообразные лопасти BWR - снизу активной зоны» [11].
При делении большинство нейтронов высвобождаются быстро, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система (или реактор) с цепной реакцией могла быть управляемой и иметь возможность удерживать ее в критическом состоянии.
Охлаждающая жидкость. Жидкость, циркулирующая через активную зону для передачи тепла от нее. В легководных реакторах водяной замедлитель действует также как теплоноситель первого контура. За исключением BWR, есть вторичный контур теплоносителя, где вода становится паром. (См. Также следующий раздел о характеристиках теплоносителя первого контура.) PWR имеет от двух до четырех контуров теплоносителя первого контура с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством - в китайской конструкции Hualong One их три, каждый из которых приводится в действие электродвигателем мощностью 6,6 МВт, с каждым насосным агрегатом. весом 110 тонн.
Резервуар высокого давления или трубы высокого давления. Обычно это прочный стальной корпус, содержащий активную зону реактора и замедлитель / теплоноситель, но это может быть ряд труб, удерживающих топливо и транспортирующих теплоноситель через окружающий замедлитель.
Парогенератор. Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR и PHWR), где теплоноситель первого контура высокого давления, приносящий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре. По сути, это теплообменник, подобный радиатору автомобиля. * Реакторы имеют до шести «контуров», каждый с парогенератором. С 1980 года более чем у 110 реакторов PWR были заменены парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, более половины из них в США.
Это большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой - здесь от первичного контура высокого давления в PWR ко вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который является радиоактивным из-за азота-16 (N-16, образованного нейтронной бомбардировкой кислорода, с периодом полураспада 7 секунд). Вторичная вода должна протекать через опорные конструкции для труб. Все это должно быть спроектировано таким образом, чтобы трубки не вибрировали и не трогались, работать так, чтобы не накапливались отложения, препятствующие потоку, и поддерживать химический уход во избежание коррозии. Трубки, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная пропускная способность предназначена для этого.
Защитная оболочка. Конструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, предназначенная для защиты реактора от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае серьезной неисправности внутри. Обычно это бетонная и стальная конструкция метровой толщины.
Более новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловители активной зоны» под сосудом высокого давления для улавливания расплавленного материала активной зоны в случае крупной аварии.
Как показано в следующей таблице, существует несколько различных типов реакторов.
Таблица 1 – Мировые атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии
| Тип реактора | Основные страны | Число | GWe | Топливо | Охлаждающая жидкость | Модератор |
| Реактор с водой под давлением (PWR) | США, Франция, Япония, Россия, Китай, Южная Корея | обогащенный UO 2 | вода | вода | ||
| Реактор с кипящей водой (BWR) | США, Япония, Швеция | обогащенный UO 2 | вода | вода | ||
| Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR) | Канада, Индия | природный UO 2 | тяжелая вода | тяжелая вода | ||
| Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (AGR) | Великобритания | природный U (металл), обогащенный UO 2 | CO 2 | графит | ||
| Легководный графитовый реактор (LWGR) | Россия | обогащенный UO 2 | вода | графит | ||
| Реактор на быстрых нейтронах (FBR) | Россия | 1.4 | PuO 2 и UO 2 | жидкий натрий | - | |
| ВСЕГО |
Большинство реакторов необходимо остановить для перегрузки топлива, чтобы корпус реактора можно было открыть. В этом случае перегрузка производится с интервалом в 12, 18 или 24 месяца, когда от четверти до трети ТВС заменяются свежими. Типы CANDU и РБМК имеют напорные трубы (а не сосуд высокого давления, в котором находится активная зона реактора) и могут заправляться под нагрузкой путем отсоединения отдельных напорных труб (рисунок 4).
Рисунок 4 - Современный транспортный контейнер среднего и высокого уровня для ядерных отходов
Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране вместо обогащенного. Природный уран имеет тот же элементный состав, что и при его добыче (0,7% U-235, более 99,2% U-238), в обогащенном уране доля делящегося изотопа (U-235) увеличена с помощью процесса, называемого обогащением, обычно до 3,5 - 5,0%. В этом случае замедлителем может быть обычная вода, и такие реакторы собирательно называются легководными реакторами. Поскольку легкая вода поглощает нейтроны, а также замедляет их, она менее эффективна в качестве замедлителя, чем тяжелая вода или графит. Некоторые новые конструкции реакторов малой мощности требуют высокообогащенного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного почти до 20% по U-235.
Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний, и Pu-239 в итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.
