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.

Применение ядерной энергии для преобразования ее в электрическую впервые было осуществлено в нашей стране в 1954 г. В г. Обнинске была введена в действие первая атомная электростанция (АЭС) мощностью 5000 кВт. Энергия, выделяющаяся в ядерном реакторе, использовалась для превращения воды в пар, который вращал затем связанную с генератором турбину. Развитие ядерной энергетики. По такому же принципу действуют введенные в эксплуатацию Нововоронежская, Ленинградская, Курская, Кольская и другие АЭС. Реакторы этих станций имеют мощность 500-1000 МВт. Атомные электростанции строятся прежде всего в европейской части страны. Это связано с преимуществами АЭС по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе. Ядерные реакторы не потребляют дефицитного органического топлива и не загружают перевозками угля железнодорожный транспорт. Атомные электростанции не потребляют атмосферный кислород и не засоряют среду золой и продуктами сгорания. Однако размещение АЭС в густонаселенных областях таит в себе потенциальную угрозу. В реакторах на тепловых (т. е. медленных) нейтронах уран используется лишь на 1 -2%. Полное использование урана достигается в реакторах на быстрых нейтронах, в которых обеспечивается также воспроизводство нового ядерного горючего в виде плутония. В 1980 г. на Белоярской АЭС состоялся пуск первого в мире реактора на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ядерной энергетике, как и многим другим отраслям промышленности, присущи вредные или опасные факторы воздействия на окружающую среду. Наибольшую потенциальную опасность представляет радиоактивное загрязнение. Сложные проблемы возникают с захоронением радиоактивных отходов и демонтажем отслуживших свой срок атомных электростанций. Срок их службы около 20 лет, после чего восстановление станций из-за многолетнего воздействия радиации на материалы конструкций невозможно. АЭС проектируется с расчетом на максимальную безопасность персонала станции и населения. Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия предприятий ядерной энергетики в нормальном режиме эксплуатации. Однако взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции реакторов остается реальностью, поэтому принимаются строжайшие меры для снижения этого риска. Ядерные реакторы устанавливаются на атомных подводных лодках и ледоколах. Ядерное оружие. Неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом увеличения нейтронов осуществляется в атомной бомбе. Для того чтобы происходило почти мгновенное выделение энергии (взрыв), реакция должна идти на быстрых нейтронах (без применения 235 замедлителей). Взрывчатым веществом служит чистый уран g2U или 239 плутоний 94Ри. Чтобы мог произойти взрыв, размеры делящегося материала должны превышать критические. Это достигается либо путем быстрого соединения двух кусков делящегося материала с докритическими размерами, либо же за счет резкого сжатия одного куска до размеров, при которых утечка нейтронов через поверхность падает настолько, что размеры куска оказываются надкритическими. То и другое осуществляется с помощью обычных взрывчатых веществ. При взрыве бомбы температура достигает десятков миллионов кельвин. При такой температуре резко повышается давление и образуется мощная взрывная волна. Одновременно возникает мощное излучение. Продукты цепной реакции при взрыве бомбы сильно радиоактивны и опасны для живых организмов. Атомные бомбы применили США в конце Второй мировой войны против Японии. В 1945 г. были сброшены атомные бомбы на японские города Хиросима и Нагасаки. В термоядерной (водородной) бомбе для инициирования реакции синтеза используется взрыв атомной бомбы, помещенной внутри термоядерной. Нетривиальным решением оказалось то, что взрыв атомной бомбы используется не для повышения температуры, а для сильнейшего сжатия термоядерного топлива излучением, образующимся при взрыве атомной бомбы. В нашей стране основные идеи создания термоядерного взрыва были выдвинуты А. Д. Сахаровым. С созданием ядерного оружия победа в войне стала невозможной. Ядерная война способна привести человечество к гибели, поэтому народы всего мира настойчиво борются за запрещение ядерного оружия.

Применение ядерной энергии в современном мире оказывается настолько важным, что если бы мы завтра проснулись, а энергия ядерной реакции исчезла, мир, таким как мы его знаем, пожалуй, перестал бы существовать. Мирное составляет основу промышленного производства и жизни таких стран, как Франция и Япония, Германия и Великобритания, США и Россия. И если две последние страны еще в состоянии заместить ядерные источники энергии на тепловые станции , то для Франции, или Японии это попросту невозможно.

Использование атомной энергии создает много проблем. В основном все эти проблемы связаны с тем, что используя себе на благо энергию связи атомного ядра (которую мы и называем ядерной энергией), человек получает существенное зло в виде высокорадиоактивных отходов, которые нельзя просто выбросить. Отходы от атомных источников энергии требуется перерабатывать, перевозить, захоранивать, и хранить продолжительное время в безопасных условиях.

Плюсы и минусы, польза и вред от использования ядерной энергии

Рассмотрим плюсы и минусы применения атомной-ядерной энергии, их пользу, вред и значение в жизни Человечества. Очевидно, что атомная энергия сегодня нужна лишь промышленно развитым странам. То есть, основное применение мирная ядерная энергия находит в основном, на таких объектах, как заводы, перерабатывающие предприятия, и т.п. Именно энергоемкие производства, удаленные от источников дешевой электроэнергии (вроде гидроэлектростанций) задействуют ядерные станции для обеспечения и развития своих внутренних процессов.

Аграрные регионы и города не слишком нуждаются в атомной энергии. Ее вполне можно заместить тепловыми и другими станциями. Получается, что овладение, получение, развитие, производство и использование ядерной энергии по большей части направлено на удовлетворение наших потребностей в промышленной продукции. Посмотрим, что это за производства: автомобильная промышленность, военные производства, металлургия, химическая промышленность, нефтегазовый комплекс, и т.д.

Современный человек хочет ездить на новой машине? Хочет одеваться в модную синтетику, кушать синтетику и упаковывать все в синтетику? Хочет ярких товаров разных форм и размеров? Хочет все новых телефонов, телевизоров, компьютеров? Хочет много покупать, часто менять оборудование вокруг себя? Хочет вкусно питаться химической едой из цветных упаковок? Хочет жить спокойно? Хочет слышать сладкие речи с телеэкрана? Хочет, чтобы танков было много, а также ракет и крейсеров, а еще снарядов и пушек?

И он все это получает. Неважно, что в конце расхождение между словом и делом приводит к войне. Неважно, что для его утилизации также нужна энергия. Пока что человек спокоен. Он ест, пьет, ходит на работу, продает и покупает.

А для всего этого нужна энергия. А еще для этого нужно очень много нефти, газа, металла и т.п. И все эти промышленные процессы нуждаются в атомной энергии. Поэтому кто бы что ни говорил, до тех пор, пока не будет запущен в серию первый промышленный реактор термоядерного синтеза, атомная энергетика будет только развиваться.

В плюсы ядерной энергии мы можем смело записать все то, к чему мы привыкли. К минусам – печальную перспективу скорой смерти в коллапсе исчерпания ресурсов, проблемах ядерных отходов, росте численности населения и деградации пахотных площадей. Иначе говоря, атомная энергетика позволила человеку еще сильнее начать овладевать природой, насилуя ее сверх меры настолько, что он за несколько десятилетий преодолел порог воспроизводства основных ресурсов, запустив между 2000 и 2010 годами процесс схлопывания потребления. Этот процесс объективно уже не зависит от человека.

Всем придется меньше есть, меньше жить и меньше радоваться окружающей природе. Здесь кроется еще один плюс-минус атомной энергии, который заключается в том, что страны, овладевшие атомом, смогут эффективнее перераспределять под себя скудеющие ресурсы тех, кто атомом не овладел. Более того, только развитие программы термоядерного синтеза позволит человечеству элементарно выжить. Теперь поясним на пальцах, что же это за «зверь» — атомная (ядерная) энергия и с чем ее едят.

Масса, материя и атомная (ядерная) энергия

Часто приходится слышать утверждение, что «масса и энергия одно и то же», или же такие суждения, будто выражение Е=mс2 объясняет взрыв атомной (ядерной) бомбы. Сейчас, когда вы получили первое представление о ядерной энергии и ее применении, было бы поистине неразумно сбивать вас с толку такими утверждениями, как «масса равна энергии». Во всяком случае, такой способ трактовки великого открытия не из лучших. По-видимому, это всего лишь острословие молодых реформистов, «Галилеев нового времени». На деле же предсказание теории, которое проверено многими экспери-ментами, говорит лишь о том, что энергия имеет массу.