В большинстве реакторов топливом является керамический оксид урана (UO 2 с температурой плавления 2800 ° C), и большая часть его является обогащенным. Топливные таблетки (обычно диаметром около 1 см и длиной 1,5 см) обычно размещаются в длинной трубке из циркониевого сплава (циркалоя), образуя топливный стержень, причем цирконий является твердым, коррозионно-стойким и прозрачным для нейтронов. * Многочисленные стержни образуют топливный стержень. тепловыделяющая сборка, представляющая собой открытую решетку, которую можно поднимать в активную зону реактора и из нее. В наиболее распространенных реакторах их длина составляет около 4 метров. Топливная сборка BWR может весить около 320 кг, а топливная сборка PWR - 655 кг, и в этом случае они содержат 183 кг урана и 460 кгU соответственно. В обоих задействовано около 100 кг циркалоя.
* Цирконий - важный минерал для ядерной энергетики, где он находит основное применение. Поэтому торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для производства циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который содержит около 98% Zr плюс около 1,5% олова, а также железо, хром и иногда никель для повышения его прочности.
Важной отраслевой инициативой является разработка аварийно-устойчивых видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с повышенной устойчивостью к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.
3 Достоинства и недостатки атомной энергетики
Преимущества атомной энергетики.
Низкие вредные выбросы. Электроэнергия, произведенная на атомной электростанции, вызывает меньше выбросов парниковых газов по сравнению с выбросами угольных электростанций и других традиционных источников энергии. Производство ядерной энергии не приводит к выбросам метана и диоксида углерода, которые являются парниковыми газами, ответственными за глобальное потепление. С учетом этого ущерб окружающей среде от использования ядерных источников энергии считается минимальным.
Высокая надежность. По сравнению с возобновляемыми источниками энергии, такими как солнце и ветер, выработка электроэнергии на атомных электростанциях более надежна. Хотя производство электроэнергии из возобновляемых источников зависит от климатических условий, в ядерной энергетике таких препятствий нет. Атомные энергоблоки могут непрерывно вырабатывать электроэнергию в течение нескольких месяцев без перебоев. Кроме того, с запасами урана, которых, как ожидается, хватит на более чем 70 лет, ядерная энергия обеспечивает более высокую надежность по сравнению с другими источниками энергии.
Низкие эксплуатационные расходы. Хотя установка атомных электростанций требует огромных начальных инвестиций, затраты, связанные с их последующей эксплуатацией, невелики. Затраты на топливо атомных электростанций также невысоки, и электричество, производимое на них, также не является дорогим. Учитывая их типичный срок службы, который составляет около 40-60 лет, общие затраты, связанные с выработкой электроэнергии на атомных электростанциях, сравнительно минимальны. Более того, колебания цен на уран не окажут большого влияния на затраты на производство электроэнергии на атомной электростанции.
Высокая плотность энергии. Источники ядерной энергии имеют более высокую плотность, чем ископаемое топливо, и выделяют огромное количество энергии. Из-за этого атомные электростанции требуют небольшого количества топлива, но вырабатывают огромное количество энергии. Энергия, производимая в процессе ядерного деления, в миллион раз больше, чем у тепловой электростанции.
Недостатки атомной энергетики.
Ущерб окружающей среде. Один из основных недостатков ядерной энергетики - это воздействие урана на окружающую среду. Хотя транспортировка ядерного топлива на электростанцию может вызвать загрязнение, процесс добычи и переработки урана также вызывает озабоченность. Кроме того, использованный уран может представлять опасность, поскольку топливо радиоактивно.
Проблемы утилизации топливных отходов. Огромное количество ядерных отходов, создаваемых электростанциями, может привести к высокому уровню радиации и повышению температуры. Передача этого излучения может нанести потенциальный ущерб окружающей атмосфере. Стоимость обращения с ядерными отходами также высока (рисунок 4).
Ограниченные запасы урана. Как и в случае с ископаемым топливом, запасы урана ограничены и присутствуют в нескольких странах. Процессы добычи и очистки урана требуют огромных затрат. Транспортировка очищенного урана для использования на атомных электростанциях также потребует огромных затрат. Поскольку при переработке урана образуется большое количество отходов, любое неправильное обращение с процессами может повлиять на окружающую среду и создать опасность для здоровья людей.