Сейчас мы разъясним современную точку зрения и дадим небольшой обзор истории ее развития.
Когда энергия любого материального тела возрастает, его масса увеличивается, и мы приписываем эту дополнительную массу приросту энергии. Например, при поглощении излучения поглотитель становится горячее и его масса возрастает. Однако возрастание настолько мало, что остается за пределами точности измерений в обычных опытах. Напротив, если вещество испускает излучение, то оно теряет капельку своей массы, которая уносится излучением. Возникает более широкий вопрос: не обусловлена ли вся масса вещества энергией, т. е. не заключен ли во всем веществе громадный запас энергии? Много лет назад радиоактивные превращения на это ответили положительно. При распаде радиоактивного атома выделяется огромное количество энергии (в основном в виде кинетической энергии), а малая часть массы атома исчезает. Об этом ясно говорят измерения. Таким образом, энергия уносит с собой массу, уменьшая тем самым массу вещества.

Следовательно, часть массы вещества взаимозаменяема массой излучения, кинетической энергией и т. п. Вот почему мы говорим: «энергия и вещество способны частично к взаимным превращениям». Более того, мы теперь можем создавать частицы вещества, которые обладают массой и способны полностью превращаться в излучение, также имеющее массу. Энергия этого излучения может перейти в другие формы, передав им свою массу. И наоборот, излучение способно превращаться в частицы вещества. Так что вместо «энергия обладает массой» мы можем сказать «частицы вещества и излучение — взаимопревращаемы, а потому способны к взаимным превращениям с другими формами энергии». В этом и состоит создание и уничтожение вещества. Такие разрушительные события не могут происходить в царстве обычной физики, химии и техники, их следует искать либо в микроскопических, но активных процессах, изучаемых ядерной физикой, либо в высокотемпературном горниле атомных бомб, на Солнце и звездах. Однако было бы неразумно утверждать, что «энергия - это масса». Мы говорим: «энергия, как и вещество, имеет массу».

Масса обычного вещества

Мы говорим, что масса обычного вещества таит в себе огромный запас внутренней энергии, равной произведению массы на (скорость света)2. Но эта энергия заключена в массе и не может быть высвобождена без исчезновения хотя бы части ее. Как возникла столь удивительная идея и почему она не была открыта раньше? Ее предлагали и раньше - эксперимент и теория в разных видах,- но вплоть до двадцатого века изменение энергии не наблюдали, ибо в обычных экспериментах оно соответствует невероятно малому изменению массы. Однако сейчас мы уверены, что летящая пуля благодаря своей кинетической энергии имеет дополнительную массу. Даже при скорости 5000 м/сек пуля, которая в покое весила ровно 1 г, будет иметь полную массу 1,00000000001 г. Раскаленная добела платина массой 1 кг всего прибавит 0,000000000004 кг и практически ни одно взвешивание не сможет зарегистрировать эти изменения. Только когда из атомного ядра высвобождаются огромные запасы энергии или когда атомные «снаряды» разгоняются до скорости, близкой к скорости света, масса энергии становится заметной.

С другой стороны, даже едва уловимая разница масс знаменует возможность выделения огромного количества энергии. Так, атомы водорода и гелия имеют относительные массы 1,008 и 4,004. Если бы четыре ядра водорода смогли объединиться в одно ядро гелия, то масса 4,032 изменилась бы до 4,004. Разница невелика, всего 0,028, или 0,7%. Но она означала бы гигантское выделение энергии (преимущественно в виде излучения). 4,032 кг водорода дали бы 0,028 кг излучения, которое имело бы энергию около 600000000000 Кал.

Сравните это с 140 000 Кал, выделяющимися при соединении того же количества водорода с кислородом в химическом взрыве.
Обычная кинетическая энергия дает заметный вклад в массу очень быстрых протонов, получаемых на циклотронах, и это создает трудности при работе с такими машинами.

Почему мы все же верим, что Е=mс2

Сейчас мы воспринимаем это как прямое следствие теории относительности, но первые подозрения возникли уже ближе к концу 19 века, в связи со свойствами излучения. Тогда казалось вероятным, что излучение обладает массой. А поскольку излучение переносит, как на крыльях, со скоростью с энергию, точнее, само есть энергия, то появился пример массы, принадлежащей чему-то «невещественному». Экспериментальные законы электромагнетизма предсказывали, что электромагнитные волны должны обладать «массой». Но до создания теории относительности только необузданная фантазия могла распространить соотношение m=Е/с2 на другие формы энергии.

Всем сортам электромагнитного излучения (радиоволнам, инфракрасному, видимому и ультрафиолетовому свету и т. д.) свойственны некоторые общие черты: все они распространяются в пустоте с одинаковой скоростью и все переносят энергию и импульс. Мы представляем себе свет и другое излучение в виде волн, распространяющихся с большой, но определенной скоростью с=3*108 м/сек. Когда свет падает на поглощающую поверхность, возникает теплота, показывающая, что поток света несет энергию. Эта энергия должна распространяться вместе с потоком с той же скоростью света. На деле скорость света именно так и измеряется: по времени пролета порцией световой энергии большого расстояния.

Когда свет падает на поверхность некоторых металлов, он выбивает электроны, вылетающие точно так же, как если бы их ударил компактный шарик. , по всей видимости, распространяется концентрированными порциями, которые мы называем «квантами». В этом и заключается квантовый характер излучения, несмотря на то, что эти порции, по-видимому, создаются волнами. Каждая порция света с одной и той же длиной волны обладает единой и той же энергией, определенным «квантом» энергии. Такие порции мчатся со скоростью света (собственно, они-то и есть свет), перенося энергию и количество движения (импульс). Все это позволяет приписать излучению некую массу - каждой порции приписывается определенная масса.

При отражении света от зеркала теплота не выделяется, ибо отраженный луч уносит всю энергию, но на зеркало действует давление, подобное давлению упругих шариков или молекул. Если же вместо зеркала свет попадает на черную поглощающую поверхность, давление становится вдвое меньше. Это свидетельствует о том, что луч несет количество движения, поворачиваемое зеркалом. Следовательно, свет ведет себя так, как если бы у него была масса. Но можно ли откуда-то еще узнать, что нечто обладает массой? Существует ли масса по своему собственному праву, как, например, длина, зеленый цвет или вода? Или это искусственное понятие, определяемое поведением наподобие Скромности? Масса, на самом деле, известна нам в трех проявлениях:

• А. Туманное утверждение, характеризующее количество «вещества», (Масса с этой точки зрения присуща веществу - сущности, которую мы можем увидеть, потрогать, толкнуть).
• Б. Определенные утверждения, увязывающие ее с иными физическими величинами.
• В. Масса сохраняется.

Остается определить массу через количество движения и энергию. Тогда любая движущаяся вещь с количеством движения и энергией должна иметь «массу». Ее массой должно быть (количество движения)/(скорость).

Теория относительности

Стремление увязать воедино серию экспериментальных парадоксов, касающихся абсолютного пространства и времени, породило теорию относительности. Два сорта экспериментов со светом давали противоречивые результаты, а опыты с электричеством еще больше обострили этот конфликт. Тогда Эйнштейн предложил изменить простые геометрические правила сложения векторов. Это изменение и составляет сущность его «специальной теории относительности».

Для малых скоростей (от медлительной улитки до быстрейшей из ракет) новая теория согласуется со старой.
При высоких скоростях, сравнимых со скоростью света, наше измерение длин или времени модифицируется движением тела относительно наблюдателя, в частности масса тела становится тем больше, чем быстрее оно движется.

Затем теория относительности провозгласила, что это увеличение массы носит совершенно общий характер. При обычных скоростях никаких изменений нет, и только при скорости 100 000 000 км/час масса возрастает на 1%. Однако для электронов и протонов, вылетающих из радиоактивных атомов или современных ускорителей, оно достигает 10, 100, 1000%…. Опыты с такими высокоэнергетическими частицами великолепно подтверждают соотношение между массой и скоростью.

На другом краю находится излучение, не имеющее массы покоя. Это не вещество и его нельзя удержать в покое; оно просто имеет массу, и движется со скоростью с, так что его энергия равна mс2. О квантах, мы говорим как о фотонах, когда хотим отметить поведение света как потока частиц. Каждый фотон имеет определенную массу m, определенную энергию Е=mс2 и количество движения (импульс).

Ядерные превращения

В некоторых экспериментах с ядрами массы атомов после бурных взрывов, складываясь, не дают ту же самую полную массу. Освобожденная энергия уносит с собой и какую-то часть массы; кажется, что недостающая часть атомного материала исчезла. Однако если мы припишем измеренной энергии массу Е/с2, то обнаружим, что масса сохраняется.