Длительные сроки строительства. Строительство атомных электростанций обычно занимает несколько лет, так как они требуют большой инфраструктуры. Трудности производства электроэнергии на атомной станции за короткий период времени делают их менее выгодными по сравнению со строительством электростанций, работающих на традиционных источниках. Кроме того, требуются огромные инвестиции для строительства атомной электростанции, так как затраты на установку систем радиационной защиты высоки.
4 Перспективы развития атомной энергетики
Перспективы развития атомной энергетики напрямую определяются её способностью конкурировать по цене электроэнергии с ТЭС и возобновляемой энергетикой. В современных условиях, когда высока доступность природного газа, а стоимость СЭС и ВЭС продолжает снижаться, перспективы развития атомной энергетики в мире выглядят умеренными. Её мощность будет увеличиваться (главным образом, за счёт Китая и других новых индустриальных стран), но доля в мировом энергобалансе будет оставаться стабильной или даже чуть снижаться.
Теоретически можно ожидать качественного «ренессанса» атомной генерации в случае существенного удешевления стоимости строительства АЭС или в случае радикального ужесточения политики по борьбе с выбросами парниковых газов. В последнем случае современная возобновляемая энергетика будучи зависимой от климатических условий попросту не сможет удовлетворить потребности всех стран в доступной «безуглеродной» энергии, и АЭС могут стать эффективной альтернативой (рисунок 5).
Рисунок 5 – График прогноза мощности АЭС мира
«Что касается России, то в нашей стране ситуация осложняется тем, что на пирог под названием «конечная цена электроэнергии» претендует слишком много сторон (программы модернизации ТЭС, развития возобновляемой энергетики, строительства мусоросжигательных заводов, цифровизации электросетей и т. д.), и для атомщиков остаётся только его небольшой кусок. По факту в стране осуществляется замещение устаревших энергоблоков — и именно продолжения этого процесса следует ожидать в будущем» [7].
«Перспективы широкого внедрения обновленных реакторов на быстрых нейтронах в России и зарубежных странах довольно ограничены. Эти реакторы отличаются более высокой удельной стоимостью по сравнению с традиционными ВВЭР/LWR. Например, по данным инвестпрограммы «Росэнергоатома», БН-800 обошёлся в 161 млн руб./МВт, что выше значений для ВВЭР-1200 на Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2 (114 млн руб./МВт). Ожидается, что БН-1200 окажется дешевле БН-800, но этот проект существует только на бумаге. И это речь идёт о реакторах с натриевым теплоносителем — наиболее развитом направлении реакторов на быстрых нейтронах. А если посмотреть на альтернативные направления (реакторы со свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем), то они не дошли даже до эксплуатации опытно-промышленных объектов» [8].
«Опережая ВВЭР по стоимости строительства, реакторы на быстрых нейтронах обладают такими преимуществами, которые сейчас не очень актуальны. Цены на уран находятся гораздо ниже отметок десятилетней давности, и объективная потребность в замыкании ядерного топливного цикла попросту отсутствует. Возможно, потребность возникнет через несколько десятилетий в Китае — но это крайне далёкая перспектива» [8].
«Что касается перспективы развития проектов малой атомной генерации, то на наш взгляд, они являются весьма ограниченными. Плавучие атомные электростанции (ПАТЭС) типа «Академик Ломоносов» совсем не подходят для массовых поставок из-за огромной стоимости (более 500 млн руб./МВт, даже в рамках серийного производства планируется снизить её лишь до 400 млн руб./МВт). Соответственно, вместо подобной ПАТЭС потенциальным потребителям выгоднее обойтись традиционными решениями — угольной или мазутной ТЭС, либо газовой ТЭС с плавучим регазификационным терминалом» [8].
«Теоретически можно ожидать поставок на экспорт улучшенных проектов ПАТЭС (например, на базе реакторной установки РИТМ-200М), но они пока существуют только в качестве проектов. Что касается их размещения, то для ПАТЭС и малой атомной генерации в целом наиболее подходящими местами являются удалённые территории, изолированные от крупных энергосистем» [8].
«Альтернативные проекты малой атомной генерации теоретически более перспективны, чем ПАТЭС, но и они не лишены принципиальных недостатков этой концепции. Первый — это высокая удельная стоимость, связанная с тем, что системы защиты реактора плохо «масштабируются вниз». Во-вторых, для малой атомной генерации ещё в большей степени, чем для крупной, актуален вопрос лицензирования» [8].
Заключение
Работа посвящена изучению курса «Проблемы устойчивого развития, а именно теме атомной энергетики, ее перспективам, недостаткам и преимуществам.
Целью работы являлось рассмотрение все преимущества и недостатки атомно