Аннигиляция вещества

Мы привыкли думать о массе как о неизбежном свойстве материи, поэтом переход массы из вещества в излучение - от лампы к улетающему лучу света выглядит почти как уничтожение вещества. Еще один шаг - и мы с удивлением обнаружим то, что происходит на самом деле: положительный и отрицательный электроны, частички вещества, соединившись вместе, полностью превращаются в излучение. Масса их вещества превращается в равную ей массу излучения. Это случай исчезновения вещества в самом буквальном смысле. Как в фокусе, во вспышке света.

Измерения показывают, что (энергия, излучения при аннигиляции)/ с2 равна полной массе обоих электронов - положительного и отрицательного. Антипротон, соединяясь с протоном, аннигилирует, обычно с выбросом более легких частиц с большой кинетической энергией.

Создание вещества

Сейчас, когда мы научились распоряжаться высокоэнергетическим излучением (сверхкоротковолновыми рентгеновскими лучами), мы можем приготовить из излучения частицы вещества. Если такими лучами бомбардировать мишень, они дают иногда пару частиц, например положительный и отрицательный электроны. И если снова воспользоваться формулой m=Е/с2 как для излучения, так и для кинетической энергии, то масса будет сохраняться.

Просто о сложном – Ядерная (Атомная) энергия

• Галерея изображений, картинки, фотографии.
• Ядерная энергия, энергия атома – основы, возможности, перспективы, развитие.
• Интересные факты, полезная информация.
• Зеленые новости – Ядерная энергия, энергия атома.
• Ссылки на материалы и источники – Ядерная (Атомная) энергия.

«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.).

PAGE_BREAK--

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 = 7,7·109E. 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.

Продолжение
--PAGE_BREAK--

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).

Продолжение
--PAGE_BREAK--

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.

Классическими источниками энергии с самого начала индустриализации являлись природные ископаемые: нефть, газ и уголь, сжигаемые с целью получения энергии. С развитием промышленности и других отраслей, а также в связи с неминуемым человечество открывает все новые источники энергии, не так пагубно влияющие на окружающую среду, более энергетически выгодные и не требующие истощения исчерпаемых природных ресурсов. Ядерная энергетика (также называемая атомной) заслуживает особого внимания.

В чем же заключается ее преимущество? Ядерная энергетика базируется в основном на использовании урана в качестве источника энергии и, в меньшей степени, плутония. Запасы урана в земной коре и мировом океане, которые можно добыть с использованием современных технологий, оцениваются числом 10 8 тонн. Этого количества хватит еще на тысячи лет, что несравнимо с оставшимися запасами, например, той же нефти. Ядерная энергетика при грамотной эксплуатации и утилизации отходов практически безопасна для экологической ситуации - количество выбросов в окружающую среду различных вредных веществ ничтожно мало. Наконец, эффективна с экономической точки зрения. Все это говорит о том, что развитие ядерной энергетики имеет огромную значимость для энергетической промышленности в целом.

На сегодняшний день доля АЭС в мировом энергопроизводстве составляет примерно 16%. Ядерная энергетика на данный момент развивается с несколько замедленной скоростью. Основная причина этого - распространившееся среди общественности убеждение в ее опасности. Случившаяся несколько лет назад катастрофа в Японии и все еще незабытая способствуют созданию неприятного имиджа атомной энергетики. Дело в том, что причинами подобных катастроф всегда является и/или несоблюдение техники безопасности. Соответственно, при аккуратной эксплуатации и развитии обеспечения безопасности на вероятность подобных происшествий минимизируется.

К другим проблемам атомной энергетики также относятся вопросы об утилизации и судьбе нефункционирующих АЭС. Что касается отходов, то их количество значительно меньше числа таковых в остальных отраслях энергетической промышленности. Также проводятся различные исследования, целью которых является обнаружение оптимального способа утилизации отходов.

Перспективы ядерной энергетики в современной промышленности тем не менее, скорее, отрицательные. Несмотря на ее теоретическое преимущество, в реальности выяснилось, что полностью заменить классические отрасли атомная энергетика не может. Кроме того, свою роль играют общественное недоверие к ней и проблемы с обеспечением безопасности на АЭС. Хотя, безусловно, в ближайшее время ядерная энергетика не исчезнет как таковая, на нее вряд ли будут возлагаться большие надежды, и она просто будет дополнять классическую энергетическую промышленность.